• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권12호
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• pp.4499-4513
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• 2022

Spent fuel behavior of dry storage was simulated in a continuous state from steady-state operation by modifying FRAPCON-4.0 to incorporate spent fuel-specific fuel behavior models. Spent fuel behavior of a typical PWR was compared with that of NuScale Power Module (NPM^TM). Current PWR discharge burnup (60 MWd/kgU) gives a sufficient margin to the hoop stress limit of 90 MPa. Most hydrogen precipitation occurs in the first 50 years of dry storage, thereby no extra phenomenological safety factor is identified for extended dry storage up to 100 years. Regulation for spent fuel management can be significantly alleviated for LWR-based SMRs. Hydride embrittlement safety criterion is irrelevant to NuScale spent fuels; they have sufficiently lower plenum pressure and hydrogen contents compared to those of PWRs. Cladding creep out during dry storage reduces the subchannel area with burnup. The most deformed cladding outer diameter after 100 years of dry storage is found to be 9.64 mm for discharge burnup of 70 MWd/kgU. It may deteriorate heat transfer of dry storage by increasing flow resistance and decreasing the view factor of radiative heat transfer. Self-regulated by decreasing rod internal pressure with opening gap, cladding creep out closely reaches the saturated point after ~50 years of dry storage.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제25권1호
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• pp.91-101
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• 1993

가압경수로형 원자로의 정상 비정상 운전시의 열수력학적 거동을 예측하기 위해서는 원자로내기포계수의 분포를 정확히 계산하는 것이 필수적이다. 이러한 기포계수의 정확한 예측을 위하여 많은 모델들이 제시되었다. 이중 drift-flux모델은 그 계산의 정확성과 간결성에 의하여 널리 사용되고 있다. 이러한 drift-flux 모델을 사용하여 보다 더 정확한 기포계수를 예측하기 위해서는 각 상간의 슬립률과 flow regime 에 따른 기포의 운동의 변화가 정확히 고려되어야 한다. Drift-flux 모델에서는 이러한 두 가지 요소가 drift-flux parameter인 $C_{o}$ 와 (equation omitted), 에서 고려된다. 본 연구에서는 이러한 $C_{o}$ 의 실험적 결정을 위하여 원자로 노심을 모사한 4개의 전열봉이 있는 비등이 발생하는 수직사각 유로를 구성하였으며, 완성된 유로내에서 기포계수의 분포 및 기포속도의 분포를 측정하였다. 국부적 기포계수 및 기포속도 분포의 측정에 사용된 방법은 이중탐침법이며 측정이 이루어진 유로내의 유동 상태는 유속이 비교적 느린 low flow rate condition이며 유로내 압력은 3기압 이하이다. 본 실험에서는 액상의 속도는 측정되지 않았으며, 따라서 $C_{o}$ 의 계산을 위하여 (equation omitted)의 실험 상관관계식을 사용하여 유로내 평균 기포계수의 함수로 나타내었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제26권3호
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• pp.440-452
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• 1994

핵연료 다발의 설계는 핵연료 표면에서의 열속이 임계열속에 도달되지 않도록 이루어져야한다. 이를 위해서는 설계된 핵연료 다발에 대한 임계열속이 정화하고 신뢰성 있게 평가되는 것이 매우 중요하다. 그러나 현재 사용되고 있는 임계열속 상관식에 관한 쟁점 대상중의 하나는 원통튜브관에서 실험적으로 얻어진 임계열속 자료가 유효직경 형태의 변수와 적당한 보정인자를 사용하여 핵연료다발 부수로 분석에 사용되고 있다는 것인데, 이러한 방법은 임계열속 예측에 있어서 불확실도 요인으로 작용하고 있다. 유효직경은 유동단면적상의 국부적 유체 특성을 제대로 표현하지 못 할 뿐만 아니라 표면구배효과 등을 고려할 수 없다. 더구나 난류유동은 오목구배면에서 보다는 볼록구배면에서 더욱 두드러진다. 즉, 횡방향 볼록구배면이 오목구배면 보다 유동의 반경방향으로의 난류 형성에 영향이 훨씬 크게 나타나는데, 이는 정화한 핵연료 임계열속 평가에 있어서 볼록구배의 영향이 반드시 고려되어야 함을 암시하는 것이다. 본 논문에서는 횡방향 구배의 유동영향에 대하여 전반적으로 심도있게 고찰하고 임계열속에 대한 영향이 논의 되었으며, 이 영향을 정량화하기 위하여 고려되어야 할 유동 모델과 향후 연구 방향이 제시되었다.

• 대한기계학회논문집B
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• 제40권12호
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• pp.815-824
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• 2016

가압경수로에 장전되는 핵연료집합체는 연료 봉 다발과 지지격자 및 상하단 고정체로 구성되어 있다. 고온 고압의 냉각수는 원자로 하부로 유입되어 연료 봉 사이로 형성된 부수로를 따라 노심 상부로 흐른다. 경수로핵연료의 주요 열수력 성능인자는 정상운전시 압력강하 및 임계열속이며 사고시에는 급랭 시간이다. 한국원자력연구원에서는 경수로핵연료의 성능을 향상시키고 국산화를 위해 고성능 경수로핵연료, 이중냉각 핵연료 및 사고저항성 핵연료를 개발하였다. 경수로핵연료의 열수력 핵심기술을 개발하기 위해 압력강하 실험, 난류 유동혼합/열전달 실험, 임계열속 및 급랭 시험을 수행하였으며 전산유체역학 방법도 활용하였다. 더불어 사용후핵연료의 임시저장을 위한 건식저장 용기의 열유동에 대한 전산유체해석을 수행하였다. 한편, 경수로핵연료의 열수력 기반기술을 개발하고 실용화를 위해 대학 및 산업체와 협력연구도 진행하였다.

• 대한기계학회논문집B
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• 제41권1호
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• pp.53-62
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• 2017

이중냉각 환형핵연료 집합체를 위한 비틀림 혼합날개 지지격자의 강제대류열전달 성능을 실험적으로 평가하였다. 비틀림 혼합날개 지지격자는 부수로 간 혼합뿐 아니라 부수로 내 혼합을 동시에 증대시킬 수 있도록 설계되었다. 실험을 위한 이중냉각 환형핵연료 모의 집합체로, 봉 중심 간 거리와 봉 외경의 비가 1.08인 봉 간격이 좁은 $4{\times}4$ 정사각 배열의 봉다발을 준비하였다. 실험은 봉다발 유동의 축방향 평균속도가 1.5 m/s, 열유속은 $26kW/m^2$인 조건에서 수행하였다. 원주방향 온도 분포의 경우, 지지격자 상류에서는 부수로 중심 벽면에서, 하류에서는 비틀림 혼합날개 끝이 향하는 벽면에서 온도가 가장 낮게 나타났다. 축방향 온도 분포의 경우, 지지격자 하류 근처에서 온도가 급격하게 감소하는 것으로 측정되었고, 비틀림 혼합날개에 의해 누셀트 수는 최대 56 % 증대되는 것으로 나타났다. 본 실험결과를 토대로 봉 간격이 좁은 이중냉각 환형핵연료 집합체에서 비틀림 혼합날개 지지격자에 의해 강제대류열 전달 성능이 효과적으로 증대될 수 있음을 확인하였다.