• 대한기계학회논문집 C: 기술과 교육
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• 제5권2호
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• pp.135-143
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• 2017

국내 유일의 연구용원자로인 하나로(Hi-flux Advanced Neutron Application ReactOr)는 다목적으로 중성자를 이용하기 위해 개방형 수조 내 노심이 존재하는 구조이며, 노심에서 발생되는 핵분열 열을 제거하기 위한 일차 냉각계통, 그리고 연결된 유체계통이 구비되어 있다. 원자로 수조 상부 근방에서 진행되는 방사성 작업 시 작업자의 방사능 피폭을 최소화하기 위해 수조고온층계통에 의해 상부에 고온층이 형성되어 있으며, 다소 저온 영역에 있는 방사능 가스 및 이물질이 상부로 올라오는 것을 방지하기 위해 수조수 온도를 $50^{\circ}C$이하로 제한하고 있으며 이를 위해 수조수관리계통이 연결되어 있다. 수조수관리계통의 구비된 판형열교환기의 열용량을 정상운전 조건에서 260 kW가 되도록 설계하여 각 수조에서 발생되는 열원을 제거하는지에 대해 평가하였고, 원자로 운전 모드와 관계없이 정상적으로 유체계통이 운전된다면 각 수조의 수조수 온도는 제한치 이하를 유지하고 있음을 확인하였다.

• 터널과지하공간
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• 제30권4호
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• pp.359-381
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• 2020

벤토나이트 완충재에서의 열-수리-역학적 복합거동을 예측하기 위해 TOUGH2-MP/FLAC3D 시뮬레이터를 기반으로 개발된 Barcelona basic 모델(BBM) 해석모듈의 현장 적용성을 검토하고자 국제공동연구 DECOVALEX-2019 Task D에 참여하여 스위스 Grimsel Test Site의 현장시험(full-scale engineered barriers experiment, FEBEX) 모델링을 수행하고 현장시험에서 계측된 히터 파워, 온도, 상대습도, 응력, 포화도, 함수율 그리고 건조밀도를 계산 값과 비교하였다. 수치해석을 이용하여 시간에 따른 히터 파워와 온도 변화는 전반적으로 잘 재현되었지만, 히터 1과 히터 2에서의 파워 차이를 계산할 수는 없었으며 이를 개선하기 위해서는 FEBEX 터널 주변에 분포하는 황반암과 시험장치 및 벤토나이트 블록의 설치 공정을 반영할 필요가 있을 것으로 판단된다. 상대습도 변화와 분포 역시 전반적으로 잘 모사되었으나, 수치해석에서 히터 부근에서의 재포화과정이 상대적으로 빠르게 진행된 것으로 보아 수리모델에 대한 일부 수정이 필요할 것으로 보인다. 현장시험에서는 벤토나이트 완충재와 암반 사이에 틈이 존재하지만 수치해석에서는 완벽하게 접촉하고 있는 것으로 가정하였기 때문에 운영 초기의 응력 변화는 다소 차이를 보였지만, 전반적으로 유사한 경향을 보이는 것으로 나타났다. 해체 이후 측정한 포화도, 함수율, 그리고 건조밀도의 분포 역시 전반적으로 잘 재현되었지만, 건조밀도가 터널 중심과 히터부근에서 조금 크게 계산되어 벤토나이트 블록의 투수계수가 상대적으로 작은 값으로 반영되어 포화도와 함수율이 작게 계산된 것으로 보이며, 이를 개선하기 위해서는 건조밀도에 따른 투수계수 모델에 일부 수정이 필요할 것으로 판단된다. 본 연구의 결과를 토대로 수치모델을 수정하고 추가적인 연구를 수행한다면, 보다 나은 해석 결과와 벤토나이트 완충재에서의 THM 복합거동을 좀 더 현실적으로 예측할 수 있을 것으로 판단된다.

• 한국터널지하공간학회 논문집
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• 제21권5호
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• pp.587-609
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• 2019

본 연구에서는 고준위폐기물 처분장 내 완충재 로 제시되고 있는 벤토나이트의 재료적인 측면에서 장 단기 처분 안정성을 분석하였으며, 처분효휼 향상을 위한 완충재 디자인 관련 대안개념에 대해 연구동향을 분석하였다. 일반적으로 $150{\sim}250^{\circ}C$ 사이에서 온도증가 및 증기발생 등으로 인해 완충재의 수리전도도와 팽윤능에 비가역적인 변화가 발생한다고 보고된다. 하지만 완충재의 최고온도가 최소한 $150^{\circ}C$를 초과하지 않는다면 온도가 벤토나이트 완충재의 재료적, 구조적 그리고 광물학적 안전성에 미치는 영향은 크지 않는 것으로 분석되었다. 완충재 최고온도 제한은 심층처분장 단위면적에 처분할 수 있는 폐기물의 양을 제한하여 처분효율을 결정하며, 나아가 처분부지의 확보 가능성에까지 영향을 미치는 중요한 설계 인자이다. 따라서 고온이 완충재의 성능에 미치는 영향을 규명함으로써 완충재의 최고온도 제한을 완화하고, 이를 통해 심층처분장의 처분밀도 향상과 처분장 설계의 최적화를 도모할 필요가 있다. 이와 더불어 처분효율을 극대화하기 위해서는 복합소재(흑연, 실리카 등) 및 다중구조(전도층, 절연층 등)의 고기능성 공학적방벽재 개발과 다층처분장(multilayer repository)으로 처분장 레이아웃을 변경하는 방법 등을 병행하여 검토할 필요가 있다. 이는 처분사업의 신뢰성 및 국민 수용성 확보에 큰 기여를 할 수 있을 것으로 판단된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권9호
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• pp.1945-1954
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• 2020

Subchannel code is one of the effective simulation tools for thermal-hydraulic analysis in nuclear reactor core. In order to reduce the computational cost and improve the calculation efficiency, empirical correlation of turbulent mixing coefficient is employed to calculate the lateral mixing velocity between adjacent subchannels. However, correlations utilized currently are often fitted from data achieved in central channel of fuel assembly, which would simply neglect the wall effects. In this paper, the CFD approach based on spectral element method is employed to predict turbulent mixing phenomena through gaps in 3 × 3 bare tight lattice rod bundle and investigate the flow pulsation through gaps in different positions. Re = 5000,10000,20500 and P/D = 1.03 and 1.06 have been covered in the simulation cases. With a well verified mesh, lateral velocities at gap center between corner channel and wall channel (W-Co), wall channel and wall channel (W-W), wall channel and center channel (W-C) as well as center channel and center channel (C-C) are collected and compared with each other. The obvious turbulent mixing distributions are presented in the different channels of rod bundle. The peak frequency values at W-Co channel could have about 40%-50% reduction comparing with the C-C channel value and the turbulent mixing coefficient β could decrease around 25%. corrections for β should be performed in subchannel code at wall channel and corner channel for a reasonable prediction result. A preliminary analysis on fluctuation at channel gap has also performed. Eddy cascade should be considered carefully in detailed analysis for fluctuating in rod bundle.

• 한국해안해양공학회지
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• 제18권4호
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• pp.329-337
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• 2006

삼천포 화력발전소에서 냉각수로 이용되고 방류되는 해수를 이용한 소수력 발전소가 삼천포 해역에 건설되고 있다. 본 연구에서는 소수력 발전소가 건설되는 지점, 즉 방류수로 및 방류해역의 흐름을 관측하고 흐름특성을 분석하였다. 방류수로의 흐름은 냉각수 방류량에 의한 영향이 지배적이며, 공간적으로는 냉각수가 합류되는 Weir 상류구간, 합류된 냉각수가 방류수로를 통하여 배출되는 Weir 하류구간, 방류해역으로 구분할 수 있다. Weir 상류 지점은 측면에서 유입되는 냉각수로 인하여 유량이 점차 증가하나, 수로의 폭이 증가하기 때문에 수위 변화가 미미한 지역이며, Weir 하류지점은 월류된 냉각수가 사류(super-critical flow)구간을 거쳐서 수리학적 도약으로 인한 강한 연직방향의 요동을 보이며 방류해역으로 이동하는 구간이다. 한편, 방류수에 의한 영향으로 외해방향으로의 해수흐름이 형성되나 유속은 조위의 승강운동에 크게 영향을 받는 것으로 파악되었다. 또한, 방류해역의 조위는 통영 검조소에 비하여 평균조차는 약 10% 크게 나타나고 있으며, 파랑전파에 의한 영향은 미미한 정도로 파악되었다.

• 한국해안해양공학회지
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• 제18권4호
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• pp.338-347
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• 2006

삼천포 화력발전소에서는 냉각수로 이용되고 방류되는 해수를 이용한 소수력 발전소가 건설되고 있다. 소수력 발전소는 발전량을 최대화하기 위해서는 규모를 크게 하는 것이 바람직하나, 소수력 발전소가 방류수로의 기능을 저해하지는 않는 범위에서 결정하여야 하기 때문에 적정규모를 결정하기 위해서는 수리학적인 고려가 필요하다. 본 연구에서는 현재 방류수로의 흐름특성 자료를 이용하여 3차원 흐름모형인 FLOW3D모형을 구축하고, 구축된 모형을 이용하여 소수력 발전소의 규모에 따른 방류수로 상류 지점의 수위 증가 양상을 예측하였으며, 발전소 건설에 따른 흐름변화 양상도 분석하였다 삼천포 소수력발전소 건설은 상류의 수위증가를 유발하며, 설계유량 156톤/초, 발전소 가동보 높이 3.8 m 기준에 대한 방류수로 Weir 상류지점의 수위는 4.97 m로 현 상태 4.32 m 보다 65 cm 정도 증가하는 것으로 파악되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제26권1호
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• pp.126-139
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• 1994

본 연구에서는 BETHSY 실험장치에서 수행한 6" 소형 냉각재 상실사고(LOCA) 실험을 최적 열수력 코드인 CATHARE2 V1.2와 RELAP5/MOD3를 이용하여 계산했다. 본 연구의 주 목적은 소형 LOCA시 관심을 가지는 주요 물리현상인 이상 임계유동, 감압과정, 노심수위 감소, loop seal clearing 등에 대한 두 코드의 소형 LOCA 계산모의능력을 평가하는 것이다. 두코드는 이상 유동현상의 전개 경향이나 발생시점을 비교적 잘 예측하는 것으로 나타났고, CATHARE2의 경우가 실험과 더 잘 일치했다. 그렇지만 두 코드는 loop seal clearing 현상, loop seal clearing 발생후의 노심수위, accumulator 유량거동 등의 예측에는 약간의 편차를 보였는데, 편차의 정도는 RELAP5가 CATHARE2보다 더 큰 것으로 나타났다. 두 코드의 편차요인을 보다 상세히 분석하기 위하여 계면 마찰력, mesh크기, 파단노즐 junction에서의 방출계수(Discharge coefficient)등에 대하여 민감도분석을 수행하였다. 그 결과 CATHARE2의 경우는 계면 마찰력을 증가시킴으로써 감압과정시 일차계통의 질량분포, 즉 증기 발생기 입구 공동(SG inlet plenum)에서의 차압과 Cross√er leg의 차압이 개선되었으며, 증기발생기 외측 열전달계수를 증가시킴으로써 중기발생기의 압력변화를 개선할 수 있었다. RELAP5의 경우는 어떤 하나의 입력변수를 변화시켜서 과도기의 결과를 개선할 수 없었으며 다만, 계면 마찰력 모델링에 여전히 많은 불화실성이 내포되어 있음을 확인했다.확인했다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권7호
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• pp.1386-1395
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• 2020

High fidelity nuclear reactor fuel assembly simulation using CFD method is an effective way for the structure design and optimization. The validated models and user practice guidelines play critical roles in achieving reliable results in CFD simulations. In this paper, the international benchmark MATiS-H is studied carefully and the best user practice guideline is achieved for the rod bundles simulation. Then a 5 × 5 rod bundles model in the advanced pressurized water reactor (PWR) is established and the detailed three-dimensional thermal-hydraulic characteristics are investigated. The influence of spacer grids and mixing vanes on the flow and hear transfer in rod bundles is revealed. As the coolant flows through the spacer grids and mixing vanes in the rod bundles, the drastic lateral flow would be induced and the pressure drop increases significantly. In addition, the heat transfer is enhanced remarkably due to the strong mixing effects. The calculation results could provide meaningful guidelines for the design of advanced PWR fuel assembly.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제45권6호
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• pp.731-744
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• 2013

Energy security is a topic of high importance to many countries throughout the world. Countries with access to vast energy supplies enjoy all of the economic and political benefits that come with controlling a highly sought after commodity. Given the desire to diversify away from fossil fuels due to rising environmental and economic concerns, there are limited technology options available for baseload electricity generation. Further complicating this issue is the desire for energy sources to be sustainable and globally scalable in addition to being economic and environmentally benign. Nuclear energy in its current form meets many but not all of these attributes. In order to address these limitations, TerraPower, LLC has developed the Traveling Wave Reactor (TWR) which is a near-term deployable and truly sustainable energy solution that is globally scalable for the indefinite future. The fast neutron spectrum allows up to a ~30-fold gain in fuel utilization efficiency when compared to conventional light water reactors utilizing enriched fuel. When compared to other fast reactors, TWRs represent the lowest cost alternative to enjoy the energy security benefits of an advanced nuclear fuel cycle without the associated proliferation concerns of chemical reprocessing. On a country level, this represents a significant savings in the energy generation infrastructure for several reasons 1) no reprocessing plants need to be built, 2) a reduced number of enrichment plants need to be built, 3) reduced waste production results in a lower repository capacity requirement and reduced waste transportation costs and 4) less uranium ore needs to be mined or purchased since natural or depleted uranium can be used directly as fuel. With advanced technological development and added cost, TWRs are also capable of reusing both their own used fuel and used fuel from LWRs, thereby eliminating the need for enrichment in the longer term and reducing the overall societal waste burden. This paper describes the origins and current status of the TWR development program at TerraPower, LLC. Some of the areas covered include the key TWR design challenges and brief descriptions of TWR-Prototype (TWR-P) reactor. Selected information on the TWR-P core designs are also provided in the areas of neutronic, thermal hydraulic and fuel performance. The TWR-P plant design is also described in such areas as; system design descriptions, mechanical design, and safety performance.

• 에너지공학
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• 제25권4호
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• pp.124-132
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• 2016

노심보충탱크 상부에 설치되는 유동분사기 형상에 따른 냉각수 주입특성 및 탱크 내에서의 열수력 현상 변화를 파악하기 위한 안전주입배관 2인치 파단 소형냉각재상실사고(SBLOCA) 모의시험이 잔열 및 피동잔열제거계통(PRHRS) 모의 없이 수행되었다. 두 가지 형상의 유동분사기를 설치하고 수행한 각각의 시험은 거의 유사한 초기 및 경계조건에서 수행되었으며, 이로 인해 반복시험에 대한 재현성이 충족되었다고 판단된다. 시험결과는 유동분사기의 종류(본 시험에서는 구멍의 개수에 해당)에 관계없이 유사한 열수력학적 거동을 보였으며, 초기 주입유량 관점에서는 구멍의 개수가 2배인 B형이 A형에 비해 좀 더 우수한 주입 성능을 보였다. 노심보충탱크 격리 밸브가 개방된 후 압력평형배관을 통해 유입되는 고온의 원자로냉각재는 상부 헤더에서 상대적으로 저온인 $50^{\circ}C$ 물과 혼합되면서 증기 응축과 같은 상변화에 의한 압력 변동을 동반하는 다차원 열유동 현상을 일으키게 된다. 이로 인해 초반부 노심보충탱크 주입 유량은 상온운전 조건에서 보다는 작게 되고, 일정시간 경과 후에는 유사한 주입유량 특성을 보였다.