• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(2)
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• pp.636-643
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• 1995

The accurate determination of the fuel-cladding gap conductance as functions of rod burnup and power level may be a key to the design and safety analysis of a reactor. The incorporation of a sophisticated gap conductance model into nuclear design code for computing thermal hydraulic feedback effect has not been implemented mainly because of computational inefficiency due to complicated behavior of gap conductance. To avoid the time-consuming iteration scheme, simplification of the gap conductance model is done for the current design model. The simplified model considers only the heat conductance contribution to the gap conductance. The simplification is made possible by direct consideration of the gas conductivity depending on the composition of constituent gases in the gap and the fuel-cladding gap size from computer simulation of representative power histories. The simplified gap conductance model is applied to the various fuel power histories and the predicted gap conductances are found to agree well with the results of the design model.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2007년도 춘계학술대회B
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• pp.2488-2493
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• 2007

A gap conductance is very important factor which can affect nuclear fuel temperature. Especially, in case of an annular fuel, a gap conductance effect can lead an unexpected heat split phenomena which is caused by a large difference of an inner and outer gap conductance. The gap conductance mechanism is very complicated behavior due to the its strong dependency on microscopic factors such as a contact surface roughness, local contact pressure and local temperature. In this paper, for the decision of test temperature and pressure range, a procedure and calculation results of in-reactor fuel temperature and pressure analysis are summarized which can be applied to test equipment design and determination of test matrix. Based upon analysis results, it is concluded that the minimum and maximum test temperature are $300^{\circ}C$ and $530^{\circ}C$ respectively, and the maximum pellet/cladding interfacial contact pressure should be observed up to 45MPa.

• 대한기계학회논문집A
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• 제38권2호
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• pp.157-166
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• 2014

경수로 핵연료가 원자로내에서 연소되는 동안 핵연료 펠릿에서부터 피복관까지 온도해석은 핵연료 안전 해석에 있어 중요한 요소이며, 경수로 핵연료 온도 해석을 하기 위해서는 간극 모델 개발이 필수적이다. 간극 열전도도는 특성상 간극 두께값에 의존적이게 되며 이러한 특성으로 인해 다차원 간극 열전도도 모델이 비선형적 거동을 보인다. 본 연구에서는 선형화된 다차원 간극 열전도도 모델 개발을 위해 가상 연결 간극 요소를 제안하였다. 제안된 간극 연결 요소에 간극 열전도도를 적용하기 위해 등가 열전달 계수를 정의하였다. 제안된 모듈을 평가하기 위해 상용코드 ANSYS APDL 을 이용하여 열-구조 연계 해석 모듈을 구현하였으며, 다양한 예제를 통해 정확성과 수렴성을 평가하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권3호
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• pp.344-357
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• 1995

핵연료 소결체와 피복관 사이의 간극 크기에 크게 좌우되는 간극 열전도도는 연료봉내 초기 저장에너지 양에 중요한 영향을 끼친다. 정상상태 계산용 ELESTRES 코드에서 사용 중인 수정된 Ross-Stoute 의 간극 열전도도 모델은 단순한 열적 변형 모델에 기초한다. 최근의 실험에서 핵연료 소결체가 연소됨에 따라서 균열, 소결체 재배열 등이 발생되고, 피복관 내부의 편심에 위치하게 된다는 것이 알려졌다. 본 논문에서는, 최근에 제안된 편심형 간극 모델과 소결체 재배열형 간극 모델 등이 기술되었고, 실험 조건과 중수로 핵연료봉의 운전조건 하에서의 소결체와 피복관 사이의 간극 열전도도를 계산하는데 이용되었다. 실험 치와 계산치가 잘 일치됨으로써, 수정된 Ross-Stoute 모델이 ELESTRES 코드 내에서 사용된 열전달 관련 가정들과 잘 부합됨을 보여 주었다. 출력 경계곡선을 따라서 수정된 Ross-Stoute 모델로 계산된 간극내 열전달과 핵연료 표면 온도 등이 편심형 간극 모델과 소결체 재배열형 간극모델에 의한 예측치보다 보수적이었다.

• Applied Science and Convergence Technology
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• 제24권1호
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• pp.9-15
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• 2015

The practical pumping speed of a dry pump is considerably lower than the intrinsic speed because of back-streaming through finite gaps of the rotor assembly. The maximum compression ratio and the ultimate pressure of the pump are also directly influenced by the back-streaming rate. Therefore, information on the gap conductance, which determines the back-streaming characteristics of the rotor assembly, is the most important key for estimating the pumping performance of a dry pump. In this paper, the feasibility of calculating analytically the pumping performance of a multi-stage Roots pump, one of the most popular types of dry pumps, by quantifying the gap conductance in a rational way, is discussed.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제49권8호
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• pp.1629-1635
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• 2017

Reliable prediction of nuclear fuel rod behavior of nuclear power reactors constitutes a basic demand for steady-state calculations, design purposes, and fuel performance assessment. Perfect design of fuel rods as the first barrier against fission product release is very important. Simulation of fuel rod performance with a code or software is one of the fuel rod design steps. In this study, a software program called MARCODE is developed in MATLAB environment that can analyze the temperature distribution, gap conductance value, and fuel and clad displacement in both solid and annular fuel rods. With a comparison of the maximum fuel temperature, fuel average temperature, fuel surface temperature, and gap conductance in solid and annular fuel, the effects of a central hole on the fuel temperature distribution are investigated.

• Progress in Superconductivity
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• 제3권2호
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• pp.146-150
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• 2002

We performed the point contact spectroscopy on newly discovered superconductor $MgB_2$ thin films with Au tip. In the point contact spectroscopy of the metallic Sharvin limit, the differential conductance below the gap is twice as that above the gap by virtue of Andreev Reflection. After some surface cleaning processes of sample preparation such as ion-milling and wet etching, the obtained dI/dV versus voltage curves are relatively well fitted to the Blonder-Tinkham-Klapwijk (BTK) formalism. Gaps determined by this technique were distributed in the range of 3meV~ 8meV with the BCS value of 5.9meV in the weak coupling limit. We attribute these discrepancies to the symmetry of the gap parameter and the degradation of the surface of the sample. We also present the temperature dependence of the conductance vs voltage curve and thereby the temperature dependence of the gap.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권12호
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• pp.2760-2770
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• 2020

A model for calculation of fuel temperature profile using binary gas mixture of Helium and Xenon for gap gas conductance is proposed here. In this model, the temperature profile of a fuel pencil from fuel centreline to fuel surface has been calculated by taking into account the dilution of Helium gas filled during fuel manufacturing due to accumulation of fission gas Xenon. In this model an explicit calculation of gap gas conductance of binary gas mixture of Helium and Xenon has been carried out. A computer code Fuel Characteristics Calculator (FCCAL) is developed for the model. The phenomena modelled by FCCAL takes into account heat conduction through the fuel pellet, heat transfer from pellet surface to the cladding through the gap gas and heat transfer from cladding to coolant. The binary noble gas mixture model used in FCCAL is an improvement over the parametric model of Lassmann and Pazdera. The results obtained from the code FCCAL is used for fuel temperature calculation in 3-D neutron diffusion solver for the coolant outlet temperature of the core at steady operation at full power. It is found that there is an improvement in calculation time without compromising accuracy with FCCAL.

• 대한기계학회논문집A
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• 제39권3호
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• pp.249-257
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• 2015

원자력 발전소의 반응로에는 핵분열 에너지를 생성하고 방사성 물질의 유출을 막는 핵연료 집합체가 있으며, 이러한 집합체는 핵연료와 피복관으로 구성되어 있는 핵 연료봉으로 구성되어 있다. 원자로에서 핵연료봉 거동의 안전성을 평가하기 위해 해석적인 방법을 적용하며 이러한 평가 코드를 핵 연료 성능 코드라 한다. 경수로 핵연료 해석에서는 간극의 두께에 따라 열전도도가 크게 영향을 받는 간극 열전도도가 주요 거동해석에 영향을 미친다. 본 연구에서는 간극 두께에 따라 열전도도가 변화하는 3 차원 간극 요소(Gap element)를 제안하였으며, 이를 적용하기 위해 3 차원 열탄성 모듈을 FORTRAN90을 이용하여 개발하였다. 제안된 3 차원 간극 요소를 이용하여 핵 연료봉에서 발생할 수 있는 비대칭적인 형상인 핵 연료 표면에 결함이 생긴 경우 MPS(Missing Pellet Surface)와 핵연료봉의 편심(Eccentricity of the nuclear fuel rod) 형상에 대하여 3 차원 해석을 진행하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제23권1호
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• pp.66-80
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• 1991

전형적 PWR 비상노심냉각계통에서의 12 inch 파단사고에 대응하는 LOFT 중형냉각재 상실사고 모사 실험 자료 L5-1을 이용하여 RELAP5/MOD2 Cycle 36.04 전산코드의 평가가 수행되었다. 평가 근거는 기준 코드와 nodalization에 의한 계산 결과가 L5-1 실험 결과와 잘 일치하는지, 추가적인 민감도 분석 연구로는 이중 노심 유로 및 열적 모델을 고려하고 model 민감도 분석으로는 reflood, gap conductance option 사용 여부에 따른 피복재 온도에 미치는 영향을 관찰하였다. 기준 계산 결과 기준 모델이 L5-1 현상을 대체로 잘 모사하였으나, 피복재가 천천히 가열되고 주변 부위의 피복재 온도가 과대하게 예견되었다. 민감도 분석 결과 단일 열적 모델이 피복재 가열 시작을 10초개선 하였고, 이중 유로 모델이 주변 온도를 20K 개선하였으나 최대 피복재 온도는 기준 계산시 보다 정확치 못하였으므로, 기준 모델인 단일 유로, 이중 열적 구조 그리고 reflood option은 사용하고 gap conductance option은 사용치 않는 것이 코드의 중형 냉각재 상실사고 해석시 피복재 온도 관찰의 관점에서 바람직하다.