공기부양반응기(airlift reactor) 내의 액체순환속도(liquid circulation velocity)를 예측하기 위한 수학적 모형이 유체순환고리(fluid circulation loop)에 대한 기계적 에너지 수지를 기초로 개발되었다. 그 모형은 90° 방향전환으로 인한 에너지 손실과 반응기의 각 부위에서의 마찰로 인한 에너지 손실 그리고 단면적의 변화로 인한 에너지 손실을 모두 고려하였다. 마찰과 방향전환 그리고 단면적 변화에 의한 손실계수를 각각 고려한 모형이 집중매개변수(lumped parameter)를 사용한 기존의 모형보다 액체순환속도를 더 잘 예측할 수 있었다. 순환액체속도는 추적자펄스방법(tracer pulse method)으로 측정하였다. 개발된 모형은 상하부에 연결관(connecting pipe)을 갖는 외부순환 공기부양반응기에서 얻은 본 연구의 실험 결과의 대부분은 물론이고 다양한 형태의 공기부양반응기에서 얻어진 다른 연구자들의 결과도 ±20%이내의 오차로 잘 예측할 수 있었다. 외부 및 내부순환 공기부양반응기에서 순환유체의 90° 방향전환과 관련된 손실계수에 대한 유용한 실험식을 구하여 액체순환속도를 예측하는 데 사용하였다.
The removal efficiencies and a total oxygen transfer coefficient for food waste leachate(FWL) were estimated by using Jet Loop Reactor(JLR). Pure oxygen was used instead of air to improve oxygen concentration in the JLR for high total chemical oxygen demamd(TCOD) in FWL. In JLB, in order to examining the oxygen transfer characteristic, the circulation flowrate and oxygen flowrate were controlled with 7~10 L/min(1.5 L/min interval) and 0.2~0.5 L/min (0.1 L/min interval) and we experimented according to the each condition. As a result, Oxygen uptake rate(OUR) and oxygen transfer rate could be maximized than the oxygen flowrate to increase the circulation flowrate. In addition, it determined that JLR using the pure oxygen which can obtain the greatest oxygen transfer rate as it was the high-concentration organic wastewater like the food waste leachate through the continuous experiment was appropriate.
고농도의 페수처리를 위한 분사식 환형회로 반응조(Jet Loop Reactor)는 폭기조 내에 분사 노즐을 장착하여 기질과 주위 박테리아 사이의 산소전달을 촉진시키는 최신 설계기법이다. 본 연구에서는 분사식 환형회로 반응조의 최적 설계를 위해 이상제트 유동을 해석하였다. 반응조 내에서 폐수의 원활한 순환을 위해 요구되는 노즐 출구에서의 최소 속도가 존재하고 또한 유도관의 최적 위치와 직경의 크기에 따른 순환정도를 분석 하였다. 공기입자의 크기가 작을수록 반응조 내의 혼합효과가 증가하는 것을 알았고 이상 유동내의 난류유동과 혼합특성의 관계를 확인하였다.
PHE(Process Heat Exchanger) is a key component required to transfer heat energy of $950^{\circ}C$ generated in a VHTR(Very High Temperature Reactor) to the chemical reaction that yields a large quantity of hydrogen. Korea Atomic Energy Research Institute established the gas loop for the performance test of components, which are used in the VHTR, and they manufactured a PHE prototype to be tested in the loop. In this study, as part of the high-temperature structural-integrity evaluation of the PHE prototype, which is scheduled to be tested in the gas loop, we carried out high-temperature structural-analysis modeling, thermal analysis, and thermal expansion analysis of the PHE prototype. The results obtained in this study will be used to design the performance test setup for the PHE prototype.
The structural integrity of the fuel test loop (FTL) in a Korean experimental reactor is evaluated when the FTL, submerged in a water environment, is subjected to a postulated pipe rupture. The analyses are performed under static and dynamic conditions, imposing the thrust force history at each postulated pipe rupture section. Through analysis the following results are found: l) A double ended guillotine can not be expected based on the toughness of the material, 2) the structural integrity of the chimney surrounding the FTL would not impede the structural integrity by the pipe whip. All analyses are performed by finite element methods.
This paper presents a new approach for assessing the dynamic reliability in a complex system such as a nuclear power plant. The method is applied to a dynamic analysis of the potential accident sequences which may occur during mid-loop operation. Mid-loop operation is defined as an operation to make RCS water level below the top of the flow area of the hot legs at the junction with the reactor vessel for repairs and maintenance of steam generators and reactor coolant pumps for a specific time. The Idea behind this approach consists of both the use of the concept of the performance achievement/requirement correlation and of a dynamic event tree generation method. The assessment of the system reliability depends on the determination of both the required performance distribution and the achieved performance distribution. The quantified correlation between requirement and achievement represents a comparison between two competing variables. It is demonstrated that this method is easily applicable and flexible in that it can be applied to any kind of dynamic reliability problem.
A kind of three-way check valve, so called hydraulic calve was proposed for the substitute of the density lock of passive reactor such as SPWR (System-Integrated Pressurized Water Reactor). The function of the valve are the separation of the borated water from main coolant loop for normal operation and the insurge of the water into the loop for shutdown and the removal of the decay power when the main coolant flow rate is not enough. To verify the operability and the characteristics of the valve, experimental works were executed with 1/3 scale model calve. Also a diffuser model was proposed for the theoretical analysis of the valve.
Dehjourian, Mehdi;Rahgoshay, Mohammad;Sayareh, Reza;Jahanfarnia, Gholamreza;Shirani, Amir Saied
Nuclear Engineering and Technology
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제48권4호
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pp.975-981
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2016
The containment response during the first 24 hours of a low-pressure severe accident scenario in a nuclear power plant with a two-loop Westinghouse-type pressurized water reactor was simulated with the CONTAIN 2.0 computer code. The accident considered in this study is a large-break loss-of-coolant accident, which is not successfully mitigated by the action of safety systems. The analysis includes pressure and temperature responses, as well as investigation into the influence of spray on the retention of fission products and the prevention of hydrogen combustion in the containment.
산소전달률은 음폐수, 축산폐수 그리고 매립지 침출수와 같은 고농도 폐수처리를 호기성 공정으로 처리할 시 그 성과를 결정하는 아주 중요한 요소이다. 본 논문에서는, Jet Loop Reactor (JLR)를 이용하여 공기유량과 동력량을 운전조건의 변수로 두고 미생물의 농도에 따른 산소소비율(Oxygen uptake rate, OUR)과 물질전달계수(Volumetric mass transfer coefficient, $K_L{\cdot}a$)를 측정하였으며, 산출된 $K_L{\cdot}a$ 값의 결과를 가지고 통계학적인 분석을 통하여 비선형 회귀 모형을 제안하여 보았다. 연구 결과, 미생물 농도를 높게 유지시켜야 하는 고농도 폐수를 적용할 경우에는, 동력량과 공기량은 산소전달률의 중요한 인자이며, 마지막으로 최종 비선형 회귀모형을 동력량과, 공기량 그리고 점성계수의 함수로 나타내보았다.
When a cold HPSI (High Pressure Safety Injection) fluid associated with an design basis accident, such as LOCA (Loss of Coolant Accident), enters the cold legs of a stagnated primary coolant loop, thermal stratification phenomena will arise due to incomplete mixing. If the stratified flow enters a reactor pressure vessel downcomer, severe thermal stresses are created in a radiation embrittled vessel wall by local overcooling. Previous thermal-mixing analyses have assumed that the thermal stratification phenomena generated in stagnated loop of a partially stagnated coolant loop are neutralized in the vessel downcomer by strong flow from unstagnated loop. On the basis of these reasons, this paper presents the thermal-mixing analysis results in order to identify the fact that the cold plume generated in the vessel downcomer due to the thermal stratification phenomena of the stagnated loop is affected by the strong flow of the unstagnated loop.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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