• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제53권6호
• /
• pp.1796-1809
• /
• 2021

The subchannel of a research reactor used to generate high power density is designed to be narrow and rectangular and comprises plate-type fuels operating under downward flow conditions. Critical heat flux (CHF) is a crucial parameter for estimating the safety of a nuclear fuel; hence, this parameter should be accurately predicted. Here, machine learning is applied for the prediction of CHF in a narrow rectangular channel. Although machine learning can effectively analyze large amounts of complex data, its application to CHF, particularly for narrow rectangular channels, remains challenging because of the limited flow conditions available in existing experimental databases. To resolve this problem, we used four CHF correlations to generate pseudo-data for training an artificial neural network. We also propose a network architecture that includes pre-training and prediction stages to predict and analyze the CHF. The trained neural network predicted the CHF with an average error of 3.65% and a root-mean-square error of 17.17% for the test pseudo-data; the respective errors of 0.9% and 26.4% for the experimental data were not considered during training. Finally, machine learning was applied to quantitatively investigate the parametric effect on the CHF in narrow rectangular channels under downward flow conditions.

• 대한기계학회논문집A
• /
• 제34권9호
• /
• pp.1273-1279
• /
• 2010

가압중수로 연료관은 CSA N 285.4 기술기준에 따라 주기적인 가동중검사가 수행되고 있다. 가동중검사시 발견된 결함이 CSA N 285.4 의 허용기준을 초과하는 경우, 결함 연료관의 계속 운전을 위해 가동적합성 평가를 허용하고 있다. 캐나다 COG(CANDU Owner's Group)를 중심으로 중수로 연료관의 결함 건전성 평가 기술기준인 CSA N285.8 이 개발되었다. 본 논문에서는 CSA N285.8 을 기반으로 연료관의 건전성 평가시스템 WIES(Wolsong In-service Evaluation System)를 개발 하였다. 중수로 연료관의 가동중검사시 결함이 발견되는 경우, 개발된 시스템은 신속하고 정확한 건전성 평가를 수행하여 계획예방 정비기간의 연장을 방지하여 원전 이용률 향상에 기여할 것으로 판단된다.

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

• 비파괴검사학회지
• /
• 제21권5호
• /
• pp.526-531
• /
• 2001

공통축 형태로 배치된 비자성체 이중관에 있어서 유한요소해석 상용 소프트웨어와 실험적인 방법을 각각 이용하여 원격장 와전류 에너지의 전달 경로를 연구하였다. 연구결과 이중관에 있어서 원격장 와전류 에너지는 두 관 사이의 공간을 따라 흐르는 것이 아니라, 단일 튜브의 경우와 마찬가지로 외측 튜브의 외면을 따라 흐름을 확인하였다. 이는 원격장 와전류 효과의 관벽투과 특성이 이중관에 있어서도 유효함을 보여주는 것이다. 따라서, 중수로형 핵연료 채널과 같은 이중관 형태를 대상으로 내관 및 외관의 내 외부 결함 탐상, gap 분포 및 지지대의 위치 확인 등에 원격장 와전류 방법의 관벽투과 특성이 응용될 수 있음을 보였다.

• 한국압력기기공학회 논문집
• /
• 제18권2호
• /
• pp.37-42
• /
• 2022

An influence analysis on multiple steam generator tube rupture (mSGTR) followed by an unmitigated station blackout is performed to compare the plant responses according to the number of ruptured u-tubes under the assumption of a total of 10 ruptured u-tubes. In all calculation cases, the transient behaviour of major thermal-hydraulic parameters, such as the discharge flow rate through the ruptured u-tubes, reactor header pressure, and void fraction in the fuel channels is found to be overall similar to that of the base case having a single SG with 10 u-tubes ruptured. Additionally, as the conditions of low-flow coolant with high void fraction in the broken loop continued, causing the degradation of decay heat removal, the peak cladding temperature (PCT) would be expected to exceed the limit criteria for ensuring nuclear fuel integrity. However, despite the same total number of ruptured u-tubes, because of the different connection configuration between the SG and pressurizer, a difference is foud in time between the pressurizer low-level signal and reactor header low-pressure signal, affecting the time to trip the reactor and to reach the PCT limit. The present study is expected to provide the technical basis for the accident management strategy for mSGTR transient conditions of CANDU-6 plants.

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

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제38권5호
• /
• pp.449-454
• /
• 2006

Neutron imaging technique was used to investigate the water distribution and movement in Polymer Electrolyte Membrane Fuel Cell (PEMFC) at HANARO, KAERI. The Feasibility tests were performed in the first and second exposure rooms at the neutron radiography facility (NRF) at HANARO in order to check the ability of each exposure room, respectively. The feasibility test apparatus was composed of water and pressurized air before making up the actual test apparatus. Due to the low neutron intensity in the second exposure room, the exposure time was too long to investigate the transient phenomena of PEMFC. Although the exposure time was improved to 0.1 sec in the first exposure room, it was difficult to discriminate detail water movement at the channel due to the high noise level. Therefore, the experimental setup must be optimized according to the test conditions. Water discharge characteristics were investigated under different flow field geometries by using feasibility test apparatus and the neutron imaging technique. The water discharge characteristics of a 3-parallel serpentine are superior to those of a 1-parallel serpentine, but water at Membrane Electrode Assembly (MEA) was not removed, regardless of the flow field type.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제35권5호
• /
• pp.426-441
• /
• 2003

A reactor inlet header break experiment, B9401, performed in the RD-14M multi channel test facility was analyzed using RELAP5/MOD3.2 and RELAP5/CANDU[1]. The RELAP5 has been developed for the use in the analysis of the transient behavior of the pressurized water reactor. A recent study showed that the RELAP5 could be feasible even for the simulation of the thermal hydraulic behavior of CANDU reactors. However, some deficiencies in the prediction of fuel sheath temperature and transient behavior in athe headers were identified in the RELAP5 assessments. The RELAP5/CANDU has been developing to resolve the deficiencies in the RELAP5 and to improve the predictability of the thermal-hydraulic behaviors of the CANDU reactors. In the RELAP5/CANDU, critical heat flux model, horizontal flow regime map, heat transfer model in horizontal channel, etc. were modified or added to the RELAP5/MOD3.2. This study aims to identify the applicability of both codes, in particular, in the multi-channel simulation of the CANDU reactors. The RELAP5/MOD3.2 and the RELAP5/CANDU analyses demonstrate the code's capability to predict reasonably the major phenomena occurred during the transient. The thermal-hydraulic behaviors of both codes are almost identical, however, the RELAP5/CANDU predicts better the heater sheath temperature than the RELAP5/MOD3.2. Pressure differences between headers govern the flow characteristics through the heated sections, particularly after the ECI. In determining header pressure, there are many uncertainties arisen from the complicated effects including steady state pressure distribution. Therefore, it would be concluded that further works are required to reduce these uncertainties, and consequently predict appropriately thermal-hydraulic behaviors in the reactor coolant system during LOCA analyses.

• 한국압력기기공학회 논문집
• /
• 제4권2호
• /
• pp.57-61
• /
• 2008

During the period of retubing work for the licensing renewal, the fuel channels, calandria tubes and feeders of CANDU Reactors will be replaced, and calandria visual examination will be performed. This period is a unique opportunity to inspect the inside of the calandria. The visual inspection for the calandria vessel and its internals of Wolsong NPP is scheduled for confirming the calandria integrity. The first visual inspection for the calandria is planned in Pt. Lepreau led by AECL. The visual inspection for Wolsong NPP, led by NETEC(Nuclear Engineering & Technology Institute) of KHNP, will employ 3D laser scanner and 3D CAD Mock-up for the first time in the world, in addition to a conventional video camera. The inspection system is composed of a robot with the 3D laser scanner, a video camera and a hardness meter.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제2권1호
• /
• pp.19-25
• /
• 1970

이 연구는 다봉속내에서의 인접유로간의 냉각재 혼합류를 실험적으로 다룬 것이다. 실험은 19봉속내의 사각형 유로와 삼각형 유로간의 혼합류를 단상 유동과 공기-물 이상 유동에 물질 전달량을 측정하여 얻고 있다. 실험결과는 단상 유동에서 낮은 혼합률을, 공기-물 이상 유동에서 큰 혼합률을 얻고 있으며 공기-물 유동에서의 혼합률은 공기 체적률의 증가에 따라 감소되고 있음을 나타내고 있다. 공기-물 이상 유동에서의 높은 혼합률은 공기류에 의한 충분한 교란효과 때문인 것 같다.