• Nuclear Engineering and Technology
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• 제45권6호
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• pp.811-820
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• 2013

SiC has been under investigation as a potential cladding for LWR fuel, due to its high melting point and drastically reduced chemical reactivity with liquid water, and steam at high temperatures. As SiC is a brittle material its behavior during the reflood phase of a Loss of Coolant Accident (LOCA) is another important aspect of SiC that must be examined as part of the feasibility assessment for its application to LWR fuel rods. In this study, an experimental assessment of thermal shock performance of a monolithic alpha phase SiC tube was conducted by quenching the material from high temperature (up to $1200^{\circ}C$) into room temperature water. Post-quenching assessment was carried out by a Scanning Electron Microscopy (SEM) image analysis to characterize fractures in the material. This paper assesses the effects of pre-existing pores on SiC cladding brittle fracture and crack development/propagation during the reflood phase. Proper extension of these guidelines to an SiC/SiC ceramic matrix composite (CMC) cladding design is discussed.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2001년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.259.2-259
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• 2001

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2002년도 추계학술발표회요약집
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• pp.177-177
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• 2002

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제32권5호
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• pp.521-529
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• 2000

A modified interfacial heat transfer correlation between a dispersed water droplet and ambient superheated steam is proposed and compared with available experimental data and other correlations. Modified one overcomes the inherent deficiencies of Lee and Ryley's interfacial heat transfer correlation that ignored the effects of steam superheating which can not be neglected especially in the reflood situation of a loss-of-coolant accident. Modified one is represented by (equation omitted) In the present correlation the effect of possible subcooling of a water droplet is not taken into consideration. Comparison of the above correlation with currently available measurement data for a water droplet in high temperature gas flow shows that the proposed one correlates well with the measurement data where the degree of superheating is negligible and considerable.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2001년도 추계학술발표회요약집
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• pp.171-171
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• 2001

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2004년도 요약집 춘계학술발표대회
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• pp.121.1-121.1
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• 2004

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제22권4호
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• pp.326-336
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• 1990

최근 수행된 일련의 실험들을 통하여 핵연료 집합체 지지격자(Spacer Grid)의 존재가 냉각재상실사고시에 핵연료봉으로부터의 열제거에 긍정적인 효과를 미치고 있음이 밟혀졌다. 그 이유는 열원이 없는 지지격자가 연료봉보다 먼저 ？칭이 일어나며 물방울이 지지격자에 부딪쳐서 잘게 부수어져 증발이 쉽게 일어나게 되고 또한 난류효과를 증대시키는 요인이 되기 때문이다. 따라서 냉각재상실사고의 진행 과정에서 첨두피복관온도가 발생하는 재관수 구간의 수면 위쪽에서 유지되는 DFFB에서의 정확한 열전달을 계산하기 위해서는 이들의 고려가 필요하다. 본 논문에서는 DFFB에서 지지격자의 존재로 인해 물방울이 잘게 부수어져 증발이 쉽게 이루어지도록 하는 Droplet Breakup Model을 냉각재상실사고 최적해석 코드인 RELAP5/MOD2에 삽입하였다. 재관수 구간에서 지지격자의 영향을 체계적으로 조사한 FEBA실험에 대해서 검증계산을 수행하여 실험자료와 비교하였다.

• 한국산학기술학회논문지
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• 제22권5호
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• pp.554-560
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• 2021

크러드는 원자력 발전소 운전 시 핵연료 표면에 침적되는 철-니켈-크롬 등의 금속 산화물로 이루어진 다공성 물질이다. 그 두께는 수십 ㎛ 수준이다. 발전소의 냉각재상실사고 시 크러드 층은 핵연료-냉각수 열전달에 영향을 미치게 되어 원전 안전성 측면에서 그 영향을 살펴보는 것이 중요하다. 일반적으로 크러드는 열저항으로 인하여 핵연료 온도를 높이는 부정적 효과가 있는 것으로 알려져 있었다. 그 이유는 크러드에 의하여 핵비등, 최소막비등온도, 단상증기 열전달, 임계열유속, 막비등 열전달 등 2상유동 열전달 특성을 고려하지 않았기 때문이다. 본 연구에서는 다공성 크러드 물질의 물성치를 모델링하고 이를 국내 원전안전해석 코드인 SPACE에 탑재하였다. 크러드는 다공성 고체 물질이고 표면이 거칠기 때문에 최소막비등온도와 단상증기 열전달이 증가할 것으로 예상된다. 이에 최소막비등온도와 단상증기 열전달이 최대 피복재 온도 및 급냉에 미치는 영향을 평가하였다. 시험 계산은 기존 FLECHT-SEASET 재관수 실험 장치에 기반으로 수행되었다. 계산결과 최소막비등온도가 상승하여 급냉시간이 줄어들었다. 단상증기 열전달의 경우 약 20% 증가할 때까지는 최대 피복재 온도가 하강하였다. 크러드 층이 원전 안정성 측면에서 긍정적인 효과가 있음을 확인하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2004년도 추계학술발표회 발표논문집
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• pp.425-426
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• 2004

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2004년도 추계학술발표회 발표논문집
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• pp.188-189
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• 2004