• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2005년도 추계학술발표회
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• pp.504-505
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• 2005

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2005년도 추계학술발표회
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• pp.596-597
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• 2005

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1999년도 추계학술발표회요약집
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• pp.131.1-131
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• 1999

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.447-452
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• 1996

Realistic containment analyses for large LOCA using a merged torsion of RELAP5/CONTEMPT4 are conducted. Analyzed are Generic LOCA with respect to the mass and energy releases from the RCS and containment pressure and temperature behaviors. The break locations considered are the double-ended guillotine breaks at the RCP discharge and hot legs for UCN 3&4 plants. For discharge leg break. the predicted containment pressure and temperature reach a peak during blowdown phase, thereafter the pressure and temperature decrease gradually without the second reflood peak. For the hot leg break it is found that the bypass break flow through the broken steam generator-during post-blowdown is negligibly small so that the containment atmosphere is not pressurized after the end of blowdown.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제12권1호
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• pp.9-18
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• 1980

냉각재 상실사고에 따르는 rewetting현상을 연구하기 위하여 대기압에서 단일가열관을 사용한 재관수 실험을 수행하였다. Yamanouchi 이론을 바탕으로한 1차원 및 2차원 열전도 해석을 본 실험조건과 일치시키기 위해 수정하여 실험결과와 비교 검토하였다. 하부재관수 해석에서는 unrewetted 구역에서 증기의 열전달이 고려 되어야 한다는 것을 알았다. 실험을 통해 revetting속도는 시험관의 초기벽온도, 냉각재 유량, 냉각재 온도에 따라 달라진다는 것을 알았다. rewetting 온도와 열전달 계수를 평가하기 위한 보다 나은 방법의 개발이 필요하다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제30권3호
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• pp.181-193
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• 1998

The COBRA-TF liquid droplet entrainment models have been assessed and improved through various experiments. The COBRA-TF code uses the Wurtz entrainment model in the film mist flow regime and the mechanistic model based on the critical Weber number and critical vapor velocity in the hot wall flow regimes, respectively. The Wurtz model has been replaced with the modified Sugawara model. The assessment against the experiments by Hewitt, Keeys, Yanai, and Whalley showed the modified Sugawara model better predicts the steam-water as well as the air-water experiments for the film mist flow regime. For hot wall flow regime, the COBRA-TF entrainment model was modified using two methods, one with an increased critical Weber number and the other with the Yonomoto's critical vapor velocity model. The modified models were assessed using the FLECHT-SEASET bottom reflood tests. The results showed that the Yonomoto model best predicts the quenching time, whereas the local maximum rod temperature was not affected much.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.707-712
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• 1998

이종 코드에 의한 CE형 발전소의 대형 냉각재 상실 사고 해석이 수행되었다. 이 연구는 상대적으로 최근에 개발된 웨스팅하우스 대형 냉각재 상실 사고 해석 코드를 사용하여 영광 3&4호기의 대형 냉각재 상실 사고를 계산해 봄으로써 CE 대형 냉각재 상실 사고 해석 코드의 개선 방향을 고찰하는 것을 목적으로 하였다. 계산은 가장 제한적인 대형 냉각재 상실 사고의 Blowdown 및 Refill 기간 동안 수행하였다. 이 기간 동안의 RCS내 열수력적 거동 및 연료봉 온도 변화는 CE 대형 냉각재 상실 사고 해석 코드를 사용하여 계산한 경우와 크게 다르지 않음을 확인하였다. 따라서 향후 CE 대형 냉각재 상실 사고 해석 코드의 성능 개설은 Reflood 해석용 코드의 개선 및 개발을 중심으로 이루어져야 한다는 결론을 얻었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.627-632
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• 1997

FLECHT-SEASET 실험을 이용하여 냉각재상실사고시 Reflood에 대한 TRAC-PF1 전산코드의 예측 능력을 평가하였다. FLECHT-SEASET 실험 장치는 3.657m(12 ft) 높이 161개 전열 봉으로 이루어 져 있으며, 다양한 재관수율, 계통압력, 초기 피복재온도, 재관수온도 노심내 반경방향 출력분포 둥의 조건에 따라 수행된 실험이다. TRAC-PF1은 비균질 비평형 이상유동 열수력(Nonhomogeneous Non-equilibrium Two-Fluid Hydrodynamic)모델을 사용하고 원자로 압력용기는 3차원으로 모델할 수 있는 최적전산코드로서, 이 평가 계산에는 HP Version이 사용되었다. 본 연구에서는 재관수율 변화에 따라 달라지는 연료봉 최대 피복재온도와 Quench 시간에 대한 TRAC-PF1 전산코드의 예측 능력을 중점적으로 평가하였다. 계산 결과 TRAC-PF1은 최대 피복재온도는 약 20-100$^{\circ}$K 낮게, Quench 시간은 실험치와 비교하여 약 40-150초 정도 늦게 예측하는 것으로 나타났는데, 재관수율이 낮을수록 최대피복재 온도는 낮게, Quench 시간은 늦게 예측하는 경향을 보이고 있다. 또한 재관수율이 3 in/sec 이상에서 노심 상부가 일찍 Quenching 되는 것으로 계산되는데, 이는 노심상부 열전달 Regime의 부적절한 계산이 원인으로 보인다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제41권6호
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• pp.775-784
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• 2009

This paper summarizes the tests performed in the ATLAS facility during its first two years of operation (2007${\sim}$2008). Two categories of tests have been performed successfully: (a) the reflood phase of the large-break loss-of-coolant accidents in a cold leg, and (b) the breaks in one of four direct vessel injection lines. Those tests contributed to understanding the unique thermal-hydraulic behavior, resolving the safety-related concerns and providing an evaluation of the safety analysis codes and methodology for the advanced pressurized water reactor, APR1400. Several important and interesting phenomena have been observed during the tests. In most cases, the ATLAS shows reasonable accident characteristics and conservative results compared with those predicted by one-dimensional safety analysis codes. A wide variety of small-break LOCA tests will be performed in 2009.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제18권3호
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• pp.200-208
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• 1986

원자로 냉각 계통의 배관 파열에 근거한 냉각재 상실 사고를 방출계수 0.4에 대하여 분석하였다. 분석은 원자로 냉각계통의 배관 파열에 의하여 발생된 감압부터 노심 복구까지의 전 과도 상태를 포함한다. 계통 열수력과 핵연료 성능 평가를 위하여 BLOWDOWN 단계에서는 RELAP4/MOD6-EM 코드와 RELAP4/MOD6-HOT CHANNEL 코드를 사용하였으며 REFLOOD 단계에서는 RELAP4/ MOD6-FLOOD 코드와 TOODEE2 코드를 각각 사용하였다. LOWER PLENUM 충전을 고려하기 위하여 DOWNCOMER에서 증기-물역방향 유동과 과열벽효과를 근사하여 간단한 해석적 모델이 개발되었다. EOB 발생시의 정보를 근거로 하여 재충전지속 시간과 초기 복구 온도가 계산되었으며 RELAP4/MOD6에 의한 분석결과와 비교하여 상당한 일치를 보였다. 또한, 조기 EOB 발생에 영향을 미치는 계통변수의 연구가 수행되어졌다. DOWNCOMER와 UPPER HEAD사이의 마찰손실이 조기 EOB 발생에 지대한 영향을 미쳤으며 적당한 마찰손실계수의 선택을 통하여 조기 EOB 발생을 방지할 수 있었다. 노심 nodalization이 여섯 개인 경우와 세 개인 경우의 분석 결과가 계통열수력학적 면에서 유사한 결과를 나타내지만, 좋은 결과를 얻기 위하여 전자의 경우가 요구된다.