• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2005년도 춘계학술발표회
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• pp.35-36
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• 2005

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2002년도 추계학술발표회요약집
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• pp.153.1-153
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• 2002

• 한국에너지공학회:학술대회논문집
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• 한국에너지공학회 2004년도 추계 학술발표회 논문집
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• pp.317-322
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• 2004

• 한국에너지공학회:학술대회논문집
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• 한국에너지공학회 2004년도 추계 학술발표회 논문집
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• pp.323-328
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• 2004

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2005년도 추계학술발표회
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• pp.464-465
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• 2005

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2005년도 추계학술발표회
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• pp.81-82
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• 2005

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1999년도 추계학술발표회요약집
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• pp.156.1-156
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• 1999

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제26권1호
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• pp.19-31
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• 1994

기사용 핵연료 저장조에 대한 열수력 해석과 관련된 인자들이 열수력 해석에 미치는 영향에 대한 분석을 수행하였다. 기사용 핵연료에서 발생하는 붕괴열(decay heat)을 제거하기 위해 일어나는 자연 순환(natural circulation)현상을 모사하기 위해 단순화된 유동망(simplified flow network)해석 모델을 사용하였다. 기사용 핵연료 저장조의 각 셀에 저장되는 연료 집합체에서 발생하는 붕괴열을 제거하기 위해 흐르는 유량의 압력 손실량이 자연순환을 일으키는 밀도차이에 의해 생성되는 구동력(driving force)과 평형을 이루는 관계를 이용하여 지배 방정식을 유도하였다. 그러나 유량, 저항 계수, 붕괴열, 밀도 등의 변수들이 서로 종속 관계를 갖기 때문에 반복 계산을 통해 해를 얻게 된다. 본 해석을 적용한 영광 3, 4호기의 경우, 12채널을 고려하였고 사용되는 입력 (저항 계수, 붕괴열)을 보수적으로 결정하였다. 본 연구를 통해 영광 3, 4호기 기사용 핵연료 저장조의 열수력 특성을 구하였다. 또한 유동로를 따라 형성되는 유동 저항중에 기하학적 요인에 의한 압력 손실은, 기사용 핵연료 저장조의 경우 압력 용기내의 유동과 달리 천이 영역(transition region)이 존재하게 되므로 Reynolds수에 민감한 것을 알 수 있다. 간극 유동은 조밀화된 연료 집합체 (consolidated fuel assembly)가 아닌 경우 무시할 수 있었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권7호
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• pp.2728-2735
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• 2022

The research on the flow and heat transfer characteristics of lead bismuth(LBE) is significant for the thermal-hydraulic calculation, safety analysis and practical application of lead-based fast reactors(LFR). In this paper, a new CFD model is proposed to solve the thermal-hydraulic analysis of LBE. The model includes two parts: turbulent model and turbulent Prandtl, which are the important factors for LBE. In order to find the best model, the experiment data and design of 19-pin hexagonal rod bundle with spacer grid, undertaken at the Karlsruhe Liquid Metal Laboratory (KALLA) are used for CFD calculation. Furthermore, the turbulent model includes SST k - 𝜔 and k - 𝜀; the turbulent Prandtl includes Cheng-Tak and constant (Pr_t =1.5,2.0,2.5,3.0). Among them, the combination between SST k - 𝜔 and Cheng-Tak is more suitable for the experiment. But in the low Pe region, the deviation between the experiment data and CFD result is too much. The reason may be the inlet-effect and when Pe is in a low level, the number of molecular thermal diffusion occupies an absolute advantage, and the buoyancy will enhance. In order to test and verify versatility of the model, the NCCL performed by the Nuclear Thermal-hydraulic Laboratory (Nuthel) of Xi'an Jiao tong University is used for CFD to calculate. This paper provides two verification examples for the new universal model.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권1호
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• pp.97-109
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• 2022

Multi-dimensional coupling analysis is a research hot spot in nuclear reactor thermal hydraulic study and both the full-scale system transient response and local key three-dimensional thermal hydraulic phenomenon could be obtained simultaneously, which can achieve the balance between efficiency and accuracy in the numerical simulation of nuclear reactor. A one-dimensional to three-dimensional (1D-3D) coupling platform for the nuclear reactor multi-dimensional analysis is developed by XJTU-NuTheL (Nuclear Thermal-hydraulic Laboratory at Xi'an Jiaotong University) based on the CFD code Fluent and system code RELAP5 through the Dynamic Link Library (DLL) technology and Fluent user-defined functions (UDF). In this paper, the International Standard Problem (ISP) No. 43 is selected as the benchmark and the rapid boron dilution transient in the nuclear reactor is studied with the coupling code. The code validation is conducted first and the numerical simulation results show good agreement with the experimental data. The three-dimensional flow and temperature fields in the downcomer are analyzed in detail during the transient scenarios. The strong reverse flow is observed beneath the inlet cold leg, causing the de-borated water slug to mainly diffuse in the circumferential direction. The deviations between the experimental data and the transients predicted by the coupling code are also discussed.