• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권3호
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• pp.358-373
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• 1995

중수로용 개량핵 연료집합체인 CANFLEX 핵연료다발의 CANDU-6 원자로 장전시 열수송계통에 대한 유동안정성이 분석되었다. CANFLEX 핵연료다발은 기존의 37개봉 핵연료다발과 원자로출력 및 압력강하 측면에서 거의 일치되며, 이로인해 수력적 거동이 양립하는 반면, CANFLEX핵연료다발은 기존의 37개봉 핵연료다발 보다 임계채널 출력이 증가하며, 반경방향 출력분포의 평탄화로 인해 균일한 엔탈피 분포를 확보할 수 있게 된다. CANFLEX 핵연료다발 및 출구모관들의 상호연결관에 대한 SOPHT 모델을 개발하였으며, 이 모델을 이용하여 CANFLEX 핵연료다발이 장전된 월성 1호기의 유동 안정성 거동이 해석되었다. 해석결과, 열수송계통의 출구모관들의 상호연결관이 없을 경우에는 기존의 37개봉 핵연료다발과 같이 유동이 불안정함을 보였으며, 출구모관들의 상호연결관이 있을 경우에는 정격출력의 $\pm$1% 내에서 안정함을 보였다. 따라서 CANFLEX 핵연료다발의 월성 1호기 장전시 열수송계통의 유동안정성 측면에서는 건전할 것으로 판단되었다.

• 한국지반공학회논문집
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• 제18권5호
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• pp.67-72
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• 2002

포장내의 흙들의 함수비는 강우, 온도 등의 기후적 요인에 따라 계절적으로 변화한다. 그것은 강우로인한 동수경사가 습기의 흐름을 유발하고, 온도변화로 인한 온도경사가 직.간접적으로 열흐름뿐만아니라 습기의 흐름을 유발하기 때문이다. 포장내의 흙들은 보통 불포화상태로 존재한다. 그리고 열의 흐름과 습기의 흐름은 상호간에 복잡한 작용을 하는 복합적인 과정들로 인식되어 왔다. 이 논문은 불포화토내의 복합적인 열의 흐름과 습기의 흐름에 대해 유한요소법을 이용한 하나의 일차원적 분석모델을 제시한다. 이 모델은 온도와 함수비 변화뿐만아니라 시간에 따른 동상을 예측하기 위하여 사용될 수 있다. 온도 및 함수비의 변화 그리고 동상의 예측은 포장의 설계 및 유지관리를 위해 의미 있는 일이 될 것이다. 이 모델은 다른 모델의 결과들과 비교를 통해서 검증된다.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제17권1호
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• pp.18-27
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• 2021

This study aims to develop an improved evaluation technology for assessing CANDU-6 safety. For this purpose, the multiple steam generator tube rupture (mSGTR) followed by an unmitigated station blackout (SBO) in a CANDU-6 plant was selected as a hypothetical event scenario and the analysis model to evaluate the plant responses was envisioned into the MARS-KS input model. The model includes logic models for controlling the pressure and inventory of the primary heat transport system (PHTS) decreasing due to the u-tubes' rupture, as well as the main features of PHTS with a simplified model for the horizontal fuel channels, the secondary heat transport system including the shell side of steam generators, feedwater and main steam line, and moderator system. A steady state condition was successfully achieved to confirm the stable convergence of the key parameters. Until the turbine trip, the fuel channels were adequately cooled by forced circulation of coolant and supply of main feedwater. However, due to the continuous reduction of PHTS pressure and inventory, the reactor and turbine were shut down and the thermal-hydraulic behaviors between intact and broken loops got asymmetric. Furthermore, as the conditions of low-flow coolant and high void fraction in the broken loop persisted, leading to degradation of decay heat removal, it was evaluated that the peak cladding temperature (PCT) exceeded the limit criteria for ensuring nuclear fuel integrity. This study is expected to provide the technical bases to the accident management strategy for transient conditions with multiple events.

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

• 방사성폐기물학회지
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• 제6권3호
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• pp.217-224
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• 2008

사용후핵연료 심지층처분에 있어서 처분용기의 건전성 확보는 내부에 적재되어 있는 사용후핵연료로부터 방사성물질이 누출되는 것을 방지하고 격리하여 처분장의 안전성을 보증하기 위한 필수적인 인자이다. 이러한 처분용기는 심지층 처분의 목적인 방사성 독성이 인간 및 자연환경에 영향을 미치지 않도록 장기간 동안 격리하고 누출을 지연시키기 위한 공학적 방벽의 중요한 요소 중의 하나이다. 심지층 처분장 설계시 주요한 요건은 처분시스템의 안전성을 유지를 위하여 처분용기에 적재되어 있는 폐기물로부터 발생된 붕괴열로 인하여 완충재의 온도가 100$^{\circ}C$를 넘지 않도록 하는 것이다. 또한, 처분용기는 지하 심부 500 m 깊이에서의 수압과 완충재의 팽윤압 등 하중에 구조적 건전성을 유지하여야 한다. 본 연구에서는 직접 처분대상으로 고려하고 있는 중수로(CANDU) 사용후핵연료에 대한 처분용기의 개선된 개념을 설정하고, 심지층 처분환경에서의 열적 및 구조적 안정성을 분석하였다. 열적 안정성 해석결과 처분터널 및 처분공 간격이 40 m, 3 m 인 경우 처분 후 37년이 경과한 후에 처분용기 표면온도가 최고 온도에 도달하며, 이때 온도는 88.9$^{\circ}C$로서 처분장 온도제한 요건(100$^{\circ}C$)에 만족하였다. 또한, 정상적인 경우와 극 상황에 따른 하중에 대한 처분용기 구조해석 결과 안전율은 각각 2.9와 1.33 으로 나타나 심한 지층 처분환경에서 처분용기는 구조적 건정성을 유지하는 것으로 판단되었다.

• 설비공학논문집
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• 제21권12호
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• pp.715-732
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• 2009

This article reviews the papers published in the Korean Journal of Air-Conditioning and Refrigeration Engineering during 2008. It is intended to understand the status of current research in the areas of heating, cooling, ventilation, sanitation, and indoor environments of buildings and plant facilities. Conclusions are as follows. (1) Research trends in thermal and fluid engineering have been surveyed in the categories of general fluid flow, fluid machinery and piping, new and renewable energy, and fire. Well-developed CFD technologies were widely applied in developing facilities and their systems. New research topics include fire, fuel cell, and solar energy. Research was mainly focused on flow distribution and optimization in the fields of fluid machinery and piping. Topics related to the development of fans and compressors had been popular, but were no longer investigated widely. Research papers on micro heat exchangers using nanofluids and micro pumps were also not presented during this period. There were some studies on thermal reliability and performance in the fields of new and renewable energy. Numerical simulations of smoke ventilation and the spread of fire were the main topics in the field of fire. (2) Research works on heat transfer presented in 2008 have been reviewed in the categories of heat transfer characteristics, industrial heat exchangers, and ground heat exchangers. Research on heat transfer characteristics included thermal transport in cryogenic vessels, dish solar collectors, radiative thermal reflectors, variable conductance heat pipes, and flow condensation and evaporation of refrigerants. In the area of industrial heat exchangers, examined are research on micro-channel plate heat exchangers, liquid cooled cold plates, fin-tube heat exchangers, and frost behavior of heat exchanger fins. Measurements on ground thermal conductivity and on the thermal diffusion characteristics of ground heat exchangers were reported. (3) In the field of refrigeration, many studies were presented on simultaneous heating and cooling heat pump systems. Switching between various operation modes and optimizing the refrigerant charge were considered in this research. Studies of heat pump systems using unutilized energy sources such as sewage water and river water were reported. Evaporative cooling was studied both theoretically and experimentally as a potential alternative to the conventional methods. (4) Research papers on building facilities have been reviewed and divided into studies on heat and cold sources, air conditioning and air cleaning, ventilation, automatic control of heat sources with piping systems, and sound reduction in hydraulic turbine dynamo rooms. In particular, considered were efficient and effective uses of energy resulting in reduced environmental pollution and operating costs. (5) In the field of building environments, many studies focused on health and comfort. Ventilation. system performance was considered to be important in improving indoor air conditions. Due to high oil prices, various tests were planned to examine building energy consumption and to cut life cycle costs.

• 터널과지하공간
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• 제30권4호
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• pp.359-381
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• 2020

벤토나이트 완충재에서의 열-수리-역학적 복합거동을 예측하기 위해 TOUGH2-MP/FLAC3D 시뮬레이터를 기반으로 개발된 Barcelona basic 모델(BBM) 해석모듈의 현장 적용성을 검토하고자 국제공동연구 DECOVALEX-2019 Task D에 참여하여 스위스 Grimsel Test Site의 현장시험(full-scale engineered barriers experiment, FEBEX) 모델링을 수행하고 현장시험에서 계측된 히터 파워, 온도, 상대습도, 응력, 포화도, 함수율 그리고 건조밀도를 계산 값과 비교하였다. 수치해석을 이용하여 시간에 따른 히터 파워와 온도 변화는 전반적으로 잘 재현되었지만, 히터 1과 히터 2에서의 파워 차이를 계산할 수는 없었으며 이를 개선하기 위해서는 FEBEX 터널 주변에 분포하는 황반암과 시험장치 및 벤토나이트 블록의 설치 공정을 반영할 필요가 있을 것으로 판단된다. 상대습도 변화와 분포 역시 전반적으로 잘 모사되었으나, 수치해석에서 히터 부근에서의 재포화과정이 상대적으로 빠르게 진행된 것으로 보아 수리모델에 대한 일부 수정이 필요할 것으로 보인다. 현장시험에서는 벤토나이트 완충재와 암반 사이에 틈이 존재하지만 수치해석에서는 완벽하게 접촉하고 있는 것으로 가정하였기 때문에 운영 초기의 응력 변화는 다소 차이를 보였지만, 전반적으로 유사한 경향을 보이는 것으로 나타났다. 해체 이후 측정한 포화도, 함수율, 그리고 건조밀도의 분포 역시 전반적으로 잘 재현되었지만, 건조밀도가 터널 중심과 히터부근에서 조금 크게 계산되어 벤토나이트 블록의 투수계수가 상대적으로 작은 값으로 반영되어 포화도와 함수율이 작게 계산된 것으로 보이며, 이를 개선하기 위해서는 건조밀도에 따른 투수계수 모델에 일부 수정이 필요할 것으로 판단된다. 본 연구의 결과를 토대로 수치모델을 수정하고 추가적인 연구를 수행한다면, 보다 나은 해석 결과와 벤토나이트 완충재에서의 THM 복합거동을 좀 더 현실적으로 예측할 수 있을 것으로 판단된다.

• 대한토목학회논문집
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• 제11권4호
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• pp.103-112
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• 1991

본(本) 연구(硏究)는 일정균등(一定均等)한 열적(熱的) 특성(特性)을 가지고 있으며 상변화(相變化) 없는 등방(等方) 이질성(異質性)의 3차원(次元) 대수층계(帶水層系)의 열(熱)흐름과 정상상태(定常狀態)의 지하수(地下水)흐름을 모의발생(模擬發生)할 수 있는 유한차분(有限差分) 모형(模型)을 확립(確立)한 것이다. 이 모형(模型)은 대규모(大規模) 지하수(地下水) 흐름체계(體系)에서 폐기물(廢棄物)의 지하저류시(地下貯溜時) 지하수(地下水) 흐름과 발생(發生) 혹은 주입(注入)된 열(熱)의 흐름을 예측(豫測) 분석(分析)하기 위하여 확립(確立)된 것이다. 이러한 대수층계(帶水層系)의 지하수(地下水) 흐름에 작용(作用)하는 조건(條件)으로는 강우주입(降雨注入)으로 인한 수문학적(水文學的) 조건(條件)과 고정(固定)된 수리수두(水理水頭) 경계조건(境界條件) 등(等)이 포함(包含)되고, 열(熱)흐름에는 지열(地熱)의 흐름, 지표면(地表面)으로의 전도(傳導), 주입(注入)에 의한 이류(移流), 고정(固定) 수두경계(水頭境界)로 향(向)한 또는 고정수두경계(固定水頭境界)로 부터의 이류(移流) 등(等)이 포함(包含)된다. 본(本) 모형(模型)에서는 지하수(地下水)흐름과 열(熱)흐름 방정식(方程式)을 번갈아 푸는 교대반복과정(交代反復過程)을 사용(使用)하고, 두 방정식(方程式)의 계산(計算)에는 직접해법(直接解法)을 사용(使用)한다. 이동시간(移動時間)은 모형공간(模型空間)에서 입자추적(粒子追跡)으로 결정(決定)되며, 분할(分轄)된 구역내(區域內)의 지하수(地下水) 유속(流速)은 구역내(區域內)의 유속(流速)을 선형(線形)으로 보간(補間)하여 계산(計算)한다. 본(本) 모형(模型)을 경상북도(慶尙北道) 영일군(迎日郡) 송라면(松羅面) 지경리(地境里) 일대(一帶)의 지하수계(地下水系)에 적용(適用)하여 이 일대(一帶) 지하(地下) 암반층(岩盤層)의 수두분포(水頭分布), 유동로(流動路), 이동시간(移動時間) 및 지하수온분포(地下水溫分布)를 계산(計算)하여 지하수(地下水) 유동체계(流動體系)를 분석(分析)하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권3호
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• pp.803-811
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• 2024

Nuclear accidents such as Fukushima Daiichi have highlighted the potential of passive safety systems to replace or complement active safety systems as part of the overall prevention and/or mitigation strategies. In addition, passive systems are key features of Small Modular Reactors (SMRs), for which they are becoming almost unavoidable and are part of the basic design of many reactors available in today's nuclear market. Nevertheless, their potential to significantly increase the safety of nuclear power plants still needs to be strengthened, in particular the ability of computer codes to determine their performance and reliability in industrial applications and support the safety demonstration. The PASTELS project (September 2020-February 2024), funded by the European Commission "Euratom H2020" programme, is devoted to the study of passive systems relying on natural circulation. The project focuses on two types, namely the SAfety COndenser (SACO) for the evacuation of the core residual power and the Containment Wall Condenser (CWC) for the reduction of heat and pressure in the containment vessel in case of accident. A specific design for each of these systems is being investigated in the project. Firstly, a straight vertical pool type of SACO has been implemented on the Framatome's PKL loop at Erlangen. It represents a tube bundle type heat exchanger that transfers heat from the secondary circuit to the water pool in which it is immersed by condensing the vapour generated in the steam generator. Secondly, the project relies on the CWC installed on the PASI test loop at LUT University in Finland. This facility reproduces the thermal-hydraulic behaviour of a Passive Containment Cooling System (PCCS) mainly composed of a CWC, a heat exchanger in the containment vessel connected to a water tank at atmospheric pressure outside the vessel which represents the ultimate heat sink. Several activities are carried out within the framework of the project. Different tests are conducted on these integral test facilities to produce new and relevant experimental data allowing to better characterize the physical behaviours and the performances of these systems for various thermo-hydraulic conditions. These test programmes are simulated by different codes acting at different scales, mainly system and CFD codes. New "system/CFD" coupling approaches are also considered to evaluate their potential to benefit both from the accuracy of CFD in regions where local 3D effects are dominant and system codes whose computational speed, robustness and general level of physical validation are particularly appreciated in industrial studies. In parallel, the project includes the study of single and two-phase natural circulation loops through a bibliographical study and the simulations of the PERSEO and HERO-2 experimental facilities. After a synthetic presentation of the project and its objectives, this article provides the reader with findings related to the physical analysis of the test results obtained on the PKL and PASI installations as well an overall evaluation of the capability of the different numerical tools to simulate passive systems.

• 한국안전학회지
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• 제20권2호
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• pp.32-37
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• 2005

The purpose of this study is for the sensitivity study f9r a Steam Generator Tube Rupture (SGTR) of the System-integrated Modular Advanced ReacTor for a Pilot (SMART-P) plant. The thermal hydraulic analysis of a SGIR for the Limiting Conditions for Operation (LCO) is performed using TASS/SMR code. The TASS/SMR code can calculate the core power, pressure, flow, temperature and other values of the primary and secondary system for the various initiating conditions. The major concern of this sensitivity study is not the minimum Critical Heat Flux Ratio(CHFR) but the maximum leakage amount from the primary to secondary sides at the steam generator. Therefore the break area causing the maximum accumulated break flow is researched for this reason. In the case of a SGIR for the SMART-p, the total integrated break flow is 11,740kg in the worst case scenario, the minimum CHFR is maintained at Over 1.3 and the hottest fuel rod temperature is below 606"I during the transient. It means that the integrity of the fuel rod is guaranteed. The reactor coolant system and the secondary system pressures are maintained below 18.7MPa, which is system design pressure.