• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.496-501
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• 1998

최근 국내의 PWR 발전소에서는 유체유발진동에 의한 핵연료의 Fretting Wear가 많이 발생하였다. 이는 Baffle Jetting이나 그 밖의 요인도 있을 수 있으나 핵연료의 장주기화, 높은 열적여유도등의 설계요건을 만족하기 위한 노심 내의 유동조건 변화에 기인한다. 특히 고리 2호기에서 발생한 핵연료 손상 중 15%정도가 유체유발진동으로 추정되고 있다. 따라서 본 연구는 손상 핵연료의 노심내 위치, 부위, 유동조건 등으로 부터 유체유발진동의 주요 손상 원인을 규명하는데 있다. 이를 위해 핵연료 집합체에서 발생할 수 있는 유체유발진동 메카니즘의 특징과 유동조건, 손상 핵연료의 노심내 위치, 파손 부위, 집합체와 지지격자의 기하학적 형태를 고려한 유동 방향 등을 연관 분석 결과 파손을 일으키는 주요원인을 단일 집합체 내에서 발생되는 Vortex Shedding과 인접한 집합체 사이에서 발생되는 Fluidelastic Instability의 중복효과로 규명하였다 또한 최근 핵연료 설계에 도입된 Mixing Vane의 효과가 과도하여 핵연료 손상을 일으키는 가설을 정립하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제23권3호
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• pp.340-351
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• 1991

l/5.03 축소 원자로 모델을 이용하여 원자력 발전소 영광 3,4호기를 위한 유동시험을 수행하였다. 이 유동 시험의 목적은 ABB-CE사의 System 80과 영광 3,4호기 원자로 크기의 상대적인 차이로 인해 발생하는 원자로 용기내의 수력학적 영향을 평가하는 것이다. 유동 모델은 상사성 원리에 따라 설계하였다. 이 시험에서 얻은 결과는 노심 입구 유량 분포, 노심 출구 압력 분포, 원자로 입구 노즐에서부터 출구 노즐까지 유동로를 따른 부분 구간 및 전체 압력 손실이다. 이 데이터들은 노심의 열적 여유도 분석에 필요한 입력 자료 제공과 해석적 수력설계 방법의 검증에 이용하게 된다.

• 대한기계학회논문집B
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• 제38권3호
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• pp.271-277
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• 2014

원자로 노심 입구에 위치한 내부 구조물들은 형상 및 노심 입구까지의 상대적 거리에 따라 노심 입구 유량분포에 상당한 영향을 미칠 수 있다. 본 연구에서는 원자로 내부 구조물 형상 처리 방법이 축소 APR+ 유동분포 예측 정확도에 미치는 영향을 조사하기 위해 상용 전산유체역학 소프트웨어인 ANSYS CFX R.14를 사용하여 원자로 내부 구조물들의 실제 형상을 고려한 계산을 수행하였고 다공성 매질 가정을 적용한 계산 결과와 비교하였다. 결론적으로 노심 입구 상류에 위치한 원자로 내부 구조물의 실제 형상을 고려함으로써 노심 입구 유량 분포를 더 정확하게 예측할 수 있었다. 따라서 충분한 계산 자원이 확보된 조건인 경우라면 정확한 노심 입구 유량분포를 계산하기 위해 노심 입구 상류에 위치한 원자로 내부 구조물들(예: 하부지지구조물 바닥판 및 노내 계측기 노즐 지지판)의 실제 형상을 고려해서 계산하는 것이 필요하다.

• 대한기계학회논문집B
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• 제35권4호
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• pp.425-429
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• 2011

원자로의 노심 손상에 따른 노심 용융물의 노외 유출시 코어캐처라고 불리는 설비를 통해 용융물을 억제하고 냉각시키게 된다. 이 때 노외 노심용융물의 거동은 희생물질과의 반응을 포함한 복잡한 물리적, 화학적 현상에 의해 결정된다. 이 연구는 기존의 용융물 거동 실험결과에 대해 용융물의 유동과 열전달의 세부적인 특성을 상용코드를 이용해 해석하여 검증함으로써 코어캐처의 설계에 활용할 수 있도록 하기 위한 것이다. 단순화된 채널에서 시간에 따른 용융물과 공기의 이상유동과 복사열전달을 VOF 모델과 구분종좌법을 적용하여 비정상상태에서 해석한 결과, 열전달에 따른 용융물 내부의 온도 변화 및 이에 따른 점성 변화 등을 예측할 수 있음을 확인하였다. 이러한 접근방식을 기초로 향후 용융물의 조성, 유량 및 용도 등의 조건에 따른 용융물의 거동에 대한 자세한 평가가 필요하다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제25권2호
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• pp.292-299
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• 1993

원자로 노심내 핵 연료봉의 정확한 온도 분포를 구하기 위해서는 핵 연료봉 주위의 난류 유동장에 대한 해석이 필요하다. 난류 유동장의 특성을 파악하기 위해 실험적 연구와 해석적 방법에 의한 연구가 함께 수행되고 있다. 본 기고문은 현재까지 보고된 난류 유동장의 특성을 알아보고 해석적 방법의 연구 동향과 문제점을 분석하여 이 분야에 대한 연구 활동에 도움이 되고자 한다.

• 대한기계학회논문집B
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• 제37권9호
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• pp.855-862
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• 2013

개방 노심 열적여유도 해석 코드에 입력으로 제공되는 APR+ (Advanced Power Reactor Plus)의 수력학적 특징을 결정하기 위해 일련의 1/5 축소 원자로 유동분포 시험이 수행되었다. 본 연구에서는 원자로 내부 유동 계산시 다공성 모델을 사용한 전산유체역학의 적용성을 평가하기 위해 상용 전산유체역학 소프트웨어인 ANSYS CFX V.14를 사용하여 계산을 수행하였다. 결론적으로 본 연구에서 사용한 일부 원자로 내부 구조물에 대한 다공성 영역 처리방식을 통해 원자로 내부의 유동 특성을 정성적으로 적절히 파악할 수 있을 것으로 판단된다. 만일 충분한 계산 자원이 확보된 조건인 경우라면 노심 입구 상류에 위치한 원자로 내부 구조물의 실제 기하 형상을 고려함으로써 노심 입구 유량분포를 보다 정확하게 예측할 수 있을 것으로 예상된다.

• 한국전산유체공학회:학술대회논문집
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• 한국전산유체공학회 2004년도 추계 학술대회논문집
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• pp.151-154
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• 2004

The HANARO, a multi-purpose research reactor of 30 MWth open-tank-in-pool type, has been under normal operation since its initial criticality in February, 1995. Many experiments should be safely performed to activate the utilization of the HANARO. A flow simulated test facility has been developed for the verification of structural integrity of those experimental facilities prior to loading In the HANARO. This test facility is composed of three major parts; a half-core structure assembly, flow circulation system and support system. The half-core structure assembly is composed of plenum, grid plate, core channel with flow tubes, chimney and dummy pool. The flow channels are to be filled with flow orifices to simulate similar flow characteristics to the HANARO. This paper describes an analysis of the flow distribution of the cote channel and compares with the test results. As results, the analysis showed similar flow characteristics compared with those in the test results.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.557-562
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• 1997

노심용융물의 노내 자연 냉각 현상은 TMI-2 사고 이래로 실험과 해석 분야에서 많은 연구가 이루어지고 있으나, 아직까지는 이에 대한 명확한 규명이 이루어지지 않은 상태이다. 원자로 용기 냉각 Mechanism 중에서 노심용융물이 원자로 용기 하부 반구내로 재배치되어 하부 반구 내벽과 접촉할 때 용융물과 하부 반구 내벽 사이에 생길 수 있는 작은 간극으로 냉각수가 침투되어 노심용융물의 냉각이 이루어질 수 있다는 가정이 유력하게 제기되고 있다 본 논문에서는 노심용융물과 원자로 용기 하부 반구 사이의 간극을 통한 노심용융물의 냉각 특성을 규명하는 SONATA-IV실험 연구와 연계하여 이상 유동이 존재하는 고온 표면에서의 미세한 간극을 측정할 수 있는 방법의 검토 및 시편을 이용한 실험을 통하여 가장 적합한 간극측정기법을 도출하였다 간극 측정 기법으로는 중성자 래디오그라피, X 선 후방산란 단층기법 그리고 초음파 펄스 반사 탐상법을 검토하였으며, 시편 측정 실험결과 실시간 간극 측정방법으로는 초음파 펄스 반사 탐상법이 가장 적합한 것으로 나타났다.

• 에너지공학
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• 제28권4호
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• pp.103-110
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• 2019

국내에서 개발 중인 차세대 혁신형 안전경수로인 iPOWER는 피동용융노심냉각계통의 도입을 통해 중대사고시 노심용융물을 원자로 하부에서 장기간 냉각하고 안정화시키고자 한다. 아직 피동용융노심냉각계통의 최종 설계개념이 확정되기 전이나, 원자로용기 외벽냉각을 통한 노심용융물의 노내 억류 역시 주요 중대사고 대처 전략의 하나로 검토되고 있다. 본 연구에서는 국내에서 개발된 열수력 계통해석코드인 MARS-KS를 이용하여 원자로용기와 단열체 사이에서 형성되는 2상 자연순환 유동을 모의하였다. 냉각수의 유로를 일차원으로 모델링하고, 노심용융물의 열부하에 따른 경계조건을 정의하여 자연순환 유량을 계산하였다. 또한 냉각수의 온도 및 수위, 원자로용기 하반구 주변 기포율 및 외벽에서의 열전달모드 등 주요 열수력 변수의 과도거동을 평가하였다.

• 대한기계학회논문집B
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• 제39권11호
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• pp.905-911
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• 2015

본 연구에서는 하부지지구조물 바닥판의 외곽영역에 위치한 구멍의 크기 변경(구멍 직경 감소)이 노심 입구 유량분포에 미치는 영향을 조사하기 위해 상용 전산유체역학 소프트웨어인 ANSYS CFX R.15를 사용하여 계산을 수행하였고, 기존 바닥판 구멍 형태에 대한 계산 결과와 비교하였다. 결론적으로 하부지지구조물 바닥판의 외곽영역에 위치한 구멍의 직경 감소를 통해 노심 입구에서 보다 균일한 유량 분포를 얻을 수 있었다. 따라서 원자력 규제측면에서 볼 때 본 연구에서 제시한 하부지지구조물 바닥판의 외곽영역 구멍 형태의 설계 변경은 연료집합체의 기계적 건전성 및 노심 열적여유도를 향상시킬 수 있다는 측면에서 바람직할 것으로 판단된다.