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김원석;김영균;김영진
- 한국원자력학회:학술대회논문집
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- 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(1)
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- pp.678-683
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- 1998
액체금속로의 노심은 핵연료봉과 와이어랩에 의한 부수로로 구성된 복잡한 기하학적 구조의 집합체로 이루어져 있다. 이러한 액체금속로의 정상상태 및 과도상태 노심열수력 상세해석을 위하여 부수로 해석코드 MATRA-LMR 코드를 개발하고 있다. 본 논문에서는 ORNL 19 Pin 실험결과와 EBR-II 실험 모의시 정상상태 노심열수력 해석코드인 SLTHEN 코드 계산에 사용되었던 실험데이타를 사용하여 현재 MATRA-LMR 코드로 계산을 수행한 후 그 결과를 비교.분석함으로써, MATRA-LMR 코드의 개발 상태를 평가해 보았다 ORNL 19 Pin 실험과 MATRA-LMR 계산를 비교한 결과 실험을 정확히 예측하는 것으로 나타났다. SLTHEN 코드 계산결과와의 비교에서는 집합체 평균 출구온도와 부수로 최대 출구온도를 비교한 결과 두 코드의 계산은 약 3% 이하의 차이를 보이고 있다. 현재의 MATRA-LMR 코드는 단일 집합체 계산만 가능하나 앞으로의 작업을 통해 전 노심 해석이 가능하도록 다중 집합체 계산 코드로 개발할 예정이다.
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Jae, Moo-Sung;Park, Goon-Cherl;Chung, Chang-Hyun;Jang, Jong-Hwa
- Nuclear Engineering and Technology
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- 제20권1호
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- pp.27-34
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- 1988
1990년 중반에는 우리나라 모든 원자력 발전소의 사용 후 핵연료 저장조의 용량부족이 예견된다. 따라서 조밀화 집합체로 저장하는 MDR 방법을 가장 저장용량이 적은 9, 10호기 원전의 저장용량을 확장시키는데 적용하고자 하였다. 이러한 방법을 채택할 때 9,10원전의 사용후 핵연료 저장조의 안전성을 확인하기 위해 격자 간격과 저장통 두께를 변화시키면서 중성자 증배계수를 AMPX-KENO IV코드로 계산하였다. 그리고 이 전산체제를 검증하기 위해 1981년 B & W에서 실시한 임계실험에 대하여 검증계산을 수행하였다. 또한 가상사고로써 malposition사고도 모사하였다. 그 결과, 원전 9, 10호기의 핵연료 조밀화 저장법은 안전하며, 설비 및 냉각공간을 고려하여 9/3 노심분을 27/3 노심분의 저장 용량으로 확장할 수 있을 것이다.
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