• 제목/요약/키워드: 열분배모델

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열분배모델을 이용한 수직유로에서의 저압 미포화비등 해석 (Numerical Study of Low-pressure Subcooled Flow Boiling in Vertical Channels Using the Heat Partitioning Model)

  • 이바로;이연건
    • 대한기계학회논문집B
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    • 제40권7호
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    • pp.457-470
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    • 2016
  • 벽면비등 모델로 열분배모델을 채택하는 CFD 스케일의 전산해석코드는 저압 조건에서 미포화비등 발생 시 2상유동 변수의 해석 정확도가 낮은 것으로 알려진다. 본 연구에서는 열분배모델을 기반으로 벽면비등 현상을 예측하는 열수력 기기해석코드인 CUPID 코드를 이용하여 수직상향류 미포화비등 실험을 해석하였다. 10 bar 이상의 고압 조건에서는 CUPID 코드의 기포율 예측 정확도가 높았으나, 대기압 주변의 저압 조건에서는 기포율 분포에 대한 해석결과가 실험결과와 큰 차이를 보였다. 따라서 열분배모델 내 주요 인자에 사용되는 부모델에 대한 민감도 분석을 수행하였으며, 저압 조건 미포화비등 예측에 적합한 최적 부모델 조합을 선정하였다. 또한, 열분배모델 내 주요 인자 중 하나인 K-인자가 기포율에 미치는 영향을 평가하였다.

연성회로기판 기반 수평전열관 표면의 비등기포거동 가시화 실험 연구 (Visualization Experiment for Nucleate Boiling Bubble Motion on a Horizontal Tube Heater Fabricated with Flexible Circuit Board)

  • 김재순;김유나;박군철;조형규
    • 한국가시화정보학회지
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    • 제14권2호
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    • pp.52-60
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    • 2016
  • The Passive Auxiliary Feedwater System(PAFS) is one of the advanced safety concepts adopted in the Advanced Power Reactor Plus(APR+). To validate the operational performance of the PAFS, detailed understanding of a boiling heat transfer on horizontal tube outside is of great importance. Especially, in the mechanistic boiling heat transfer model, it is important to visualize the phenomena but there are some limitations with conventional experimental approaches. In the present study, we devised a heater based on the Flexible Printed Circuit Board (FPCB) for a more comprehensive visualization and subsequently, a digital image processing technique for the bubble motion measurement was established. Using the measurement technique, important parameters of the nucleate boiling are analyzed.

최적 핵연료 접촉 열전도도 모델 개발을 위한 예비 연구 (Preliminary Study for the Development of Optimum Fuel Contact Conductance Model)

  • 양용식;신창환
    • 대한기계학회:학술대회논문집
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    • 대한기계학회 2007년도 춘계학술대회B
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    • pp.2488-2493
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    • 2007
  • A gap conductance is very important factor which can affect nuclear fuel temperature. Especially, in case of an annular fuel, a gap conductance effect can lead an unexpected heat split phenomena which is caused by a large difference of an inner and outer gap conductance. The gap conductance mechanism is very complicated behavior due to the its strong dependency on microscopic factors such as a contact surface roughness, local contact pressure and local temperature. In this paper, for the decision of test temperature and pressure range, a procedure and calculation results of in-reactor fuel temperature and pressure analysis are summarized which can be applied to test equipment design and determination of test matrix. Based upon analysis results, it is concluded that the minimum and maximum test temperature are $300^{\circ}C$ and $530^{\circ}C$ respectively, and the maximum pellet/cladding interfacial contact pressure should be observed up to 45MPa.

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