• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.520-525
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• 1998

난류혼합율에 대한 예측은 원자로의 노심 열수력 설계에 있어 매우 중요한 일이다. 봉다발 구조에서 난류혼합의 주요 원인으로 지목되고 있는 유동액동(flow pulsation) 현상에 대한 척도평가(scale analysis)틀 통해 봉다발 유동장을 흐르는 저 Prandtl 수 유채에 대판 난류혼합율 평가식을 유도하였다. 난류혼합에 기여하는 인자가 분자운동, 등방성 난류운동(유동맥동 효과률 배제한 난류운동), 그리고 유동맥동의 세 부분으로 구성되어 있다고 가정하고, 각각에 대한 길이 및 속도척도를 평가하여 난류혼합율을 유도하였다. 평가식에는 P/D, Re수 P${\gamma}$ 수 등의 인자가 고려되어 있어 다양한 기하학적, 수력학적 조건과 유체의 물리적 특성이 반영되어 있다. 유도원 난류혼합율 평가식을 실험 상관식과 비교하였으며, 비교 결과 만족스러운 것으로 나타났다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.135-140
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• 1997

국내개발 액체금속로 KALIMER 노심설계 개발의 일환으로 전기출력 333 MWe(열출력 840 MWth)의 노심설계를 수행하고, 이에 대한 핵ㆍ열수력 특성을 분석하였다. 설계노심은 2농축 U-Zr(14.0/l8.9%) 이원 합금핵연료의 균질노심으로 구성하였다. 핵연료 재장전주기는 18개월, 평균증식비는 0.64로서 평형주기에서의 최대연소도는 125.2 MWD/kg이며, 특히 음의 소듐 void 반응도가를 가짐으로써 노심안전성 확보측면에서 매우 양호함을 보였다.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers B
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• v.34 no.12
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• pp.1093-1099
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• 2010

For Very High Temperature Reactors (VHTR), the designs of the Intermediate Heat Transport Loop (IHTL) and the Intermediate Heat Exchanger (IHX) are particularly difficult because of the high-temperature operation (up to $950^{\circ}C$). In this study, Flinak molten salt, a eutectic mixture of LiF, NaF, and KF (46.5:11.5:42.0 mole %) is considered as the heat transporting fluid in the IHTL. To evaluate the flow and heat transfer performance of the Flinak molten salt in small channels with hydraulic diameters in the millimeter range, a double-pipe heat exchanger was constructed using small-diameter tubes for the heat exchange between the Flinak and the gas flow. The experimental data showed that, for laminar Flinak flow, the measured friction factors were close to the 64/Re curve and the Nusselt numbers were generally between 3.66 and 4.36.

• Proceedings of the Korea Society for Energy Engineering kosee Conference
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• 1995.05a
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• pp.117-122
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• 1995

원자력의 이용 분야 확대를 위하여 선박용 소형 동력로를 설계하였다. 본 연구에서는 다음의 제한 조건 및 설계 조건을 설정하여 핵적 개념 설계를 수행하였다. 노심의 부피는 국내 제작가능한 VLCC기종 유조선 기관실내에 배치 가능하도록 제한하였고, 선박의 정기 점검 기간에 맞춘 핵연료 재장전 주기 길이, 무붕산 노심 운전, 상용 가압경수로 보다 낮은 선출력과 출력 밀도, MUTSU호와 같은 1차 계통 열수력 조건, 등의 설계 조건을 설정하였다. 울진 3＆4의 핵연료 집합체의 길이만을 짧게 하여 사용하는 것에 대한 타당성 모색을 핵적 개념 설계 목표로 삼았다. 핵연료 집합체의 설계 및 반응단면적 생산은 CASMO-3 코트를, 노심 전체의 분석은 3차원 노달 코드인 KINS-3코트를 사용하였다. 개념 설계 결과, 노심 주기길이 690일을 달성할 수 있는 핵연료 집합체의 농축도와 갯수는 1.88%의 17개, 3.3%의 20개로 결정하였고, F$_{Q}$는 2.833이였고, 운전 상태에서의 감속재 온도 개수는 -24.8 pcm/$^{\circ}C$로 나타나서 한국형 원자로용 핵연료 집합체를 그대로 선박용 원자로에 사용 가능함을 볼 수 있었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.10a
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• pp.157-157
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• 1998

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.556-561
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• 1996

주증기관 파단사고가 발생하여 서로 다른 온도 및 유속을 갖는 냉각재가 원자로 용기에 유입 될 때 downcomer 및 lower plenum 에서의 혼합현상을 3차원 열수력 분석코드 COMMIX-lB［1］로 모사하여 노심입구에서의 온도분포를 결정하고, 결정된 온도분포를 이용하여 주증기관 파단사고에 대한 열적여유도를 분석하였다. 분석은 주증기관 파단사고시 노심입구온도의 비대칭성이 가장 큰 고리 1호기를 선택하여 수행되었으며, 15주기 교체노심 설계 결과와 비교하여 열적 여유도가 다소 증가함을 확인하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.26 no.2
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• pp.237-246
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• 1994

A high flow critical heat flux (CHF) correlation, based on the single-pin CHF experimental data for finned and unfinned heated rods, was developed for the thermal-hydraulic design and safety analysis of the Korea Multi-purpose Research Reactor (KMRR) core. The correlation consists of dimensionless parameters such as Reynolds number, thermodynamic equilibrium quality, liquid-to-vapor density ratio, and hydraulic equivalent diameter ratio. The fin effect was taken into account in the correlation by a finned-to-unfinned heated perimeter ratio. The effects of a cold wall and non-uniform axial power distribution ore discussed to verify the applicability of the single-pin based correlation to the KMRR fuel bundle. The correlation limit departure from nucleate boiling ratio (DNBR) was determined as 1.44 from the statistical analysis of the CHF data.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.24 no.3
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• pp.263-273
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• 1992

The study on the velocity distribution and the pressure drop characteristic of the nuclear fuel assembly is of importance for the thermal hydraulic design and safety analysis. The purpose of this experimental study is to investigate the hydraulic mixing behind the different kinds of spacer grids in the now or rod bundles. In this study, the detailed hydraulic characteristics in subchannels of 5$\times$5 PWR(Pressurized Water Reactor) rod bundles were measured using one-component He-Ne LDV(Laser Doppler Velocimeter). Measurements of the axial velocity, turbulent intensities and pressure drops were peformed Lateral velocity, turbulent intensities and Reynolds shear stress were also measured by adjust-ing LDV alignment. Friction factors in rod bundles and loss coefficients for spacer grids were evaluated from the measured pressure drops. Hydraulic mixing performance for different kinds of spacer grids could be investigated by estimating the turbulent cross-flow mixing rates between neighboring subchannels.

• Journal of Energy Engineering
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• v.10 no.3
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• pp.294-298
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• 2001

A research for transmutation reactor is in progress to transmute high radioactive isotopes into low radioactive ones. In this study, thermal-hydraulic and structural analysis was performed to design liquid metal target system that would be used in subcritical transmutation reactor. Diffuse plate installation was considered to enhance cooling of window. And thermal-structural analysis of window was performed varying window thickness, beam power, and coolant flow rate to determine target system design valuers. It is ensured that maximum window temperature and stress would be acceptable in the design condition.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.10a
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• pp.371-376
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• 1995

CANDU-6형 원자로의 정지냉각계통(Shutdown Cooling System, SDCS)은 영출력 고온상태의 원자로를 상온상태로 냉각시킬 수 있도록 설계되었다. 본 해석은 증기발생기와 복수기증기방출밸브(CSDV) 및 정지냉각펌프를 이용한 정상냉각과 열수송펌프를 이용한 26$0^{\circ}C$부터 냉각 및 정지냉각펌프를 이용한 26$0^{\circ}C$부터 냉각의 두 가지 비정상냉각에 대해서 중수로 계통설계의 열수력 해석코드인 SOPHT 코드를 사용하여 해석하였다. 해석결과에 따라 주요기기들의 냉각천이에 따른 운전부하(service loadings)조건이 주어졌으며 또한 정지냉각계통은 열수송계통과 관련 보조계통을 정지냉각계통 열교환기 2차측에서 비등이 발생하지 않고 정상냉각 허용한계인 2.8$^{\circ}C$/min를 만족하면서 냉각할 수 있음을 확인하였다.