• Nuclear Engineering and Technology
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• 제26권3호
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• pp.433-439
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• 1994

영광 3, 4호기는 ABB-CE 사의 System 80 원자로와 비교해서 원자로 내부 구조물의 수력학적 설계 목적과 방법 이 동일하고, 단지 원자로의 크기와 출력이 상대적으로 작아진 내부 구조물이 축소된 형태이다. 따라서 System 80 유동 모델 시험에서 측정된 실험 결과로부터 영광 3, 4호기 연료 집합체 수에 맞게 보간법을 사용하여 보수적으로 유량 분포를 구하고 영광 3, 4호기 유동 모델 시험에서 얻어진 유량 분포와 비교하여 원자로의 수력학적 특성을 검토하고 자각에 대해 열적 여유도를 구하여 이런 경우에 원자로 유동 모델 시험을 수행하지 않고 이전의 실험 결과를 설계에 사용할 수 있는 가에 대해 연구하였다.

• 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.

• 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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• 제37권12호
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• pp.1175-1183
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• 2013

전산유체역학 소프트웨어의 일부 개발자 및 사용자는 최신 전산유체역학 소프트웨어가 최소한 단상 원자로 안전문제는 타당하게 해석할 수 있을 것으로 생각하지만 계산 결과에는 여전히 제한성 및 불확실도가 존재한다. 현재 한국원자력안전기술원에서는 규제관점에서 원자로 안전문제에 대한 상용 전산유체역학 소프트웨어의 성능평가를 수행하고 있다. 본 연구에서는 축소 APR+ 원자로 내부유동 해석시다공성 모델을 적용한 상용 전산유체역학 소프트웨어의 예측 성능을 평가하기 위해 ANSYS CFX R.14 및 FLUENT R.14 에 탑재된 수치모델을 이용하여 계산을 수행하였다. 결론적으로 전산유체역학 소프트웨어에 따라 축소 APR+ 원자로 내부유동 분포는 국부적으로 차이가 발생하였다. 비록 제한된 수의 측정치로 인해 상용 전산유체역학 소프트웨어간 예측성능을 평가하기에는 다소 한계가 있으나 CFX R.14 가 FLUENT R.14 에 비해 상대적으로 타당한 예측결과를 제시하였다. 한편 적용된 차분법의 차이로 인해 동일한 격자에 대해 FLUENT R.14 가 CFX R.14 에 비해 상대적으로 많은 계산 메모리를 필요로 하였다. 따라서 대용량 병렬 계산시 가용한 계산 자원에 적합한 전산유체역학 소프트웨어가 선정되어야 한다.

• 에너지공학
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• 제23권4호
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• pp.95-105
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• 2014

CUPID 코드는 기기 스케일(Component scale)의 2상 유동(Two-phase flow) 해석 코드로서 다양한 2상 유동 조건의 실험 자료를 이용하여 검증되어 왔다. 특히, CUPID 코드의 CANDU형 원자로 감속재 탱크 내부 유동 해석능력을 평가하기 위해 1/4 규모 축소 실험장치의 실험결과를 이용하여 검증한 바가 있다. 본 연구에서는 이전 연구를 바탕으로 CUPID 코드를 사용하여 실제 원자로 감속재탱크 내부의 열수력 거동을 해석하였다. 감속재 탱크의 내부 구조는 아주 복잡하기 때문에 다공질 매질 방법을 적용하였으며 탱크 입구노즐 또한 기기 스케일 코드의 취지에 부합하게 아주 단순화하여 모델하였다. 해석결과의 정확성을 결정하는 가장 중요한 요소는 입구노즐의 모델 방법에 있는 것으로 나타났다. 입구노즐을 단순하게 모델하여 입구유량을 경계조건으로 부여하고 발전소 정상운전조건으로 계산한 결과, 부력에 의한 열성층화 현상이 발생하였다. 이는 전혀 타당하지 않은 것으로 입구 유동의 모멘텀을 정확하게 모의하지 않아 발생한 것이 나타났다. 이를 개선하고자 입구 유량과 운동량을 동시에 보존시킬 수 있도록 입구 노즐 면적을 축소하고 속도는 증가시켜서 계산한 결과, 사실적인 내부 유동장을 얻을 수 있었다. 결론적으로 계산 비용효과가 뛰어난 다공질 매질 방법에 입각하여 CUPID 코드를 실규모 감속재 탱크 열유동 해석에 적용할 수 있음을 보였고, 입구노즐의 적절한 모델이 가장 중요한 요소임을 확인하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2002년도 춘계공동학술발표회요약집
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• pp.130-130
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• 2002

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.590-595
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• 1998

차세대 원자로(KNGR : Korea Next Generation Reactor)에는 새로운 안전개념으로서 피동형 안전주입탱크(Safety Injection Tank. SIT)의 도입을 고려하고 있는데, 이러한 피동형 유량조절기능은 안전주입탱크내의 유체기구(Fluidic device)인 볼텍스챔버(vortex chamber)에 의해 이루어진다. 볼텍스챔버는 내부에서 발생되는 와류강도에 따라 유동저항의 강도가 달라짐을 이용하여 유량을 피동적으로 조절할 수 있는 유체기구이다. 본 연구에서는 볼텍스챔버의 유동특성을 관찰하기 위하여 소규모 실험장치를 구축하고, 이를 이용하여 실험을 수행하였다. 본 연구는 두 단계로 수행되었다. 제1단계 실험에서는 볼텍스챔버의 기하학적 특성이 안전주입탱크의 안전주입수 방출특성에 미치는 영향에 대한 거시적 관점에서의 연구로서. 볼텍스챔버의 기하학적 변수(유입구 및 방출구의 직경)가 안전주입수의 방출과정에서 발생되는 SIT 내의수위 거동, 안전주입수의 방출유량 특성등에 미치는 영향에 대해 중점적으로 고찰하였다 제2단계 실험에서는 1단계 실험에서 관찰된 안전주입탱크의 여러 가지 방출특성과 볼텍스챔버 내부 유동장의 유동특성과의 관련성을 규명하기 위해 PIV (Particle Image Velocimetry)를 이용하여 볼텍스챔버의 기하학적 변수에 따른 유동장 내부의 국소 유속분포를 측정하였다.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2008년도 추계학술대회B
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• pp.2088-2093
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• 2008

In this study, flow field measurement of the Pebble Bed Reactor(PBR) for the High Temperature Gas-cooled Reactor(HTGR) was performed. Large number of pebbles in the core of PBR provides complicated flow channel. Due to the complicated geometries, numerical analysis has been intensively made rather than experimental observation. However, the justification of computational simulation by the experimental study is crucial to develop solid analysis of design method. In the present study, a wind tunnel installed with pebbles stacked was constructed and equipped with the Particle Image Velocimetry(PIV). We designed the system scaled up to realize the room temperature condition according to the similarity. The PIV observation gave us stagnation points, low speed region so that the suspected high temperature region can be identified. With the further supplementary experimental works, the present system may produce valuable data to justify the Computational Fluid Dynamics(CFD) simulation method.

• 설비공학논문집
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• 제27권4호
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• pp.220-227
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• 2015

Complex thermal hydraulic characteristics exist inside the reactor because the reactor internals consist of fuel assembly, internal structures and so on. In this study, to examine the effect of Reynolds-Averaged Navier-Stokes (RANS)-based two-equation turbulence models in the analysis of flow distribution inside a 1/5 scaled-down APR+, simulation was performed using the commercial computational fluid dynamics software, ANSYS CFX R.13 and the predicted results were compared with the measured data. It was concluded that reactor internal flow pattern was locally different depending on the turbulence models. In addition, the prediction accuracy of k-${\varepsilon}$ model was superior to that of other two-equation turbulence models and this model predicted the relatively uniform distribution of core inlet flow rate.

• 에너지공학
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• 제21권4호
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• pp.419-426
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• 2012

본 연구에서는 기기 스케일 2상 유동(Two-phase flow) 해석 코드 CUPID를 사용하여 CANDU 원자로의 칼란드리아 용기 내부 감속재의 열수력 거동을 분석하기 위한 사전연구를 수행하였다. 먼저, Stern 연구소에서 수행한 단상유동 실험 3종류를 이용하여 CUPID 코드를 검증하였다. 칼란드리아 관다발 영역 격자생성의 복잡성을 피하기 위하여 다공성 매질 모델을 해당 영역에 적용하였고, 다공성 매질 영역의 유동 저항은 실험에서 얻은 관계식을 이용하여 계산하도록 하였다. 계산결과, CUPID 코드는 칼란드리아 용기 내부의 강제 및 자연 대류의 혼합 유동 양식을 성공적으로 예측하였다. 다음으로 2상 유동이 발생하는 경우를 해석하였다. 이들 계산을 통해 CUPID 코드의 CANDU 원자로 감속재 해석 능력을 보였다. 또한, 국부 과냉각 여유도를 예측하는데 사용할 수 있는 유입유량 대비 칼란드리아 용기의 국부 최대 감속재 온도 그래프를 제시하였다.