• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1999.05a
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• pp.157-157
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• 1999

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1999.05a
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• pp.165-165
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• 1999

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2002.05a
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• pp.111.1-111
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• 2002

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2002.10a
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• pp.126-126
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• 2002

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.10a
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• pp.123-123
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• 1998

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.10a
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• pp.122-122
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• 1998

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers B
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• v.40 no.6
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• pp.383-389
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• 2016

Based on a surface design with rectangular cavities and channels, we investigated the effects of gravity and capillary pressure on pool-boiling Critical Heat Flux (CHF). The microcavity structures could prevent liquid flow by the capillary pressure effect. In addition, the microchannel structures contributed to induce one-dimensional liquid flow on the boiling surface. The relationship between the CHF and capillary flow was clearly established. The driving potentials for the liquid supply into a boiling surface can be generated by the gravitational head and capillary pressure. Through an analysis of pool boiling and visualization data, we reveal that the liquid supplement to maintain the nucleate boiling condition on a boiling surface is closely related to the gravitational pressure head and capillary pressure effect.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.526-531
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• 1998

본 논문은 농축도 0.9%의 순환우라늄 핵연료(CANFLEX-RU)에 대한 축방향 출력분포(AFD) 및 반경방향 출력분포(RFD) 특성을 조사하고 CANFLEX-RU 다발이 장전된 CANDU줄 채널의 예비 열수력 해석을 수행하였다. CANFLEX-RU 다발의 4 bundle shift 핵연료 교체 방법에 따라 AFD 분포 특성은 정점(Peak) 열속이 채널 상류쪽으로 이동하였고 채널 중심 부근에서 평탄하거나 다소 오목한 형상을 보여주었다. RFD 분포를 표현하는 적절한 변수로서 국부 다발열유속비를 정의하고, 이 비와 국부 표면열유속비의 상호 관계식을 도출하였다. 연소도에 따른 최외환봉의 국부 다발열유속비 변화를 조사한 결과로서, CANFLEX-RU 다발의 최대 국부 다발열유속비는 초기 연소도에서 발생되었고 이 값 CANFLEX-NU 다발 보다는 크고 37-핵연료봉다발 보다는 작았다. CCP 계산시에 RFD 분포 효과를 고려하는 방안으로서 최외환봉 열유속을 다발의 국부 열유속으로 가정하였다 이는 임계열유속이 -10.2% 감소한 조건을 사용하여 CCP를 계산하는 결과가 되었다. 다발-블균형 계수를 이용한 CCP 민감도 결과와 본 계산에서 얻은 CCP 결과에 의하면, CANFLEX-RU의 CCP 는 CANFLEX-NU에 비교해서 土1.0% 이내로 근사한 분포가 예상되었으며 이는 AFD 분포 효과가 RFD 분포에 의한 CCP 감소를 보상하기 때문이다. 결론적으로, CANFLEX-RU는 열수력적 설계 관점에서 CANFLEX-NU에 비교해서 열적 성능이 저하되지 않았고 따라서 기존 37-핵연료봉다발에 대한 CANFLEX-NU의 열여유도 증가와 같은 장점을 유지할 것으로 예상되었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11a
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• pp.248-253
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• 1996

한국원자력연구소에서는 최고 16MPa애서 운전할 수 있는 RCS 열수력 Loop를 저작하고 CHF 측정실험을 수행하고 있다. 본 연구에서는 저유량조건에서 압력이 CHF에 미치는 영향을 조사하기 위해 압력 12MPa, 질량유속 300~550kg/$m^2$.s, Test Section입구 과냉도 210 kJ/kg의 범위에서 CHF 실험을 수행하였다. 본 실험조건에서 CHF는 환상류영역에서 발생하였으며 발생기구는 Entrainment-Limited CHF가 지배적이었다. Doerffer의 CHF 상관식은 저압에서 예측능력이 현저하게 떨어지나 고압조건에서는 실험자료를 잘 예측하였다. Bowring의 상관식은 고압 및 저압에서도 양호한 예측능력을 보여주었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.343-348
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• 1996

한국원자력연구소에서는 광범위한 열유동조건에서 CHF 실험을 수행하기 위해 고온, 고압으로 운전할 수 있는 RCS 열수력 Loop를 제작하고 기초 실험자료를 얻기 위해 환상 유로에서 CHF 측정실험을 수행하였다. 실험은 압력 1.82Mpa, 질량유속 300~566kg/$m^2$.s Test Section입구 Subcooling 18$^{\circ}C$ 및 47$^{\circ}C$의 범위에서 수행되었다. CHF 실험자료와 Doerffer의 CHF 상관식을 비교한 결과 상관식은 실험치 보다 최고 160% 크게 예측하였고 Doerffer 상관식은 저유량 영역에서 적용이 어려워질 것으로 예상되었다. 따라서 저유량 영역의 체계적인 CHF 실험자료가 필요하다.