• Nuclear Engineering and Technology
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• 제26권3호
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• pp.389-400
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• 1994

FLECHT SEASET 실험 데이터를 사용하여 대형 냉각재 상실 사고시 재관수 첨두 피복재 온도에 대한 RELAP5 /MOD3/KAERI의 예측능력을 평가하였으며, 관련 불확실성을 통계적으로 정량화 하였다. 중력구동 재관수 실험및 광범위한 재관수율, 시스템 압력, 초기 피복재 온도, 연료봉 출력을 포괄하는 강제구동 재관수 실험들로 구성된 18개의 실험이 평가에 사용되었다. 평가 결과 재관수 첨두 피복재 온도에 대해 평균 7.56 K 낮게 예측하였으며 이를 포함한 관련 불확실성의 상한은 95% 신뢰도 수준에서 약 99 K로 정량화 되었다.

• 에너지공학
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• 제9권4호
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• pp.358-365
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• 2000

본 연구에서는 수직 단일관에서의 재관수(reflux) 응축 현상에서 증기유량이 역류제한치보다 큰 경우에 발생하는 다양한 유동 패턴을 예측하고, 그 동적 특성을 해석하기 위한 모델을 개발하였다. 특히 L/D가 큰 재관수 응축기에서 발생하는 충전 방출 모드에서의 동적 특성을 예측하는 것이 목표이다. 응축기의 내부를 액체와 증기의 두 영역으로 나누어 질량, 에너지, 운동량 보존에 입각한 본 모델은, 형성된 물기둥의 진동시 갈래질 경계(bifurcation boundary)와 진동주기를 예측할 수 있다. 이 모델은 McMaster 대학에서 수행한 실험결과와 비교한 결과 양호한 예측을 했고, 튜브 직경변화 효과를 잘 묘사하였다. 이러한 단순 모델은 재관수 응축기의 설계시에 설계변수를 도출하는데 사용될 수 있고, 인위적으로 부여한 압력펄스를 이용하여 재관수 응축기의 운전영역을 개선하는데 기초로 활용될 수 있다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제26권2호
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• pp.265-276
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• 1994

FLECHT-SEASET 실험에 대한 REIAP5/MOD3 평가시에 밝혀진 코드결함을 수정하기 위하여 RELAP5/MOD3 재관수 모델을 개선하였다. 모델개선은 재관수 열전달 모델의 수정과 분산유동영역의 액적 크기의 조절을 통하여 이루어졌으며 재관수 계산시 발생되는 압력 spike와 수위진동 등의 결함을 개선하기 위하여 벽면비등모델의 time-smoothing과 천이 유동시의 level tracking모델도 첨가되었다. FLECHT-SEASET 실험에 대한 개선모델의 검증과 발전소의 대형냉각재 상실 사고해석 응용에서 코드결함이 개선되었음을 알 수 있었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2001년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.259.2-259
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• 2001

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2002년도 추계학술발표회요약집
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• pp.177-177
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• 2002

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제12권1호
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• pp.9-18
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• 1980

냉각재 상실사고에 따르는 rewetting현상을 연구하기 위하여 대기압에서 단일가열관을 사용한 재관수 실험을 수행하였다. Yamanouchi 이론을 바탕으로한 1차원 및 2차원 열전도 해석을 본 실험조건과 일치시키기 위해 수정하여 실험결과와 비교 검토하였다. 하부재관수 해석에서는 unrewetted 구역에서 증기의 열전달이 고려 되어야 한다는 것을 알았다. 실험을 통해 revetting속도는 시험관의 초기벽온도, 냉각재 유량, 냉각재 온도에 따라 달라진다는 것을 알았다. rewetting 온도와 열전달 계수를 평가하기 위한 보다 나은 방법의 개발이 필요하다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2001년도 추계학술발표회요약집
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• pp.171-171
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• 2001

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2001년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.181.2-181
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• 2001

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제20권1호
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• pp.32-38
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• 2024

The best estimate plus uncertainty methodologies for loss-of-coolant accident analyses make use of the best-estimate codes and relevant experimental databases. Inherently, best-estimate codes have various uncertainties in the model parameters, which can be quantified by the dedicated experimental database. Therefore, this study was devoted to establishing procedures for identifying the input parameters of predictive models and quantifying their uncertainty ranges. The rod bundle heat transfer experiments were employed as a representative reflood separate effect test, and the TRACE code was utilized as a best-estimate code. In accordance with the present procedure for uncertainty quantification, the integrated list of the influential input parameters and their uncertainty ranges was obtained through local sensitivity calculations and screening criteria. The validity of the procedure was confirmed by applying it to uncertainty analyses, which checks whether the measured data are within computed ranges of the variables of interest. The uncertainty quantification procedure proposed in this study is anticipated to provide comprehensive guidance for the conduct of uncertainty analyses.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제24권3호
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• pp.297-310
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• 1992

RELAP5/MOD3 5M5코드의 Apollo version을 이용하여 FLECHT SEASET 강제 재관수 실험을 평가하였다. 이 연구의 주 목적은 출력과 관수율의 초기값이 각기 다른 강제 재관수 조건하에서의 코드치 예측능력을 검사하는 것이 다. 많은 실험 중에서 8가지 경우에 대해 평가하였다. 이 8 가지 경우는 출력과 관수율외의 다른 초기 조건들은 유사한 값들을 갖는 것들이다. 또한 RELAP5/MOD3의 개선된 모델(model)들에 대해 여러 가지 민감도분석을 하였다. 즉 test section의 outlet junction에서의 Counter Current Flow Limit (CCFL) option의 영향과 heat structure와 interfacial drag의 계산에 미치는 grid modelling의 영향과 nodalization의 영향 및 time step size 의 영향등을 분석하였다. 이러한 민감도분석을 통해 코드의 예측능력을 향상시킬 수 있었다. 평가 결과로는 RELAP5/MOD3가 국소최대온도 (turn around temperature)와 그때의 시간 (turn around time)을 일반적으로 낮게 예측하나 관수율이 큰경우에는 국소최대온도를 약간 과대 평가 하였다. 또한 출력이 증가하고 관수율이 감소할수록 RELAP5/MOD3가 quenching을 상대적으로 지연시킴을 알 수 있었다.