• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2005년도 창립60주년 기념 추계 학술대회
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• pp.163.2-163.2
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• 2005

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제16권3호
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• pp.155-160
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• 1984

표준 핵연료집합체나 최적 핵연료집합체로 구성된 원자력 1호기 원자로심의 열적여유도를 기존 열설계 방법과 통계적 열설계 방법을 이용하여 분석하였다. 통계적 열설계 방법은 노심내 운전변수들의 불확실도를 통계적으로 처리함으로써 기존 방법에 비하여 열적여유도를 증가시킨다. 계산을 위하여 정상상태와 과도시 열수력분석 전산코드인 COBRA-IV-i를 사용하였다. 계산결과 통계적 설계방법은 열적여유도를 크게 증가시키며, 표준 핵 연료집 합체는 물론 최적 핵 연료집 합체가 장전된 원자력 1호기의 열설계기준을 만족시키는 것으로 밝혀졌다. 그러나 기존 열설계 방법은 원자력 1호기 노심에 최적 핵연료집합체가 장전된 경우 열설계기준을 만족시키지 못하는 것으로 밝혀졌다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권5호
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• pp.743-752
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• 1995

본 논문은 배관파단에 대한 원자로 내부구조물의 해석시 사용되는 원자로 내부구조물과 노심의 커플(couple)된 모델에서 핵연료집합체의 grouping수에 따른 동적 응답의 영향을 조사한 것이다. 177개의 핵연료집합체를 1, 3, 5 그리고 7개의 그룹으로 나누어 모델링 하였고 그 각각에 대한 응답을 구하였다. 해석결과 원자로 내부구조물과 핵연료집합체의 배관파단에 대한 응답은 핵연료집합체의 grouping수에 거의 영향을 받지 않음을 알 수 있었다. 또한 핵연료집합체의 해석시 사용되는 상세모델에서 2개 이상의 이웃하는 핵 연료다발을 하나의 등가모델로 나타내는 방법을 연구한 결과 집합체의 1차모드 주파수와 일치하는 등가스프링을 사용하고 각 핵연료다발사이의 간격을 그대로 유지했을 때의 모델이 원래의 응답과 가장 잘 일치함을 보였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권4호
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• pp.491-502
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• 1995

핵연료집합체 부수로 유동장에 대한 상세한 정보에 기초해 교차류를 정확히 예측하는 것은 핵연료의 성능을 해석하는데 중요한 요소이다. 본 연구에서는 저-Reynolds 수 k-$\varepsilon$ 난류모형을 채택하여 인접한 두 부수로 사이에 발생하는 교차류를 해석하였다 또한, 2차유동을 정확히 모사하기 위해서 비등방성 대수응력모형을 사용하였다. 이상의 난류 모형은 유한요소법을 통해 해석되었으며 가용한 실험자료와 비교하여 검증하였다. 그리고, 부수로 유동장에 대한 수치해석 결과를 이용하여 횡방향 합력손실계수의 상관식을 구성하였다. 상관식은 교차류를 제공하는 부수로의 축방향 속도에 대한 교차류의 속도비, 제공받는 부수로의 Reynolds 수 그리고 Pitch-to-diameter의 함수로 구성되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제13권1호
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• pp.1-11
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• 1981

가압경수로심의 3차원적 simulation 코드인 KINS를 개발하여 고리1호기 제 1주기에 대한 benchmark 계산을 수행하였다. KINS는 FLARE에서 사용하고 있는 모델을 기초로 하여 가압경수로심 해석에 보다 유용하게 쓸 수 있도록 발전시킨 것이다. 제 1주기초에서는 hot zero power 상태에서의 임계붕소농도, 핵연료집합체별 출력분포, 노심평균축방향 출력분포 등을 계산하여 실측 자료와 비교하였다. 아울러 연소도 1000MWD/MTU 단위로 연소계산을수행하여 여기서 산출된 임계 붕소농도와 핵 연료집합체별 출력 분포를 실측자료와 비교하였다. 계산결과는 실측자료와 매우 훌륭하게 일치하고 있으므로 KINS가 가압경수로의 노심관리에 아주 경제적이며 유효한 도구가 될것임을 보여주는 것이라고 생각된다.