• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제54권4호
• /
• pp.1343-1354
• /
• 2022

Experiments were performed to measure the critical heat flux (CHF) on a vertical surface abutting a coarse packed bed of spherical particles. This geometry is representative of a CANDU reactor calandria tubesheet facing the end shield cavity during the in-vessel retention (IVR) phase of a severe accident. Deionized light water was used as the working fluid. Low carbon steel shielding balls with diameters ranging from 6.4 to 12.7 mm were used, allowing for the development of an empirical correlation of CHF as a function of shielding ball diameter. Previously published data is used to develop a more comprehensive empirical correlation accounting for the impacts of both shielding ball diameter and heating surface height. Tests using borosilicate shielding balls demonstrated that the dependence of CHF on shielding ball thermal conductivity is insignificant. The deposition of iron oxide particles transported from shielding balls to the heating surface is verified to increase CHF non-trivially. The results presented in this paper improve the state of the knowledge base permitting quantitative prediction of CHF in the CANDU end shield, refining our ability to assess the feasibility of IVR. The findings clarify the mechanisms governing CHF in this scenario, permitting identification of potential future research directions.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제56권2호
• /
• pp.536-545
• /
• 2024

Radioactive iodine is a representative fission product to be quantified for the safety assessment of nuclear facilities. In integral severe accident analysis codes, the iodine behavior is usually described by a multi-physical model of iodine chemistry in aqueous phase under radiation field and mass transfer through gas-liquid interface. The focus of studies on iodine source term evaluations using the combination approach is usually put on the chemical aspect, but each contribution to the iodine amount released to the environment has not been decomposed so far. In this study, we attempted the decomposition by revising the two-film theory of molecular-iodine mass transfer. The model involves an effective overall mass transfer coefficient to consider the iodine chemistry. The decomposition was performed by regarding the coefficient as a product of two functions of pH and the overall mass transfer coefficient for molecular iodine. The procedure was applied to the EPICUR experiment and suppression chamber in BWR.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제56권6호
• /
• pp.2099-2112
• /
• 2024

This study examined the effects of CRUD on reflood heat transfer behaviors of nuclear fuel rods during a loss-of-coolant-accident (LOCA) in a pressurized water reactor using a best-estimate thermal-hydraulic analysis code. Changes in thermal properties and boiling heat transfer characteristics of the CRUD layer were extensively reviewed, and a set of correction factors to reflect the changes was implemented into the code. A heat structure layer reflecting the effects of CRUDs on the properties was added to the outer surface of the fuel cladding. Numerical simulations were conducted to examine the effects of CRUDs on reflood cooling of overheated fuel rods for representative separate and integral effect tests, FLECHT-SEASET and LOFT. In LOFT analysis, the average cladding temperature was increased due to the low thermal conductivity of CRUD during steady-state operation; however, in both analyses, the peak cladding temperature decreased, and the quenching time was reduced. Obtained results revealed that when the porous CRUD layer is deposited on the fuel cladding, two opposite effects appear. Low thermal conductivity of the CRUD layer always increases fuel temperature during normal operation; however, its hydrophilic porous structures may contribute to accelerated reflood cooling of fuel rods during a LOCA.

• 멤브레인
• /
• 제20권2호
• /
• pp.135-141
• /
• 2010

다양한 형태의 Polysulfone 막을 MBR공정에 적용하기 위해 제조하였다. 특히 제조공정에 있어서 여러 형태의 에테르형 알코올을 사용 도프용액에 첨가시킴으로써, 공경크기에 미치는 영향력을 조사하였다. 본 연구에서는 공경의 크기는 첨가된 첨가제의 끓는점에 의한 영향력보다는 그들 자체(첨가된 첨가제)의 분자구조에 의한 확산에 더 큰 영향력을 받고 있음을 보여주었다. 분자적으로 methoxy ($CH_3$-O-) < secondary propanol ($-CH_2$-CH(OH)$-CH_3$) < ethoxy ($CH_3-CH_2-O-$)의 순으로 공경크기가 커지고 그에 따라 순수투과도 또한 커짐을 보여주었다. 이러한 현상은 첨가된 용매가 분자적으로 ether형 알코올의 bulky한 정도에 따라 공경의 형성이 다른 형태로 나타나고 있음을 보여주고 있다. 본 연구에서는 다양한 형태의 ether형 alcohol를 통하여 바라고자하는 형태(평균 pore size 0.1~0.4 ${\mu}m$)의 MF (microfiltration)막을 제조할 수 있었으며, MBR (membrane bio-reactor)에 적용한 결과 2달 동안 안정되게 운전되었다.

• 대한기계학회논문집
• /
• 제12권3호
• /
• pp.520-527
• /
• 1988

본 연구에서는 액체용 이젝터의 성능을 결정하는 여러가지 제약인자중 특히 레이놀즈수 변화에 따른 구동노즐의 면적비 및 목부길이가 액체용 이제터성능에 미치 는 영향을 체계적인 실험을 통하여 연구함으로써 기 개발된 CAD용 전산프로그램의 타 당성을 보다 세밀히 검토하고 이에 보완을 가하는데 연구의 목적이 있다.

• Korean Chemical Engineering Research
• /
• 제49권4호
• /
• pp.491-497
• /
• 2011

본 연구에서는 CO, $H_2$가 주성분인 모사합성가스를 이용하여 합성천연가스(SNG, Synthetic Natural Gas) 제조공정을 평가하기 위하여, 3종류의 SNG 합성반응시스템을 제안하였다. 제시된 공정은 다단 단열반응시스템, 재순환이 있는 다단 단열반응시스템 그리고 강제냉각방식의 수냉각반응시스템이다. 3개의 연속된 반응기로 구성된 다단 단열반응시스템에서의 1차반응기에서는 온도가 최대 $800^{\circ}C$까지 상승하였으며, 이로 인한 수성가스전환반응으로 인해 $CO_2$가 다른 시스템에 비해 많이 생성되었으며, SNG 내의 $CH_4$ 농도는 90.1% 정도를 얻었다. 다단 단열반응시스템의 문제점을 해결하기 위해 재순환이 있는 다단 단열반응시스템에서는 반응기의 온도제어를 위해 일부 전환가스를 재순환한 것으로, $CH_4$는 최대 96.3%를 얻었다. 이러한 다수개의 반응기로 구성된 단열반응기의 단점을 해결하여 반응기 개수를 줄일 수 있는 쉘과 튜브 형태의 반응기로 구성된 강제냉각방식의 수냉각시스템에서는 쉘 측으로 냉각수를 공급하여 반응열을 흡수하는 형태로, 공급되는 냉각수의 유량과 압력에 의해 온도를 제어할 수 있다. 이 시스템에서는 최대 $CH_4$는 최대 99.2%를 얻었으며, 1차 반응기인 강제냉각방식의 수냉각반응기 출구에서의 97% 이상의 $CH_4$ 농도를 얻을 수 있음을 확인하였다.

• 터널과지하공간
• /
• 제26권5호
• /
• pp.339-347
• /
• 2016

스웨덴 포쉬마크 (Forsmark)지역에서는 1988년부터 세계 최초의 동굴식 중저준위 방사성 폐기물 처분장(SFR1)이 운영되고 있다. 4개의 터널 및 1개의 사일로에 용량 $63,000m^3$의 처분공간이 확보되어 연간 $1,000m^3$의 폐기물을 처분할 수 있었지만, 스웨덴 내 12기 중 10기의 원자로의 수명이 연장되고, 나머지 2기의 원자로가 폐쇄되어 추가 폐기물 처분에 대한 요구가 발생하게 되었다. 따라서 6기의 수평터널을 추가로 건설하여 폐기물과 9개의 반응로 용기 처분을 위한 $108,000m^3$의 처분 공간을 확보할 계획으로 스웨덴 방사성폐기물 관리주식회사(SKB)는 SFR3으로의 확장을 위한 허가 신청서를 2014년 정부에 제출하였다. 본 연구에서는 SFR3의 추가 확장 계획에 대해 소개하고, SFR3의 계획 시에 고려된 지질학적, 암반공학 및 암반수리학적인 요소들을 소개하였다.

• 한국가스학회지
• /
• 제2권4호
• /
• pp.53-59
• /
• 1998

기-액 2상유동장에서 유동양식은 압력강하, 보이드율분포, 유동장의 기하학적 형상과 밀접한 관계가 있다. 한편 원유수송, 비등이 발생하는 유동, 펌프에서 발생하는 케비테션 현상, 그리고 화학 반응로와 같은 상변화 장치 등의 2상유동에서 고분자물질에 의한 저항감소 현상의 적용이 가능할 것으로 예상된다. 그러나 2상유동장에서 고분자물질에 의한 저항감소에 관한 연구는 매우 미비하다. 그래서 본 연구는 2상유동장에 합성고분자물질(A611p)에 의한 저항감 소율을 실험을 통하여 계측 및 분석하였다. 본 연구에서는 고분자물질의 농도를 증가시킬수록 국부보이드율의 최고치가 관의 중심에서 관의 벽쪽으로 이동하며 2상유동의 유동양식이 변화됨을 규명하였다. 그래서 저항감소율과 유동양식과 밀접한 관계가 있음을 예측할 수 있었다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제21권2호
• /
• pp.73-88
• /
• 1989

5개의 기존모델과 상관관계식에 기초한 10가지의 2상류 전체 압력강하 예측방법을 그 정확도와 가압경수로 운전 조건하에서의 적용도를 함께 검증하였다. 이 10가지 방법을 209개의 국부 및 전체비등 조건하의 실험치에 대해서 검증하였다. 각 상관관계식을 다른 범위의 압력과 질량속도 및 건조도에 대해서 평가하여 각각의 적은 데이터 군(Subsets)에 가장 잘 맞는 모델을 찾아냈다. 주어진 상태량(Property) 범위에 대해 가장 잘 맞는 기존 상관관계식과 그 상관관계식이 가진 예측오차를 보정하기 위한 수정계수를 사용하여 2상류 전체 압력강하를 계산하는 'K-TWOPD'라고 명명한 전산코드를 개발하였다. 이 전산코드의 평가 결과를 보면 기존 상관관계식의 실험치와의 오차범위는 대체로 $\pm$25%이상인데 비하여, 본 연구에서 제시한 방법은 사용한 모든 데이터를 95%의 확신도에서 $\pm$11% 범위이내로 실험치와 일치하고 있다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제50권2호
• /
• pp.246-252
• /
• 2018

A series of simulated reactivity-initiated accident (RIA) tests on irradiated fully recrystallized boiling water reactor Zircaloy-2 cladding has been performed by means of the expansion-due-to-compression (EDC) test method. The EDC method reproduces fuel pellet-clad mechanical interaction (PCMI) conditions for the cladding during RIA transients with respect to temperature and loading rates by out-of-pile mechanical testing. The tested materials had a large variation in burnup and hydrogen content (up to 907 wppm). The results of the EDC tests showed variation in the PCMI resistance of claddings with similar burnup and hydrogen content, making it difficult to clearly identify ductile-to-brittle transition temperatures. The EDC-tested samples of the present and previous work were investigated by light optical and scanning electron microscopy to study the influence of factors such as azimuthal variation of the Zr-hydrides and the presence of hydride rims and radially oriented hydrides. Two main characteristics were identified in samples with low ductility with respect to hydrogen content and test temperature: hydride rims and radial hydrides at the cladding outer surface. Crack propagation and failure modes were also studied, showing two general modes of crack propagation depending on distribution and amount of radially oriented hydrides. It was concluded that the PCMI resistance of irradiated cladding under normal conditions with homogenously distributed circumferential hydrides is high, with good margin to the RIA failure limits. To further improve safety, focus should be on conditions causing nonfavorable hydride distribution, such as hydride reorientation and formation of hydride blisters at the cladding outer surface.