• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.284-289
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• 1996

The predictions of the COBRA-IV-I code with the modified turbulent mixing and void drift models have been compared with the diabatic two-phase flow data on equilibrium quality. The turbulent mixing model based on an equal mass exchange of the existing COBRA-IV-I code has been modified to that based on an equal volume exchange between adjacent subchannels, and a void drift model has been newly incorporated in the code. To evaluate the performance of the equal volume exchange turbulent mixing model and the effects of the void drift model, the diabatic steam-water two-phase flow data obtained for the 9-rod bundle test under the typical operating conditions of the boiling water reactor(BWR) conducted by the General Electric (GE) were analyzed by the modified COBRA-IV-I code. The analysis indicates that the equal volume exchange turbulent mixing model with void drift predicts the observed two-phase flow data trends better than the equal mass exchange model, and to predict the correct data trends a more physically based void drift model need to be developed.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.579-584
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• 1997

HP Workstation 및 IBM PC에서 사용 가능한 부수로 해석 코드 MATRA $\alpha$-버전을 개발하였다. 이 코드는 정확도 향상 및 사용자 편리를 위해 COBRA-IV-I코드에 비해 여러가지 기능들이 추가되었으며, 코드의 적용 범위를 신형원자로의 비정방형 집합체 노심에 확장할 수 있도록 압력손실 모형 등이 개선되었다. 또한 이상 유동장에서의 예측 정확도 향상을 위하여 부수로 잔의 횡방향 전달 모형을 개선하였다. 코드의 예측 성능을 평가하기 위해 세 중류의 집합체 유동분포 및 엔탈피 분포 실험 자료와 비교하였으며, 그 결과 기존의 COBRA-IV-I코드보다 향상된 결과를 보였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제31권3호
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• pp.314-327
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• 1999

A subchannel analysis code MATRA applicable to PWRs and ALWRs has been developed to be run on an IBM PC or HP WS based on the existing CDC CYBER mainframe version of COBRA-Rf-1. This MATRA code is a thermal-hydraulic analysis code based on the subchannel approach for calculating the enthalpy and How distribution in fuel assemblies and reactor cores for both steady-state and transient conditions. HATRA has been provided with an improved structure, various functions, and models to give more convenient user environment and to enhance the code accuracy. Among them, the pressure drop model has been improved to be applied to non-square-lattice rod arrays, and the models for the lateral transport between adjacent subchannels have been improved to enhance the accuracy in predicting two-phase flow phenomena. The predictions of MATRA were compared with the experimental data on the flow and enthalpy distribution in some sample rod-bundle cases to evaluate the performance of MATRA. All the results revealed that the predictions of MATRA were better than those of COBRA-IV-I.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제15권4호
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• pp.236-247
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• 1983

한국원자력 1호기(KNU-1)의 설계 및 운전자료를 이용하여 가압경수로 운전변수들의 변화에 대한 DNBR의 민감도를 분석하였다. 본 민감도 분석에는 원자로 출력, 압력, 냉각수 주입유량, 냉각수 주입온도, 반경방향 및 축방향 출력분포 그리고 축방향 출력편차 등의 운전변수가 고려되었다. 민감도 분석을 위하여는 노심의 열수력 해석용 전산코드인 COBRA-IV-K를 사용하였는데 본 코드는 COBRA-IV-i의 수정판으로써 한국에너지연구소에서 일부 프로그램을 수정하였고 또한 신뢰도도 확인하였다. 민감도 분석을 수행하기 전에 KNU-1 원자로심의 설계 및 운전조건을 근거로 하여 기초 계산을 수행하고 이 결과를 본 민감도 분석의 기본자료로 삼았다. 민감도 분석결과 원자로의 DNBR 열설계에 있어서 가장 민감한 운전변수는 냉각수 주입온도이고 가장 둔감한 변수는 축방향 출력분포라는 것이 밝혀졌다.

• 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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• 제22권1호
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• pp.66-74
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• 1990

원자력 7, 8호기에 장전된 17$\times$17 최적 핵연료집합체의 열수력학적 특성을 원자력 5, 6호기에 장전된 17$\times$17표준 핵연료집합체와 비교하여 분석하였다. 분석된 열수력학적 특성은 정상상태와 과도출력상태에서의 최소 DNBR, 연료봉 중심온도, 출구 기포율등이며, 아울러 연료봉의 중심이 용융되는 국부선출력과 원자로 운전변수들에 대한 DNBR 민감도 계수도 계산하였다. 사용된 코드는 COBRA-IV-I이며, 임계열속 계산에는 R형 그리드에 대해 수정된 W-3 상관식을, 기포율계산에는 drift-flux model을 이용하였다. 계산결과, DNB가 발생할 확률은 최적 핵연료집합체가 더 높았으나, 연료봉의 중심이 용융되는 국부선출력은 표준 핵연료집합체와 거의 동일한 것으로 나타났다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제17권4호
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• pp.256-266
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• 1985

냉각재 유량상실 사고가 가압경수형 원자로인 고리 1호기에 대하여 해석되었다. 냉각재 유량 상실 사고는 그 심각도에 따라 다음과 같이 3가지로 분류된다. 즉, 일부 유량 상실사고, 완전 유량 상실 사고, 그리고 펌프 축 고착 사고이다. 사고 해석은 계통 과도 현상 및 평균 노심분석, DNBR 계산, 그리고 고온점 분석의 3단계로 수행된다. 원자로 계통과도 현상 코드인 KTRAN이 본 사고를 빠른 시간에 모사할 수 있도록 개발되었다. DNBR계산을 위해서는 열수력학 코드인 SCAN및 COBRA IV-I가 채택되었으며, 고온점 분석을 위해서는 연료봉 과도 현상 코드인 LTRAN이 쓰였다. 이러한 전산코드 시스템은 과도 현상 해석에 빨리 응답하여야 한다. 왜냐하면 사고가 발생한 후 수 초안에 심각한 상태에 이르기 때문이다. 불행히도 KTRAN코드에 의하여 이러한 목적은 충족되지 않았다. 그러나 다른 계통 해석 코드에 비하여 잔은 계산 시간에도 불구하고 KTRAN에 의한 계산 결과는 FSAR의 결과와 전반적으로 잘 일치함으로써 KTRAN코드가 사고 해석에 유용함이 밝혀졌다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제22권2호
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• pp.95-100
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• 1990

유체 유동상의 인자로 구성된 핵연료집합체에 걸리는 수력적 양력의 정확한 표현식은 핵연료의 건전성 설계 및 해석에 중요한 인자이다. 그러나 현재까지 이 양력에 대한 이론적인 해석이 제대로 이루어지고 있지 않아 이 분야에 혼란이 빚어지고 있다. 본 논문에서는 핵연료 집합체에 걸리는 수력적 양력에 대한 정확한 표현식을 이론적인 고찰을 통하여 유도하였으며 또한 양력에 관련된 제반 힘 요소들 즉, 압력강하, 부력, 전단응력, 집합체하중, 상호간의 관계를 검토하였다. 유도된 정확한 이론식을 이용하여 양력에 관한 간이식 오차의 특성을 분석한 결과 오차는 4가지 항으로 구성됨과 총 오차의 크기는 노심 유량의 변화 방향에 따라 달라짐을 알 수 있었다. 정량적인 분석을 COBRAIV-I를 이용하여 수행한 결과 총 오차의 크기는 약 1% 정도임이 밝혀졌다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.534-539
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• 1997

A CHF table method has been assessed in this study for rod bundle CHF predictions. At the conceptual design stage for a new reactor, a general critical heat flux (CHF) prediction method with a wide applicable range and reasonable accuracy is essential to the thermal-hydraulic design and safety analysis. In many aspects, a CHF table method (i.e., the use of a round tube CHF table with appropriate bundle correction factors) can be a promising way to fulfill this need. So the assessment of the CHF table method has been performed with the bundle CHF data relevant to pressurized water reactors (PWRs). For comparison purposes, W-3R and EPRI-1 were also applied to the same data base. Data analysis has been conducted with the subchannel code COBRA-IV-I. The CHF table method shows the best predictions based on the direct substitution method. Improvements of the bundle correction factors, especially for the spacer grid and cold wall effects, are desirable for better predictions. Though the present assessment is somewhat limited in both fuel geometries and operating conditions, the CHF table method clearly shows potential to be a general CHF predictor.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.379-384
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• 1996

Thermal-hydraulic performance has been analyzed for an advanced reactor core loaded with hexagonal fuel assemblies. Currently available CHF prediction models and data base for triangular lattice bundles have been thoroughly reviewed, and as a result the KfK-3 CHF correlation with limit CHFR of 1.235 has been determined to be most appropriate. The pressure drop model in COBRA-IV-I code has been modified for the analysis of triangular lattice rod bundles. In view of maximizing the thermal margin, the geometry of a hexagonal fuel assembly, such as rod diameter and rod pitch, has been optimized with a fixed fuel assembly cross sectional area The optimum value of the moderator-to-fuel volume ratio is estimated to lie between 0.65 to 1 with 9.5 mm rod diameter. The thermal margin of these hexagonal fuel assemblies in the AP600 core has been evaluated and compared with that of square lattice fuel assemblies such as VANTAGE-5H and KOFA. The analysis result shows that the performances of hexagonal fuel assemblies are more favorable than the square fuel assemblies in the aspect of steady-state overpower margin.