• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2002년도 춘계공동학술발표회요약집
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• pp.132-132
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• 2002

• 대한기계학회논문집B
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• 제33권6호
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• pp.418-426
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• 2009

The effect of an inertia moment of a pump flywheel on the thermal-hydraulic behaviors of the KALIMER-600(Korea Advanced LIquid MEtal Reactor) reactor pool during an early-phase of a loss of normal heat sink accident was investigated. The thermal-hydraulic analyses for a steady and a transient state were made by using the COMMIX-1AR/P code. In the present analysis a quarter of the reactor geometry was modeled in a cylindrical coordinate system, which includes a quarter of a reactor core and a UIS, a half of a DHX and a pump and a full IHX. In order to evaluate the effects of an inertia moment of the pump flywheel, a coastdown flow whose flow halving time amounts to 3.69 seconds was supplied to a natural circulation flow in the reactor vessel. Thermal-hydraulic behaviors in the reactor vessel were compared to those without the flywheel equipment. The numerical results showed a good agreement with the design values in a steady state. It was found that the inertia moment contributes to an increase in the circulation flow rate during the first 40 seconds, however to a decrease of it there after. It was also found that the flow stagnant region induced by a core exit overcooling decelerated the flow rate. The appearance of the first-peak temperature was delayed by the flow coastdown during the initial stages after a reactor trip.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2005년도 춘계학술발표회
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• pp.29-30
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• 2005

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2002년도 추계학술발표회요약집
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• pp.176-176
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• 2002

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1999년도 추계학술발표회요약집
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• pp.76.1-76
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• 1999

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제45권2호
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• pp.191-202
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• 2013

A numerical analysis of thermal stratification in the upper plenum of the MONJU fast breeder reactor was performed. Calculations were performed for a 1/6 simplified model of the MONJU reactor using the commercial code, CFX-13. To better resolve the geometrically complex upper core structure of the MONJU reactor, the porous media approach was adopted for the simulation. First, a steady state solution was obtained and the transient solutions were then obtained for the turbine trip test conducted in December 1995. The time dependent inlet conditions for the mass flow rate and temperature were provided by JAEA. Good agreement with the experimental data was observed for steady state solution. The numerical solution of the transient analysis shows the formation of thermal stratification within the upper plenum of the reactor vessel during the turbine trip test. The temporal variations of temperature were predicted accurately by the present method in the initial rapid coastdown period (~300 seconds). However, transient numerical solutions show a faster thermal mixing than that observed in the experiment after the initial coastdown period. A nearly homogenization of the temperature field in the upper plenum is predicted after about 900 seconds, which is a much shorter-term thermal stratification than the experimental data indicates. This discrepancy may be due to the shortcoming of the turbulence models available in the CFX-13 code for a natural convection flow with thermal stratification.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제16권2호
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• pp.47-57
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• 1984

2상유동을 해석하기 위한 3차원 코드인 THERMIT-6S의 미분 방정식을 세우기 위해, 수학적으로 정확하게 유도된 시간과 공간에 대해 평균한 보존 방정식을 단순화했다. 미분 방정식을 불연속화(discretization)하여 THERMIT-6S의 차분방정식을 얻는다. First-order spatial scheme, donor cell method, 그리고, staggered mesh layout을 써서 공간에 대한 불연속화를 한다. 그리고 시간에 대한 불연속화는 first-order semi-implicit scheme으로써, sonic terms와 국부적인 전달 현상에 관계되는 항들은 implicit하게 그리고 대류 전달 항들은 explicit하게 취급한다. 이렇게 얻어진 방정식들은Newton-Raphson 방법으로 선형화된다. 축소된 압력 방정식을 만들기 위해 모든 변수들이 mesh cells사이에서 단지 압력 변수를 통해서만 결부되도록, 선형화된 방정식들을 처리한다. OPERA-15 실험을 수치해석적으로 모의실험하여 본 결과, THERMIT-6S가 flow coastdown, 역류, 유체진동(flow oscillation) 등을 포함하고, sodium boiling 후의 원자로내의 변화를 예측하는데 매우 유효하다는 것이 밝혀졌다.

• 한국전산유체공학회지
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• 제17권4호
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• pp.41-48
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• 2012

A numerical analysis of thermal stratification in the upper plenum of the MONJU fast breeder reactor was performed. Calculations were performed for a 1/6 simplified model of the MONJU reactor using the commercial code, CFX-13. To better resolve the geometrically complex upper core structure of the MONJU reactor, the porous media approach was adopted for the simulation. First, a steady state solution was obtained and the transient solutions were then obtained for the turbine trip test conducted in December 1995. The time dependent inlet conditions for the mass flow rate and temperature were provided by JAEA. Good agreement with the experimental data was observed for steady state solution. The numerical solution of the transient analysis shows the formation of thermal stratification within the upper plenum of the reactor vessel during the turbine trip test. The temporal variations of temperature were predicted accurately by the present method in the initial rapid coastdown period (~300 seconds). However, transient numerical solutions show a faster thermal mixing than that observed in the experiment after the initial coastdown period. A nearly homogenization of the temperature field in the upper plenum is predicted after about 900 seconds, which is a much shorter-term thermal stratification than the experimental data indicates. This discrepancy is due to the shortcoming of the turbulence models available in the CFX-13 code for a natural convection flow with thermal stratification.

• 기계저널
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• 제33권10호
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• pp.861-870
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• 1993

여기서는 차량의 구동 성능을 예측하기 위하여 대우자동차에서 최근에 개발한 프로그램에 대하여 설명하고자 한다. 이 프로그램의 특징으로는 기능의 다양화 및 사용의 편리함을 들 수 있다. 이 프로그램은 수동 및 자동 변속기 장착 차량의 가속 성능과 연비를 예측할 수 있게 하였다. 정속 주행 시험과 같이 일정 속도의 주행 상태와, 가속 성능 시험에서와 같이 정해진 드로틀개도 변화에 따르는 주행 상태뿐 아니라, LA-4모두, Tokyo-10모드와 같이 시간에 따라 변화하는 속 도에 따른 주행 상태의 시뮬레이션도 가능하게 하였다. 주행 저항 계산방법으로는 풍동시험을 이용한 방법뿐 아니라 타행 (Coastdown) 시험을 이용하는 방법을 추가하였다. 예측 결과의 정 확도에 별로 영향을 주지않는 부분은 단순화시켜 모델링함으로써 입력 데이터 수를 작게 하였고 이로 인하여 사용자의 편리성을 높게 하였다.

• 대한기계학회논문집B
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• 제34권11호
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• pp.991-998
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• 2010

소듐냉각 고속로 내부기기 배치 변경에 의한 초기냉각 성능변화를 검토하기 위하여 중간열교환기의 수직배치가 다른 3개의 원자로를 대상으로 COMMIX-1AR/P 코드를 활용한 다차원 해석을 수행하였다. 원통좌표계의 중심축을 기준으로 원주방향의 1/4 부분만을 모델링하고 정상상태 및 과도상태 분석을 수행하여 IHX 수직배치 변화가 초기 냉각 특성에 미치는 영향을 분석하였고, DHX를 통한 후기 냉각 모드 개시 시점에 미치는 영향도 분석하였다. 분석 결과 IHX 수직배치 상승은 원자로 풀내부 자연 순환 유량을 증가시켜 초기 냉각과정에서 노심 최고 온도의 급격한 상승을 방지할 수 있으며, 초기냉각 성능을 향상시키기 위한 관성회전차의 가용설계재원의 범위도 확대시킨다. 또한 IHX 수직배치 상승은 후기냉각모드에 큰 영향을 주지 않으면서 초기냉각성능의 향상에 기여할 수 있을 것으로 사료된다.