• Journal of Mechanical Science and Technology
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• 제19권5호
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• pp.1182-1193
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• 2005

The capability of TRAC-M code to predict downcomer boiling effect during reflood phase in postulated PWR LOCA is evaluated using the results of downcomer effective water head and Cylindrical Core Test Facility (CCTF) experiments, which were performed at JAERI. With a full height downcomer simulator, effective water head experiment was carried out to investigate the applicability of the TRAC-M best estimate LOCA code to evaluate the effective water head with superheated wall temperature in downcomer. In order to clarify the effect of the initial superheat of the downcomer wall on the system and the core cooling behaviors during the reflood phase, two sets of analysis were also performed with a CCTF. Results show that TRAC­M code tends to under-predict downcomer effective water head and core differential pressure. However, the code results show a good agreement with the experimental results in downcomer temperature, heat flux and pressure. Finally, both experiment and calculation showed that the downcomer water head with the superheated downcomer wall is lower than that of the saturated wall temperature.

• 한국연소학회:학술대회논문집
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• 한국연소학회 2004년도 제29회 KOSCI SYMPOSIUM 논문집
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• pp.24-32
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• 2004

The characteristics of heat transfer from horizontal cylinder immersed in both a riser and downcomer of a circulating fluidized beds were investigated experimentally under different values of solids mass flux, superficial air velocity, particle size diameter, and different bed materials. The test results indicated that local heat transfer coefficients in both riser and downcomer are strongly influenced by angular position, and mass flux, as well as by particle size and bed materials. The local heat transfer coefficients around a circumference of the cylinder inside a riser and downcomer of a CFB exhibited a general tendency to increase with decreasing particle size and increasing solids mass flux and vary with different bed materials. Also the averaged heat transfer coefficient calculated from local heat transfer coefficient exhibited the same trend as a local i.e increase with decrease particle size and increasing solids mass flux and vary with varying bed materials. The general trend for a riser local heat transfer coefficient is decrease with increase angle until ${\Phi}$ = 0.5-0.6 (Where at angle =180$^{\circ}$ ${\Phi}$ =1). Also the general trend for a local heat transfer coefficient in downcomer is to increase with increase the angle until ${\Phi}$= ${\theta}/{\Pi}$ = 0.3-0.5 (Where at angle =180$^{\circ}$ ${\Phi}$ =1). Comparison the results of the heat transfer in the riser and downcomer of a circulating fluidized beds shows that they have approximately the same trend but the values of heat transfer coefficients in riser is higher than in downcomer.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제44권7호
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• pp.727-734
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• 2012

A new advanced safety feature of DVI+ (Direct Vessel Injection Plus) for the APR+ (Advanced Power Reactor Plus), to mitigate the ECC (Emergency Core Cooling) bypass fraction and to prevent switching an ECC outlet to a break flow inlet during a DVI line break, is presented for an advanced DVI system. In the current DVI system, the ECC water injected into the downcomer is easily shifted to the broken cold leg by a high steam cross flow which comes from the intact cold legs during the late reflood phase of a LBLOCA (Large Break Loss Of Coolant Accident)For the new DVI+ system, an ECBD (Emergency Core Barrel Duct) is installed on the outside of a core barrel cylinder. The ECBD has a gap (From the core barrel wall to the ECBD inner wall to the radial direction) of 3/25~7/25 of the downcomer annulus gap. The DVI nozzle and the ECBD are only connected by the ECC water jet, which is called a hydrodynamic water bridge, during the ECC injection period. Otherwise these two components are disconnected from each other without any pipes inside the downcomer. The ECBD is an ECC downward isolation flow sub-channel which protects the ECC water from the high speed steam crossflow in the downcomer annulus during a LOCA event. The injected ECC water flows downward into the lower downcomer through the ECBD without a strong entrainment to a steam cross flow. The outer downcomer annulus of the ECBD is the major steam flow zone coming from the intact cold leg during a LBLOCA. During a DVI line break, the separated DVI nozzle and ECBD have the effect of preventing the level of the cooling water from being lowered in the downcomer due to an inlet-outlet reverse phenomenon at the lowest position of the outlet of the ECBD.

• Korean Chemical Engineering Research
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• 제50권3호
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• pp.522-526
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• 2012

수직 고체하강관에서 고체하강속도를 측정할 수 있는 편리한 실험방법을 제시하였으며 Geldart 분류 A, B, D 입자를 사용하여 수직관의 직경 및 입자특성 변화에 따른 고체하강속도를 측정 및 고찰하였다. 초기 입자 장입량 변화에 따른 고체하강속도의 변화는 크지 않았으며 고체하강관 직경이 증가함에 따라 고체흐름속도, 고체순환속도 및 고체하강속도가 증가하는 경향을 나타내었다. 특히 고체하강속도의 경우 모든 입자에 대해 하강관의 직경이 증가함에 따라 직선적으로 증가하는 경향을 나타내었으며, Geldart 분류 A 및 B 입자와 Geldart 분류 D 입자의 결과가 확실하게 구별되는 경향을 나타내었다. 측정된 고체하강속도를 바탕으로 Geldart 분류 A 및 B 입자계와 D 입자계에 대한 고체하강속도 상관식을 제시하였으며 측정값과 유사한 값을 예측할 수 있었다.

• 공업화학
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• 제9권6호
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• pp.901-906
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• 1998

기체분산기로 단일노즐을 사용한 내부순환 공기리프트 반응기에서 기체 및 액체의 유동특성을 해석하였다. 실험은 공기-물계에서 하강관의 직경과 상승관의 높이가 다른 세 가지 반응기를 사용하여 기체속도와 반응기의 높이를 변화시키면서 각 유동지역의 기체체류량과 추적자의 충격-응답곡선을 측정하였다. 실험결과, 기포의 유동양상은 상승관에서 강한 기포합체를 일으키는 슬러그흐름을, 그리고 하강관에서는 직경의 크기에 따라 전이흐름 또는 균일상 기포흐름을 나타내었다. 그리고 동일한 반응기 상부지역의 높이비에서 각 유동지역과 반응기 전체의 평균 기체체류량은 하강관의 직경이 작을수록 상당히 증가하였다. 또한 혼합시간은 기체속도보다 반응기 상부지역의 높이에 크게 영향을 받으며 동일한 반응기 상부지역의 높이비에서는 하강관의 직경과 상승관의 길이가 클수록 상당히 큰 값을 나타내었다. 액체의 유동특성은 하강관에서 기포의 유동양상과 반응기 상부지역의 크기에 따라 크게 변화하였으며 상승관에서 액체의 순환속도는 기체속도와 반응기 상부지역의 크기가 증가할수록 증가하였고 동일한 반응기 상부지역의 높이비에서는 하강관의 직경과 상승관의 길이가 증가할수록 증가하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제44권7호
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• pp.709-718
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• 2012

The pressurized water reactor APR1400 adopts DVI (Direct Vessel Injection) for the emergency cooling water in the upper downcomer annulus. The International Standard Problem number 50 (ISP-50) was launched with the aim to investigate thermal hydraulic phenomena during a 50% DVI line break scenario with best estimate codes making use of the experimental data available from the ATLAS facility located at KAERI. The present work describes the calculation results obtained for the ISP-50 using the RELAP5/MOD3.3 system code. The work aims at validation and assessment of the code to reproduce the observed phenomena and investigate about its limitations to predict complicated mixing phenomena between the subcooled emergency cooling water and the two-phase flow in the downcomer. The obtained results show that the overall trends of the main test variables are well reproduced by the calculations. In particular, the pressure in the primary system show excellent agreement with the experiment. The loop seal clearance phenomenon was observed in the calculation and it was found to have an important influence on the transient progression. Moreover, the collapsed water levels in the core are accurately reproduced in the simulations. However, the drop in the downcomer level before the activation of the DVI from safety injection tanks was underestimated due to multi-dimensional phenomena in the downcomer that are not properly captured by one-dimensional simulations.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2002년도 학술대회지
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• pp.51-54
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• 2002

When a cold HPSI (High Pressure Safety Injection) fluid associated with an design basis accident, such as LOCA (Loss of Coolant Accident), enters the cold legs of a stagnated primary coolant loop, thermal stratification phenomena will arise due to incomplete mixing. If the stratified flow enters a reactor pressure vessel downcomer, severe thermal stresses are created in a radiation embrittled vessel wall by local overcooling. Previous thermal-mixing analyses have assumed that the thermal stratification phenomena generated in stagnated loop of a partially stagnated coolant loop are neutralized in the vessel downcomer by strong flow from unstagnated loop. On the basis of these reasons, this paper presents the thermal-mixing analysis results in order to identify the fact that the cold plume generated in the vessel downcomer due to the thermal stratification phenomena of the stagnated loop is affected by the strong flow of the unstagnated loop.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.663-668
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• 1997

한국형 차세대 원자로(KNGR)는 안전주입계통에 Advanced Design features를 채택하고 있는데, 그 중의 하나가 안전주입의 주입구를 Downcomer Annulus의 상부에 위치시킨 Direct Vessel Injection(DVI)으로서 영광 및 울진 3&4호기의 Cold Leg Injection(CLI)과는 다른 설계 개념이다. 본 논문에서는 DVI가 채택된 KNGR에 대하여 기존의 C-E형 발전소 해석에 적용한 C-E Evaluation Model(EM)을 사용하여 대형파단 냉각재상실사고를 해석해 보고자 하였다. 먼저 DVI의 Modeling은 KNOGR의 참조 발전소라 할 수 있는 System80+에서 Modeling한 것과 같이 CLI 해석에 사용한 Nodalization Scheme 중 Cold Leg Node에 연결된 SIT 만을 Downcomer Annulus Node에 연결하는 방법을 사용하여 DVI 해석을 수행하였다. 아울러 기존의 안전주입 형태인 CLI에 대한 해석을 KNGR에 대해 병행하여 수행함으로써 DVI와 CLI의 ECCS performance를 비교하고 CLI 대비 DVI의 특성을 알아보았다. 또한 DVI의 해석에 있어서 SIT와 Cold Leg이 함께 연결되는 Downcomer Annulus Node를 상하 2개로 분리하여 SIT와 Cold Leg 각각에 연결시킴으로써 DVI 주입구의 위치에 대한 보다 정확한 Modeling을 시도하였다. 그 결과 DVI 주입구의 높이를 고려한 경우가 DVI의 일반적 물리 현상에 근접하게 계산되는 것으로 판단되나 현재로서는 특별한 검증 수단이 없으므로 향후 Licensing 해석 수행에 앞서 방법론을 포함한 이에 대한 보다 심도 있는 검토가 필요할 것으로 판단된다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.457-462
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• 1997

현재 국내외 대부분 원자력발전소(이하 원전)의 안전주입방식은 저온관 주입방식을 채택하고 있으며, 안전주입시 노심의 온도와 압력분포가 주요 관심 대상이었다. 하지만 향후 개발될 원전의 안전주입방식은 저온관주입이 아닌 안전주입의 신뢰성을 한단계 높인 원자로용기 직접주입방식인 DVI(Direct Vessel Injection)방식을 채택하고 있는 추세인데, 이 경우 관심분야는 원자로용기 dowmcomer지역까지 확대된다. 즉 저온의 안전주입수가 고온 고압의 원자로용기 downcomer지역으로 직접 주입됨으로 인해 이 지역의 유체유동과 혼합상태 및 온도분포가 주요관심 대상이 되며 이는 원자로용기의 PTS(Pressurized Thermal Shock)해석에 연결된다. 본 연구에서는 LOCA 사고시 DVI방식을 적응한 안전주입수 유입에 의한 원자로용기 downcomer지역의 유제유동과 유체혼합상태 및 온도분포를 열유체 해석 code인 FLUENT를 이용하여 해석하였다. 해석결과에 의하면 사고시 DVI에 의해 유입되는 약55℉인 저온 안전주입수는 유입과 동시에 넓은 지역으로 퍼지면서 dowmcomer지역의 고온 원자로냉각재와 적절히 혼합되어 하향유로를 따라 흐르며 PTS의 발생 원인인 국부적 유체비혼합 현상이나 온도 급하강현상은 발생하지 않는 것으로 나타났다.

• 한국산학기술학회논문지
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• 제19권5호
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• pp.1-8
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• 2018

본 연구는 Siphon Breaker Simulation Program(SBSP)을 이용하여 소규모 사이펀 차단기 실험장치를 설계 및 제작하고, 실험 수행 후 그 결과를 이용하여 다양한 규모의 사이펀 차단기에 대한 SBSP의 적용 가능성을 평가하기 위해 진행되었다. 실험장치 설계를 위하여 C factor와 Chisholm B 계수, Undershooting Height(UH)에 대한 시뮬레이션 결과값을 SBSP로 도출하였다. 실험장치의 중요파트는 upper tank, lower tank, downcomer, Siphon Breaker Line(SBL) 등이며, upper tank는 넓이 $0.09-m^2$, 높이 0.65-m의 크기로 제작되었고, downcomer 높이는 1.6-m로 제작되었다. 실험결과 분석을 위하여 압력계, 차압계, 전자저울이 사용되어 압력과 차압, 유량에 대한 정보를 도출하였다. 실험에서 사용된 실험변수는 Loss Of Coolant Accident(LOCA) 크기와 SBL 크기이며, LOCA는 30-mm와 38-mm에 대해서, SBL은 6/16-inch와 8/16-inch에 대해서 실험이 진행되었다. 실험의 결과로 유량과 압력, 그리고 UH를 도출하였으며, 실험결과를 SBSP의 시뮬레이션 결과와 비교, 분석하였다. UH 측면에서 SBSP가 수조의 총 높이 대비 2.5 %의 오차로 실험결과를 잘 예측하는 것을 관찰하였다. 그러므로 SBSP를 이용한 다양한 규모의 사이펀 차단기 설계가 가능한 것을 확인하였다.