• Nuclear Engineering and Technology
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• 제25권2호
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• pp.233-236
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• 1993

상 변화가 없고 압력 변화가 없는 일차원 이상 유동에 있어서 드리프트 플럭스 모델자 2-유체 모델 사이의 상관 관계가 연구되었다. 증기 보존식은 드리프트 플럭스를 통하여 운동량 보존식에 의존한다는 사실에 기초하여 관계가 얻어졌다. 2-유체 모델로부터 출발하여 트리프트 플럭스의 파라미터의 함수로 표현된 계면 마찰식을 얻었다. 또한 기공 전달식을 유도함으로써 드리프트 플럭스는 2-유체 모델의 마찰력과 상호 관계가 있음을 보였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 추계학술발표회요약집
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• pp.139-139
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• 1998

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제25권1호
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• pp.91-101
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• 1993

가압경수로형 원자로의 정상 비정상 운전시의 열수력학적 거동을 예측하기 위해서는 원자로내기포계수의 분포를 정확히 계산하는 것이 필수적이다. 이러한 기포계수의 정확한 예측을 위하여 많은 모델들이 제시되었다. 이중 drift-flux모델은 그 계산의 정확성과 간결성에 의하여 널리 사용되고 있다. 이러한 drift-flux 모델을 사용하여 보다 더 정확한 기포계수를 예측하기 위해서는 각 상간의 슬립률과 flow regime 에 따른 기포의 운동의 변화가 정확히 고려되어야 한다. Drift-flux 모델에서는 이러한 두 가지 요소가 drift-flux parameter인 $C_{o}$ 와 (equation omitted), 에서 고려된다. 본 연구에서는 이러한 $C_{o}$ 의 실험적 결정을 위하여 원자로 노심을 모사한 4개의 전열봉이 있는 비등이 발생하는 수직사각 유로를 구성하였으며, 완성된 유로내에서 기포계수의 분포 및 기포속도의 분포를 측정하였다. 국부적 기포계수 및 기포속도 분포의 측정에 사용된 방법은 이중탐침법이며 측정이 이루어진 유로내의 유동 상태는 유속이 비교적 느린 low flow rate condition이며 유로내 압력은 3기압 이하이다. 본 실험에서는 액상의 속도는 측정되지 않았으며, 따라서 $C_{o}$ 의 계산을 위하여 (equation omitted)의 실험 상관관계식을 사용하여 유로내 평균 기포계수의 함수로 나타내었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제40권5호
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• pp.387-396
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• 2008

Many experimental analyses for annular film dryouts, which is one of the Critical Heat Flux (CHF) mechanisms, have been performed because of their importance. Numerical approaches must also be developed in order to assess the results from experiments and to perform pre-tests before experiments. Various thermal-hydraulic codes, such as RELAP, COBRATF, MARS, etc., have been used in the assessment of the results of dryout experiments and in experimental pre-tests. These thermal-hydraulic codes are general tools intended for the analysis of various phenomena that could appear in nuclear power plants, and many models applying these codes are unnecessarily complex for the focused analysis of dryout phenomena alone. In this study, a numerical model was developed for annular film dryout using the drift-flux model from uniform heated tube geometry. Several candidates of models that strongly affect dryout, such as the entrainment model, deposition model, and the criterion for the dryout point model, were tested as candidates for inclusion in an optimized annular film dryout model. The optimized model was developed by adopting the best combination of these candidate models, as determined through comparison with experimental data. This optimized model showed reasonable results, which were better than those of MARS code.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제51권6호
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• pp.1487-1503
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• 2019

The methods and performance of a pin-level nuclear reactor core thermal-hydraulics (T/H) code ESCOT employing the drift-flux model are presented. This code aims at providing an accurate yet fast core thermal-hydraulics solution capability to high-fidelity multiphysics core analysis systems targeting massively parallel computing platforms. The four equation drift-flux model is adopted for two-phase calculations, and numerical solutions are obtained by applying the Finite Volume Method (FVM) and the Semi-Implicit Method for Pressure-Linked Equation (SIMPLE)-like algorithm in a staggered grid system. Constitutive models involving turbulent mixing, pressure drop, and vapor generation are employed to simulate key phenomena in subchannel-scale analyses. ESCOT is parallelized by a domain decomposition scheme that involves both radial and axial decomposition to enable highly parallelized execution. The ESCOT solutions are validated through the applications to various experiments which include CNEN $4{\times}4$, Weiss et al. two assemblies, PNNL $2{\times}6$, RPI $2{\times}2$ air-water, and PSBT covering single/two-phase and unheated/heated conditions. The parameters of interest for validation include various flow characteristics such as turbulent mixing, spacer grid pressure drop, cross-flow, reverse flow, buoyancy effect, void drift, and bubble generation. For all the validation tests, ESCOT shows good agreements with measured data in the extent comparable to those of other subchannel-scale codes: COBRA-TF, MATRA and/or CUPID. The execution performance is examined with a mini-sized whole core consisting of 89 fuel assemblies and for an OPR1000 core. It turns out that it is about 1.5 times faster than a subchannel code based on the two-fluid three field model and the axial domain decomposition scheme works as well as the radial one yielding a steady-state solution for the OPR1000 core within 30 s with 104 processors.

• Korean Chemical Engineering Research
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• 제47권4호
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• pp.481-487
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• 2009

본 연구에서는 기체(공기)-액체(용융탄산염) 이상 흐름계(용융염산화 공정)에서 공기유속(0.05~0.22 m/sec) 및 탄산용융염의 온도($870{\sim}970^{\circ}C$)가 흐름영역 전이특성에 미치는 영향을 공기 체류량의 drift-flux 및 차압요동의 추계학적 해석을 통하여 규명하였다. 흐름영역이 시작되는 공기 체류량값은 공기체류량-drift flux 그래프를 통하여 구하였다. 흐름영역 전이가 시작되는 공기 체류량 값은 탄산용융염의 온도가 증가함에 따라서 증가하였는데 이는 탄산용융염의 온도가 증가함에 따라서 액상의 점도와 표면장력의 감소로 인한 계의 안정화 때문이며 계의 특성에 가장 큰 영향을 미치는 기포특성(평균기포크기 및 상승속도)을 drift-flux 모델식을 적용하여 추정하였다. 흐름영역전이 특성을 좀 더 정량적으로 특성화하기 위하여 차압요동신호를 상공간투영 및 Kolmogorov entropy를 이용하여 해석하였다. Kolmogorov entropy는 탄산용융염의 온도가 증가함에 따라 감소하였으며 공기유속이 증가함에 따라서 증가하였으나 흐름영역에 따라서 다른 경향성을 나타내었고 흐름영역이 시작되는 공기유속값은 공기체류량의 drift-flux 해석으로 유도된 결과와 동일하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제16권4호
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• pp.195-201
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• 1984

축방향 비균일 열유량을 가지는 서브쿨드 비등영역에서 첨단적인 mechanistic 모델을 사용하여 기포계수를 정확히 계산하고저 한다. 이 모델에서는 Lahey/Ohama model에서 구한 기포계수에 의존하는 drift-flux계수를 사용하였고 또한 실제 실험치와 비교하여 질량유량에 의존하는 응축계수의 상관식을 구하여 사용하였다. 이 모델은 고 정확도를 증명하기 위해 잘 알려진 실험치들과 비교되었고 최종적으로 고리 1호기 1주기의 고온 연료집합체 기포계수를 계산하므로서 profilefit 모델과 비교되었다. 이러한 계산결과는 실험치와 잘 일치하고 있으며 profile-fit model은 서브쿨드 비등영역에서 기포 계수를 낮게 계산하고 있음이 밝혀졌다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권5호
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• pp.1604-1615
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• 2023

In an open-pool type research reactor with a downward forced flow in the core, pipes can be under sub-atmospheric pressure because of the large pressure drop at the reactor core in the atmospheric pool. Sub-atmospheric pressure can result in air inflow into the pipe from the pressure difference between the atmosphere and the inside of the pipe, which in a postulated pipe break scenario can lead to the breakdown of the cooling pump. In this study, a plant-scale experiment was conducted to study air inflow in large piping systems by considering the actual operational conditions of an advanced research reactor. The air inflow rate was measured, and the entrained air was visualized to investigate the behavior of air inflow and flow regime depending on the pipe break size. In addition, the developed drift-flux model for a large vertical pipe with a diameter of 600 mm was compared with other correlations. The flow regime transition in a large vertical pipe under downward flow was also studied using the newly developed drift-flux model. Consequently, the characteristics of two-phase flow in a large vertical pipe were found to differ from those in small vertical pipes where liquid recirculation was not dominant.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.456-461
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• 1995

The concept of hyperbolicity breaking is applied to predict the flow regime transition from inverted annular flow (IAF) to agitated inverted annular flow (AIAF). The resultant correlation has the similar form to Takenaka's empirical one. To validate the proposed model, it is applied to predict Takenaka's experimental results using R-113 refrigerant with four different tube diameters of 3, 5, 7 and 10 mm. The proposed model gives accurate predictions for the tube diameters of 7 and 10 min. As the tube diameter decreases, the differences between the predictions and the experimental results increase slightly. The flow regime transition from AIAF to dispersed flow (DF) is described by the drift flux model.

• 전력전자학회논문지
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• 제22권3호
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• pp.216-222
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• 2017

The rotor position of a PM synchronous motor is commonly estimated from the mathematical model for the sensorless control without rotor position sensors. For the magnet flux-based rotor position estimator in the stationary reference frame, the magnet flux estimator for estimating rotor position and speed includes the integrator. The integrator in the magnet flux estimator may accumulate the offset of the current sensors and the voltage drift. This continuous accumulation of the offset may cause the drift and overflow in the integrator, such that the estimated rotor position and speed may fail to track the real rotor position and speed. In this paper, the magnet flux estimator without integrator is proposed to avoid overflow in the integrator. The proposed rotor position and speed estimator based on magnet flux estimator are verified through simulation and experiment.