• Nuclear Engineering and Technology
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• 제48권6호
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• pp.1330-1337
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• 2016

A visualization test of the fuel-coolant interaction in the Test for Real cOrium Interaction with water (TROI) test facility was carried out. To experimentally simulate the In-Vessel corium Retention (IVR)- External Reactor Vessel Cooling (ERVC) conditions, prototypic corium was released directly into the coolant water without a free fall in a gas phase before making contact with the coolant. Corium (34.39 kg) consisting of uranium oxide and zirconium oxide with a weight ratio of 8:2 was superheated, and 22.54 kg of the 34.39 kg corium was passed through water contained in a transparent interaction vessel. An image of the corium jet behavior in the coolant was taken by a high-speed camera every millisecond. Thermocouple junctions installed in the vertical direction of the coolant were cut sequentially by the falling corium jet. It was clearly observed that the visualization image of the corium jet taken during the fuel-coolant interaction corresponded with the temperature variations in the direction of the falling melt. The corium penetrated through the coolant, and the jet leading edge velocity was 2.0 m/s. Debris smaller than 1 mm was 15% of the total weight of the debris collected after a fuel-coolant interaction test, and the mass median diameter was 2.9 mm.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권10호
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• pp.3264-3274
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• 2021

In a severe accident of light water reactor (LWR), molten core material (corium) can be released into the wet cavity, and a fuel-coolant interaction (FCI) can occur. The molten jet with high speed is broken and fragmented into small debris, which may cause a steam explosion or a molten core concrete interaction (MCCI). Since the premixing stage where the jet breakup occurs has a large impact on the severe accident progression, the understanding and evaluation of the jet breakup phenomenon are highly important. Therefore, in this study, the jet breakup simulations were performed using the Smoothed Particle Hydrodynamics (SPH) method which is a particle-based Lagrangian numerical method. For the multi-fluid system, the normalized density approach and improved surface tension model (CSF) were applied to the in-house SPH code (single GPU-based SOPHIA code) to improve the calculation accuracy at the interface of fluids. The jet breakup simulations were conducted in two cases: (1) jet breakup without structures, and (2) jet breakup with structures (control rod guide tubes). The penetration depth of the jet and jet breakup length were compared with those of the reference experiments, and these SPH simulation results are qualitatively and quantitatively consistent with the experiments.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 추계학술발표회요약집
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• pp.199-199
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• 1998

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2002년도 추계학술발표회요약집
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• pp.186.2-186
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• 2002

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2002년도 추계학술발표회요약집
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• pp.217.1-217
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• 2002

• 대한기계학회논문집A
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• 제36권12호
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• pp.1653-1661
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• 2012

본 논문에서는 냉각유동에 의한 SMART 핵연료집합체의 압력강하변화 및 구조특성을 연구하였다. 난류 모델인 BSL 레이놀즈 응력 모델로서 냉각수의 유동을 모델링하여 유체고체연계 해석을 수행하였다. 우선, 지지격자체에 지지된 핵연료봉의 진동해석을 수행하여 실험 결과와 비교하였는데 실험에서의 고유진동수는 48 Hz 로서 시뮬레이션 값과 2% 의 오차를 발생하였다. 핵연료집합체의 압력강하는 한국원자력연구원에서 수행한 실험적 값과 비교하여 8%의 오차가 발생하였고 해석의 타당성을 증명하였다. 유체해석에서는 집합체를 통과하는 각 구간의 유체 속도와 이차유동에 의한 와류생성과정을 관찰하였다. 마지막으로 진동해석과 유체해석의 연계를 통하여 유체유발진동에 의한 연료봉의 변위 값을 관찰하고 최대 변위가 발생하는 곳의 변위 PSD 를 계산하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1999년도 추계학술발표회요약집
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• pp.149.2-149
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• 1999

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1999년도 추계학술발표회요약집
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• pp.189-189
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• 1999

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권6호
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• pp.811-824
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• 1995

CANDU 핵연료봉의 휨 열적 휨 멘트와 수력학적 견인력 및 기계적 하중에 기인하는 휨 모멘트에 의하여 일어난다. 여기서, 연료봉 휨은 연료봉 축방향 중심선으로부터의 측면 처짐으로 정의한다. 본 논문에서는 연료봉 축방향 중심선에 대한 비대칭 온도불포에 의해 핵연료 피복관 자체와 피복관과 소결체의 상호작용 부위에서 발생하는 열적 휨만을 취급한다. 이를 위해 1).소결체와 피복관사이의 기계적 상호작용을 무시한 조건에서의 핵연료 피복관의 휨과 2) 소결체와 피복관의 온도 변화에 기인하여 발생하는 소결체와 피복관 사이의 기계적 상호작용을 고려한 조건에서의 연료봉 휨을 혼합 고려하고, 각각에서 피복관의 비대칭 온도분포가 (i) 냉각재의 불완전한 혼합에 따른 비균질 냉각재 온도, (ii) 핵연료 피복관과 냉각재 사이의 비균질한 열전달 계수, (iii) 핵연료내 반경 방향으로의 중성자속 감쇄에 의한 비대칭 열 발생 등의 복합적효과에 의해 발생되는 것으로 고려하여 피복관의 대칭온도 분포까지 포함 할 수 있는 열적 휨의 일반적 해석 공식을 제시하였다. 본 휨 공식에 사용되는 모든 변수에 대한 민감도 분석을 통해, 핵연료봉 길이, 피복관 내경, 냉각재 평균 온도 및 변화 인자, 소결체 -피복관 기계적 상호 작용 인자, 중성자속 감쇄 인자, 핵연료 열팽창 계수, 피복관-냉각재 열전도 계수 등의 변화가 피복관 두께, 피복관-냉각재 열전달 계수, 피복관 열팽창 계수, 핵연료-피복관 열전달 계수 등의 변화보다 핵연료봉의 열적 휨에 상대적으로 더욱 영향을 미치는 것으로 밝혀졌다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제48권5호
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• pp.1174-1183
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• 2016

Hydrogen release during severe accidents poses a serious threat to containment integrity. Mitigating procedures are necessary to prevent global or local explosions, especially in large steel shell containments. The management of hydrogen safety and prevention of over-pressurization could be implemented through a hydrogen reduction system and spray system. During the course of the hypothetical large break loss-of-coolant accident in a nuclear power plant, hydrogen is generated by a reaction between steam and the fuel-cladding inside the reactor pressure vessel and also core concrete interaction after ejection of melt into the cavity. The MELCOR 1.8.6 was used to assess core degradation and containment behavior during the large break loss-of-coolant accident without the actuation of the safety injection system except for accumulators in Beznau nuclear power plant. Also, hydrogen distribution in containment and performance of hydrogen reduction system were investigated.