• 한국추진공학회:학술대회논문집
• /
• 한국추진공학회 2011년도 제37회 추계학술대회논문집
• /
• pp.228-236
• /
• 2011

강내탄도의 다양한 해석 모델에 따른 성능 및 내부 유동을 분석하였다. 항력 모델은 초기 내부 유동 특성에 큰 영향을 미치며 고체추진제의 항력이 작을수록 차압의 진동을 감소시키는 것으로 나타났다. Nusselt 수 모델은 강내탄도의 주요 성능에 영향을 미치지 않으며 고체추진제의 열전달이 없는 경우에는 역압력이 발생하지 않는 것으로 나타났다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제26권1호
• /
• pp.126-139
• /
• 1994

본 연구에서는 BETHSY 실험장치에서 수행한 6" 소형 냉각재 상실사고(LOCA) 실험을 최적 열수력 코드인 CATHARE2 V1.2와 RELAP5/MOD3를 이용하여 계산했다. 본 연구의 주 목적은 소형 LOCA시 관심을 가지는 주요 물리현상인 이상 임계유동, 감압과정, 노심수위 감소, loop seal clearing 등에 대한 두 코드의 소형 LOCA 계산모의능력을 평가하는 것이다. 두코드는 이상 유동현상의 전개 경향이나 발생시점을 비교적 잘 예측하는 것으로 나타났고, CATHARE2의 경우가 실험과 더 잘 일치했다. 그렇지만 두 코드는 loop seal clearing 현상, loop seal clearing 발생후의 노심수위, accumulator 유량거동 등의 예측에는 약간의 편차를 보였는데, 편차의 정도는 RELAP5가 CATHARE2보다 더 큰 것으로 나타났다. 두 코드의 편차요인을 보다 상세히 분석하기 위하여 계면 마찰력, mesh크기, 파단노즐 junction에서의 방출계수(Discharge coefficient)등에 대하여 민감도분석을 수행하였다. 그 결과 CATHARE2의 경우는 계면 마찰력을 증가시킴으로써 감압과정시 일차계통의 질량분포, 즉 증기 발생기 입구 공동(SG inlet plenum)에서의 차압과 Cross√er leg의 차압이 개선되었으며, 증기발생기 외측 열전달계수를 증가시킴으로써 중기발생기의 압력변화를 개선할 수 있었다. RELAP5의 경우는 어떤 하나의 입력변수를 변화시켜서 과도기의 결과를 개선할 수 없었으며 다만, 계면 마찰력 모델링에 여전히 많은 불화실성이 내포되어 있음을 확인했다.확인했다.

• 한국전산유체공학회지
• /
• 제16권2호
• /
• pp.62-65
• /
• 2011

Characteristics of the pressure drop in an expanded bed have been compared to those in a packed bed for numerical study of the interphase drag in gas-particle flows. A numerical analysis of the pressure drop by the particle drag has been conducted according to the tube-to-particle diameter ratios and Reynolds numbers for comparison. As the tube-to-particle diameter ratios increase at the same Reynolds number, the pressure drop tends to converge. It has been confirmed that characteristics of the pressure drop in the expanded bed are similar to those in the packed bed.

• 한국추진공학회지
• /
• 제17권4호
• /
• pp.16-24
• /
• 2013

강내탄도의 다양한 해석 모델에 따른 성능 및 내부 유동을 분석하였다. 항력 모델은 내부 유동에 주된 영향을 미치며 고체추진제의 항력 감소는 차압의 진동을 감소시키는 것으로 나타났다. Nusselt 수 모델은 강내탄도의 주요 성능에 영향을 미치지 않으며 고체추진제의 열전달을 고려하지 않는 경우에는 역압력이 발생하지 않았다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제18권1호
• /
• pp.9-16
• /
• 1986

1984년 11월 14일 원자력 1호기에서 발생된 주급수 상실사고에 대한 계통의 열수력학적인 거동을 모의·해석하고, 발전소 실측자료와의 비교를 통하여 사용된 전산코드의 신뢰도를 평가하였다. 모의된 열수력학적 변수들은 발전소 실측자료와 비교적 잘 일치하였으나 원자로 트립시에 증기발생기 증기유량과 주 냉각재 계통 평균온도에 있어서 약간의 차이를 보였다. 이는 원자로 트립시 깎은 시간에 급격한 노심 출력의 감소로 인하여 열·수력학적 변수들에 큰 변화를 야기하여 발전소 실측자료가 과도상태에서의 불학실성을 내포하기 때문으로 예측되었다. 해석에 사용된 전산코드는 RELAP5/MOD1/CY018로부터 불합리한 oscillation을 일으키는 interphase drag 및 wall heat transfer model의 수정을 통하여 개발된 RELAP5/MOD1/NSC이다.