• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권5호
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• pp.1825-1834
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• 2022

Performing high-fidelity computational fluid dynamics (HF-CFD) to predict the flow and heat transfer state of the coolant in the reactor core is expensive, especially in scenarios that require extensive parameter search, such as uncertainty analysis and design optimization. This work investigated the performance of utilizing a multi-fidelity reduced-order model (MF-ROM) in PWR rod bundles simulation. Firstly, basis vectors and basis vector coefficients of high-fidelity and low-fidelity CFD results are extracted separately by the proper orthogonal decomposition (POD) approach. Secondly, a surrogate model is trained to map the relationship between the extracted coefficients from different fidelity results. In the prediction stage, the coefficients of the low-fidelity data under the new operating conditions are extracted by using the obtained POD basis vectors. Then, the trained surrogate model uses the low-fidelity coefficients to regress the high-fidelity coefficients. The predicted high-fidelity data is reconstructed from the product of extracted basis vectors and the regression coefficients. The effectiveness of the MF-ROM is evaluated on a flow and heat transfer problem in PWR fuel rod bundles. Two data-driven algorithms, the Kriging and artificial neural network (ANN), are trained as surrogate models for the MF-ROM to reconstruct the complex flow and heat transfer field downstream of the mixing vanes. The results show good agreements between the data reconstructed with the trained MF-ROM and the high-fidelity CFD simulation result, while the former only requires to taken the computational burden of low-fidelity simulation. The results also show that the performance of the ANN model is slightly better than the Kriging model when using a high number of POD basis vectors for regression. Moreover, the result presented in this paper demonstrates the suitability of the proposed MF-ROM for high-fidelity fixed value initialization to accelerate complex simulation.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권6호
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• pp.1120-1130
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• 2020

The CREOLE experiment performed In the EOLE critical facility located In the Nuclear Center of CADARACHE - CEA have allowed us to get interesting and complete experimental information on the temperature effects in the light water reactor lattices. To analyze these experiments with accuracy an elaborate calculation scheme using the Monte Carlo method implemented in the MCNP6.1 code and the ENDF/B-VII.1 cross section library has been developed. We have used the ENDF/B-VII.1 data provided with the MCNP6.1.1 version in ACE format and the Makxsf utility to handle the data in the specific temperatures not available in the MCNP6.1.1 original library. The main purpose of this analysis is the qualification of the ENDF/B-VII.1 nuclear data for the prediction of the Reactivity Temperature Coefficient while ensuring the ability of the MCNP6.1 system to model such a complex experiment as CREOLE. We have analyzed the case of UO₂ lattice with 1166 ppm of boron in ordinary water moderator in specified temperatures. A detailed comparison of the calculated effective multiplication factors with the reference ones [1] in room temperature presented in this work shows a good agreement demonstrating the validation of our 3D calculation model. The discrepancies between calculations and the differential measurements of the Reactivity Temperature Coefficient for the analyzed configuration are relatively small: the maximum discrepancy doesn't exceed 1,1 pcm/℃. In addition to the analysis of direct differential measurements of the reactivity temperature coefficient performed in the poisoned UO₂ lattice configuration, we have also analyzed integral measurements in UO₂ clean lattice configuration using equivalency of the integral temperature reactivity worth with the driver core fuel reactivity worth and soluble boron reactivity worth. In this case both of the ENDF/B-VII.1 and JENDL.4 libraries were used in our analysis and the obtained results are very similar.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권9호
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• pp.1945-1954
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• 2020

Subchannel code is one of the effective simulation tools for thermal-hydraulic analysis in nuclear reactor core. In order to reduce the computational cost and improve the calculation efficiency, empirical correlation of turbulent mixing coefficient is employed to calculate the lateral mixing velocity between adjacent subchannels. However, correlations utilized currently are often fitted from data achieved in central channel of fuel assembly, which would simply neglect the wall effects. In this paper, the CFD approach based on spectral element method is employed to predict turbulent mixing phenomena through gaps in 3 × 3 bare tight lattice rod bundle and investigate the flow pulsation through gaps in different positions. Re = 5000,10000,20500 and P/D = 1.03 and 1.06 have been covered in the simulation cases. With a well verified mesh, lateral velocities at gap center between corner channel and wall channel (W-Co), wall channel and wall channel (W-W), wall channel and center channel (W-C) as well as center channel and center channel (C-C) are collected and compared with each other. The obvious turbulent mixing distributions are presented in the different channels of rod bundle. The peak frequency values at W-Co channel could have about 40%-50% reduction comparing with the C-C channel value and the turbulent mixing coefficient β could decrease around 25%. corrections for β should be performed in subchannel code at wall channel and corner channel for a reasonable prediction result. A preliminary analysis on fluctuation at channel gap has also performed. Eddy cascade should be considered carefully in detailed analysis for fluctuating in rod bundle.

• 기술혁신학회지
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• 제16권2호
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• pp.476-505
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• 2013

우리나라 정부는 '저탄소 녹색성장'을 새로운 국가발전 패러다임으로 제시한 이래로 '녹색기술 연구개발 종합대책('09.1)'을 통해 27대 중점 녹색기술을 도출하는 등 녹색성장의 중심으로 녹색기술 개발 전략을 수립 추진해 왔다. 본 연구에서는 대규모 녹색기술 전문가 집단이 참여하여 델파이 조사 기법을 활용한 27대 중점 녹색기술 내 총 131개의 전략제품 서비스 기술을 대상으로 기술수준 조사를 실시하였다. 2011년 기준으로 중점 녹색기술 전체에 대한 주요 5개국의 기술수준은 세계최고기술보유국(미국) 대비 EU(99.4%), 일본(95.3%), 한국(77.7%), 중국(67.1%) 순이며, 한국은 5개국 중 4위를 차지하였다. 세계최고기술보유국(미국)과 한국과의 기술격차년수는 4.1년으로 EU(3.9년), 일본(3.1년)에는 뒤져 있는 반면, 중국에는 2.1년 앞선 것으로 조사되었다. 우리나라의 기술수준이 가장 높은 중점 녹색기술은 '개량형 경수로 설계 및 건설기술(90.1%)'이며, 이어서 '실리콘계 태양전지의 고효율 저가화 기술(85.0%)', '고효율 저공해 차량기술(84.5%)' 순으로 나타났다. 중점 녹색기술의 투자유형에 따른 기술수준은 단기(85.0%), 중기(77.3%), 장기(71.1%) 집중형 순이며, 기술수준이 낮을수록 중장기적인 투자를 요하는 것으로 나타나 전반적인 투자유형 설정은 적절한 것으로 조사되었다.

• 한국방사선학회논문지
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• 제12권2호
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• pp.139-148
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• 2018

원전의 안전한 해체 관리를 위해 원전 해체 비용 평가는 매우 중요하다. 가장 많은 원전 해체 경험을 갖고 있는 미국의 경우 1970년대부터 원자력시설의 해체를 위하여 비용평가 연구를 진행하였다. 미국 NRC는 다양한 로형 및 원자력시설에 대한 해체 기술, 안전성 및 비용에 대한 연구를 수행하였다. 전체 해체 비용에서 운영허가종료비용이 가장 큰 비중을 차지하며, 그 다음으로는 사용후핵연료 관리, 부지복원순으로 평가되었다. 해체비용은 전체비용에 있어 운영허가종료가 제일 큰 비중을 차지하며 사용후핵연료관리, 부지복원 순으로 평가되었다. 즉시해체의 경우 지연해체에 비해 사용후핵연료관리 비용이 증가하였으며 지연해체의 경우 운영허가종료의 비용이 증가하였다. 전반적으로 즉시해체에 비해 지연해체의 경우가 뚜렷하게 이득이 보이지 않고 있다. 국내 원전 해체 비용 평가시 부지 조건에 따른 평가를 고려해야할 필요가 있다고 판단된다. 또한 국내의 경우 IAEA의 권고사항을 적용하여 방사성폐기물 분류체계를 재정비하였다. 이에 따라 해체시 발생하는 방사성폐기물 물량 산정시, 선행 미국 원전해체 자료를 신분류체계에 적합하게 활용하기 위한 방법을 개발해야할 필요가 있다. 특히 자체처분 대상폐기물 평가 방법론 설정은 해체비용의 정확성을 확보하는 중요한 인자로 작용할 것이다. 또한 국내 원전해체 비용 평가를 위하여 시설 특성과 작업 특성에 적용할 수 있는 정보자료 구축이 필요하다.

• 공업화학
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• 제32권4호
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• pp.478-482
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• 2021

고정층 상압 유통식 반응기를 사용하여 Ln(1)-Ni(5)/SBA-15 (Ln = Dy, Eu, Pr, Tb) 촉매상에서 메탄의 부분 산화 반응을 수행하여 수소의 수율을 조사하였다. X-ray photoelectron spectroscopy (XPS) 분석으로 Ni(5)/SBA-15 촉매에 1 wt%의 Eu를 첨가함으로써 Eu(1)-Ni(5)/SBA-15의 O1s와 Si2p의 핵심 전자 수준의 화학적 이동이 있었으며, O1s, Ni2p_3/2, Si2p의 원자의 비가 1.284, 1.298, 1.058로 증가하였다. 촉매 표면상에 O^-, O^2-의 산소와 Eu³⁺, Ni⁰, Ni²⁺, Si⁴⁺의 이온이 존재함을 알 수 있었다. Eu(1)-Ni(5)/SBA-15 촉매상에서 수소의 수율은 57.2%이었으며, Ln(1)-Ni(5)/SBA-15 (Ln = Dy, Pr, Tb)보다 우수한 수소 수율을 보여주었고 25 h의 반응에서 안정된 촉매 활성을 유지하였다. Eu를 Ni(5)/SBA-15에 1wt%를 첨가함으로서 금속과 담체 간에 강한 상호 작용에 의한 SMSI 효과로 산소 빈자리를 만들고 촉매 표면상에 Ni⁰, N²⁺의 나노입자의 분산을 증가시켜 촉매 활성을 유지시켰다.