Tak, Nam-Il;Lee, Sung Nam;Kim, Min-Hwan;Lim, Hong Sik;Noh, Jae Man
Nuclear Engineering and Technology
/
제46권5호
/
pp.641-654
/
2014
A new computer code, named CORONA (Core Reliable Optimization and thermo-fluid Network Analysis), was developed for the core thermo-fluid analysis of a prismatic gas cooled reactor. The CORONA code is targeted for whole-core thermo-fluid analysis of a prismatic gas cooled reactor, with fast computation and reasonable accuracy. In order to achieve this target, the development of CORONA focused on (1) an efficient numerical method, (2) efficient grid generation, and (3) parallel computation. The key idea for the efficient numerical method of CORONA is to solve a three-dimensional solid heat conduction equation combined with one-dimensional fluid flow network equations. The typical difficulties in generating computational grids for a whole core analysis were overcome by using a basic unit cell concept. A fast calculation was finally achieved by a block-wise parallel computation method. The objective of the present paper is to summarize the motivation and strategy, numerical approaches, verification and validation, parallel computation, and perspective of the CORONA code.
Forni, Massimo;Poggianti, Alessandro;Scipinotti, Riccardo;Dusi, Alberto;Manzoni, Elena
Nuclear Engineering and Technology
/
제46권5호
/
pp.595-604
/
2014
SILER (Seismic-Initiated event risk mitigation in LEad-cooled Reactors) is a Collaborative Project, partially funded by the European Commission in the $7^{th}$ Framework Programme, aimed at studying the risk associated to seismic-initiated events in Generation IV Heavy Liquid Metal reactors, and developing adequate protection measures. The project started in October 2011, and will run for a duration of three years. The attention of SILER is focused on the evaluation of the effects of earthquakes, with particular regards to beyond-design seismic events, and to the identification of mitigation strategies, acting both on structures and components design. Special efforts are devoted to the development of seismic isolation devices and related interface components. Two reference designs, at the state of development available at the beginning of the project and coming from the $6^{th}$ Framework Programme, have been considered: ELSY (European Lead Fast Reactor) for the Lead Fast Reactors (LFR), and MYRRHA (Multi-purpose hYbrid Research Reactor for High-tech Applications) for the Accelerator-Driven Systems (ADS). This paper describes the main activities and results obtained so far, paying particular attention to the development of seismic isolators, and the interface components which must be installed between the isolated reactor building and the non-isolated parts of the plant, such as the pipe expansion joints and the joint-cover of the seismic gap.
Biomass had been attracted public attention as eco-friendly resource which not increases the greenhouse gas like carbon dioxide. In this study, it had been collected pyrolytic products such as bio-oil, char and pyrolytic gas from various biomass in a fluidized bed reactor which is one of the fast pyrolysis processes. To understand the characteristics of biomass pyrolysis, the variation of products yield and chemical composition was determined with various operating parameters like temperature, gas velocity($U_{0}/U_{mf}$) and bed height(L/D). In the optimum operating conditions, gas yield and water content was the lowest and concentration of guaiacols and syringols were the highest. The maximum yields of bio-oil was from 55% to 58% at $400^{\circ}C$.
This paper presents a newly developed resonance self-shielding method based on Tone's method in $APOLLO3^{(R)}$ for fast and thermal reactor calculations. The new method is based on simplified models, the narrow resonance approximation for the slowing down source and Tone's approximation for group collision probability matrix. It utilizes mathematical probability tables as quadrature formulas in calculating effective cross-sections. Numerical results for the ZPPR drawer calculations in 1,968 groups show that, in the case of the double-column fuel drawer, Tone's method gives equivalent precision to the subgroup method while markedly reducing the total number of collision probability matrix calculations and hence the central processing unit time. In the case of a single-column fuel drawer with the presence of a uranium metal material, Tone's method obtains less precise results than those of the subgroup method due to less precise heterogeneous-homogeneous equivalence. The same options are also applied to PWR UOX, MOX, and Gd cells using the SHEM 361-group library, with the objective of analyzing whether this energy mesh might be suitable for the application of this methodology to thermal systems. The numerical results show that comparable precision is reached with both Tone's and the subgroup methods, with the satisfactory representation of intrapellet spatial effects.
Enhancement of wear resistance of components used in fast reactors is necessary for long service life of the components. Plasma nitriding is a promising surface modification technology to impart high hardness and improved wear resistance of various steel components. This study discusses the characterization of chrome nitrided SS316L casing ring used in secondary sodium pump of fast breeder reactor and its stability under long term sodium exposure. Microstructural and hardness analysis showed that stress relieved component could be chrome nitrided successfully to a thickness of about 100 ㎛. Assessment of in-sodium performance of the chrome nitrided casing ring subjected to long term exposure up to 5000h at 550℃, showed retention of chrome nitrided layer with a case depth almost similar to that before sodium exposure. A slight decrease in the hardness was observed due to prolonged high temperature sodium exposure. Tribological studies indicate very low coefficient of friction indicating the retention of good wear resistance of the coating even after long term sodium exposure.
Experiments related to Boron Neutron Capture Therapy (BNCT) accomplished at the Institute of Nuclear Techniques (INT), Budapest University of Technology and Economics (TUB) are presented. Relevant investigations are required before designing BNCT for vivo applications. Samples of relevant boron compounds (H3BO3, BDTPA) usually employed in BNCT were investigated with neutron beam. Channel #5 in the research reactor (100 kW) of INT-TUB provides the neutron beam. Boron samples are mounted on a carrier for neutron irradiation. The particle attenuation of several carrier materials was investigated, and the one with the lowest attenuation was selected. The effects of boron compound type, mass, and compound phase state were also investigated. To detect the emitted charged particles, a traditional ZnS(Ag) detector was employed. The neutron beam's interaction with the detector-detecting layer is investigated. Graphite (as a moderator) was employed to change the neutron beam's characteristics. The fast neutron beam was also thermalized by placing a portable fast neutron source in a paraffin container and irradiating the H3BO3. The obtained results suggest that the direct measurement approach appears to be insufficiently sensitive for determining the radiation dose committed by the Alpha particles from the 10B (n,α) reaction. As a result, a new approach must be used.
The purpose of this study is to reduce the fast neutron fluence at the reactor pressure vessel(RPV) and to provide a basis for plant-life extension. In this study, different neutron absorbers were employed in the core outer assemblies of Kori Unit 1 Cycle 14. The modified assemblies were used to calculate fast neutron fluence at the RPV and to evaluate reduction of outer assembly power and total power in core. By comparison with the case of no suppression fixture, the fast neutron fluence of a case with two rows stainless steel around the assembly with natural uranium pins is decreased by 85.8%. It is noted that the modification of outer assembly is more efficient than the previous low leakage loading pattern (LLLP) applied to Kori Unit 1. Also, compared fast neutron fluence in Cycle 1 with Cycle 14, fast neutron fluence at the RPV between Cycle 1 and Cycle 14 is not significantly different. It is found that LLLP applied to the Kori Unit 1 has not contributed to fast neutron fluence reduction at the RPV.
Although type 316 stainless steel is widely used such as in reactors of petrochemical plants and pipes of steam power plants and s attracting attention as potential basic material for the fast breeder reactor structure alloys in nuclear power plants and is attracting attention as potential basic material for the fast breeder reactor structure alloys in nuclear power plants the effect of precipitates which form during the long term exposure at service temperature on creep properties is not known sufficiently. In this study to investigate the creep properties and the influence of prior aging on the microstructure to form precipitates specimens were first solutionized at 113$0^{\circ}C$ for 20 minutes and then aged for different times of 0 hr, 100 hrs, 1000 hrs and 2200 hrs at 75$0^{\circ}C$ After heat treatments tensile tests both at room temperature and $650^{\circ}C$ and constant load creep ruptuere tests were carried out.
A preliminary and parametric sensitivity study on recriticality risk of fast reactor cores after a hypothetical total core meltdown accident was performed. Only neutronic aspects of the accident were considered, independent of the accident scenario, and efforts were made to estimate the quantity of molten fuel which must be ejected out of the core to assure a sub-critical state after the accident. Two types of parameters were examined : characteristic parameters of molten core such as geometry, molten pool type (homogenized or stratified), fuel temperature, environment, and relative parameters to normal core such as core size(small or large), and fuel type (oxide, nitride, metal). The first type of parameters was found to intervene more directly in the recriticality risk than the second type of parameters.
We have extended the source projection analytic nodal discrete ordinates method (SPANDOM) for more flexible applicability in analysis of hexagonal assembly cores. The method (SPANDOM-FH) does not invoke transverse integration but instead solves the discrete ordinates equation analytically after the source term is projected and represented in hybrid form of high-order polynomials and exponential functions. SPANDOM-FH which treats a hexagonal node as one node is applied to two fast reactor benchmark problems and compared with TWOHEX. The results of comparison indicate that the present method SPANDOM-FH predicts accurately $k_eff$ and flux distributions in hexagonal assembly cores. In addition, SPANDOM-FH gives the continuous two dimensional intranodal scalar flux distributions in a hexagonal node. The reentering models between TWOHEX and SPANDOM were also compared and it was confirmed that SPANDOM's model is more realistic. Through the results of benchmark problems, we conclude that SPANDOM-FH has the sufficient accuracy for the nuclear design of fast breeder reactor (FBR) cores with hexagonal assemblies.
본 웹사이트에 게시된 이메일 주소가 전자우편 수집 프로그램이나
그 밖의 기술적 장치를 이용하여 무단으로 수집되는 것을 거부하며,
이를 위반시 정보통신망법에 의해 형사 처벌됨을 유념하시기 바랍니다.
[게시일 2004년 10월 1일]
이용약관
제 1 장 총칙
제 1 조 (목적)
이 이용약관은 KoreaScience 홈페이지(이하 “당 사이트”)에서 제공하는 인터넷 서비스(이하 '서비스')의 가입조건 및 이용에 관한 제반 사항과 기타 필요한 사항을 구체적으로 규정함을 목적으로 합니다.
제 2 조 (용어의 정의)
① "이용자"라 함은 당 사이트에 접속하여 이 약관에 따라 당 사이트가 제공하는 서비스를 받는 회원 및 비회원을
말합니다.
② "회원"이라 함은 서비스를 이용하기 위하여 당 사이트에 개인정보를 제공하여 아이디(ID)와 비밀번호를 부여
받은 자를 말합니다.
③ "회원 아이디(ID)"라 함은 회원의 식별 및 서비스 이용을 위하여 자신이 선정한 문자 및 숫자의 조합을
말합니다.
④ "비밀번호(패스워드)"라 함은 회원이 자신의 비밀보호를 위하여 선정한 문자 및 숫자의 조합을 말합니다.
제 3 조 (이용약관의 효력 및 변경)
① 이 약관은 당 사이트에 게시하거나 기타의 방법으로 회원에게 공지함으로써 효력이 발생합니다.
② 당 사이트는 이 약관을 개정할 경우에 적용일자 및 개정사유를 명시하여 현행 약관과 함께 당 사이트의
초기화면에 그 적용일자 7일 이전부터 적용일자 전일까지 공지합니다. 다만, 회원에게 불리하게 약관내용을
변경하는 경우에는 최소한 30일 이상의 사전 유예기간을 두고 공지합니다. 이 경우 당 사이트는 개정 전
내용과 개정 후 내용을 명확하게 비교하여 이용자가 알기 쉽도록 표시합니다.
제 4 조(약관 외 준칙)
① 이 약관은 당 사이트가 제공하는 서비스에 관한 이용안내와 함께 적용됩니다.
② 이 약관에 명시되지 아니한 사항은 관계법령의 규정이 적용됩니다.
제 2 장 이용계약의 체결
제 5 조 (이용계약의 성립 등)
① 이용계약은 이용고객이 당 사이트가 정한 약관에 「동의합니다」를 선택하고, 당 사이트가 정한
온라인신청양식을 작성하여 서비스 이용을 신청한 후, 당 사이트가 이를 승낙함으로써 성립합니다.
② 제1항의 승낙은 당 사이트가 제공하는 과학기술정보검색, 맞춤정보, 서지정보 등 다른 서비스의 이용승낙을
포함합니다.
제 6 조 (회원가입)
서비스를 이용하고자 하는 고객은 당 사이트에서 정한 회원가입양식에 개인정보를 기재하여 가입을 하여야 합니다.
제 7 조 (개인정보의 보호 및 사용)
당 사이트는 관계법령이 정하는 바에 따라 회원 등록정보를 포함한 회원의 개인정보를 보호하기 위해 노력합니다. 회원 개인정보의 보호 및 사용에 대해서는 관련법령 및 당 사이트의 개인정보 보호정책이 적용됩니다.
제 8 조 (이용 신청의 승낙과 제한)
① 당 사이트는 제6조의 규정에 의한 이용신청고객에 대하여 서비스 이용을 승낙합니다.
② 당 사이트는 아래사항에 해당하는 경우에 대해서 승낙하지 아니 합니다.
- 이용계약 신청서의 내용을 허위로 기재한 경우
- 기타 규정한 제반사항을 위반하며 신청하는 경우
제 9 조 (회원 ID 부여 및 변경 등)
① 당 사이트는 이용고객에 대하여 약관에 정하는 바에 따라 자신이 선정한 회원 ID를 부여합니다.
② 회원 ID는 원칙적으로 변경이 불가하며 부득이한 사유로 인하여 변경 하고자 하는 경우에는 해당 ID를
해지하고 재가입해야 합니다.
③ 기타 회원 개인정보 관리 및 변경 등에 관한 사항은 서비스별 안내에 정하는 바에 의합니다.
제 3 장 계약 당사자의 의무
제 10 조 (KISTI의 의무)
① 당 사이트는 이용고객이 희망한 서비스 제공 개시일에 특별한 사정이 없는 한 서비스를 이용할 수 있도록
하여야 합니다.
② 당 사이트는 개인정보 보호를 위해 보안시스템을 구축하며 개인정보 보호정책을 공시하고 준수합니다.
③ 당 사이트는 회원으로부터 제기되는 의견이나 불만이 정당하다고 객관적으로 인정될 경우에는 적절한 절차를
거쳐 즉시 처리하여야 합니다. 다만, 즉시 처리가 곤란한 경우는 회원에게 그 사유와 처리일정을 통보하여야
합니다.
제 11 조 (회원의 의무)
① 이용자는 회원가입 신청 또는 회원정보 변경 시 실명으로 모든 사항을 사실에 근거하여 작성하여야 하며,
허위 또는 타인의 정보를 등록할 경우 일체의 권리를 주장할 수 없습니다.
② 당 사이트가 관계법령 및 개인정보 보호정책에 의거하여 그 책임을 지는 경우를 제외하고 회원에게 부여된
ID의 비밀번호 관리소홀, 부정사용에 의하여 발생하는 모든 결과에 대한 책임은 회원에게 있습니다.
③ 회원은 당 사이트 및 제 3자의 지적 재산권을 침해해서는 안 됩니다.
제 4 장 서비스의 이용
제 12 조 (서비스 이용 시간)
① 서비스 이용은 당 사이트의 업무상 또는 기술상 특별한 지장이 없는 한 연중무휴, 1일 24시간 운영을
원칙으로 합니다. 단, 당 사이트는 시스템 정기점검, 증설 및 교체를 위해 당 사이트가 정한 날이나 시간에
서비스를 일시 중단할 수 있으며, 예정되어 있는 작업으로 인한 서비스 일시중단은 당 사이트 홈페이지를
통해 사전에 공지합니다.
② 당 사이트는 서비스를 특정범위로 분할하여 각 범위별로 이용가능시간을 별도로 지정할 수 있습니다. 다만
이 경우 그 내용을 공지합니다.
제 13 조 (홈페이지 저작권)
① NDSL에서 제공하는 모든 저작물의 저작권은 원저작자에게 있으며, KISTI는 복제/배포/전송권을 확보하고
있습니다.
② NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 상업적 및 기타 영리목적으로 복제/배포/전송할 경우 사전에 KISTI의 허락을
받아야 합니다.
③ NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 보도, 비평, 교육, 연구 등을 위하여 정당한 범위 안에서 공정한 관행에
합치되게 인용할 수 있습니다.
④ NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 무단 복제, 전송, 배포 기타 저작권법에 위반되는 방법으로 이용할 경우
저작권법 제136조에 따라 5년 이하의 징역 또는 5천만 원 이하의 벌금에 처해질 수 있습니다.
제 14 조 (유료서비스)
① 당 사이트 및 협력기관이 정한 유료서비스(원문복사 등)는 별도로 정해진 바에 따르며, 변경사항은 시행 전에
당 사이트 홈페이지를 통하여 회원에게 공지합니다.
② 유료서비스를 이용하려는 회원은 정해진 요금체계에 따라 요금을 납부해야 합니다.
제 5 장 계약 해지 및 이용 제한
제 15 조 (계약 해지)
회원이 이용계약을 해지하고자 하는 때에는 [가입해지] 메뉴를 이용해 직접 해지해야 합니다.
제 16 조 (서비스 이용제한)
① 당 사이트는 회원이 서비스 이용내용에 있어서 본 약관 제 11조 내용을 위반하거나, 다음 각 호에 해당하는
경우 서비스 이용을 제한할 수 있습니다.
- 2년 이상 서비스를 이용한 적이 없는 경우
- 기타 정상적인 서비스 운영에 방해가 될 경우
② 상기 이용제한 규정에 따라 서비스를 이용하는 회원에게 서비스 이용에 대하여 별도 공지 없이 서비스 이용의
일시정지, 이용계약 해지 할 수 있습니다.
제 17 조 (전자우편주소 수집 금지)
회원은 전자우편주소 추출기 등을 이용하여 전자우편주소를 수집 또는 제3자에게 제공할 수 없습니다.
제 6 장 손해배상 및 기타사항
제 18 조 (손해배상)
당 사이트는 무료로 제공되는 서비스와 관련하여 회원에게 어떠한 손해가 발생하더라도 당 사이트가 고의 또는 과실로 인한 손해발생을 제외하고는 이에 대하여 책임을 부담하지 아니합니다.
제 19 조 (관할 법원)
서비스 이용으로 발생한 분쟁에 대해 소송이 제기되는 경우 민사 소송법상의 관할 법원에 제기합니다.
[부 칙]
1. (시행일) 이 약관은 2016년 9월 5일부터 적용되며, 종전 약관은 본 약관으로 대체되며, 개정된 약관의 적용일 이전 가입자도 개정된 약관의 적용을 받습니다.