• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권9호
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• pp.3320-3325
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• 2023

The scaled water-cooled Reactor Cavity Cooling System (RCCS) experimental facility reproduces a passive safety feature to be implemented in Generation IV nuclear reactors. It keeps the reactor cavity and other internal structures in operational conditions by removing heat leakage from the reactor pressure vessel. The present work uses Flownex one-dimensional thermal-fluid code to model the facility and predict the experimental thermal-hydraulic behavior. Two representative steady-state cases defined by the bulk volumetric flow rate are simulated (Re = 2,409 and Re = 11,524). Results of the cavity outlet temperature, risers' temperature profile, and volumetric flow split in the cooling panel are also compared with the experimental data and RELAP system code simulations. The comparisons are in reasonable agreement with the previous studies, demonstrating the ability of Flownex to simulate the RCCS behavior. It is found that the low Re case of 2,409, temperature and flow split are evenly distributed across the risers. On the contrary, there's an asymmetry trend in both temperature and flow split distributions for the high Re case of 11,524.

• 한국가스학회지
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• 제22권6호
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• pp.28-33
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• 2018

최근 들어 정부는 도시가스 미공급지역 해소 및 소규모 공급지역의 경제성 확보를 위해 준저압 공급을 확대하고 있다. 주로 중앙 저장 탱크에서 매설 배관으로 각 세대에 공급하고 있는데 타공사에 의한 매설 배관의 파손 시 가스의 누출을 차단할 방법으로 배관 파손에 의한 과류를 차단할 수 있는 밸브의 필요성이 대두되고 있다. 이 연구를 위해 System CFD Code인 Flownex를 이용하였으며 실제 과류차단밸브에 해당되는 Component를 개발 완료하였다. 본 연구를 진행하면서 Flownex의 정확도를 검증하기 위해 실험값과 비교 하였으며 2% 내외의 오차율을 확인하였고 본 연구를 위해 사용이 가능한 것으로 판단되었다. 본 연구에서는 마을 단위의 LPG 공급 배관망을 선정하여 Modeling을 하였으며 주배관에서 세대로 인입되는 가지관의 이음 부위에 임으로 과류차단밸브 Component를 설치하였다. 주 배관에서 세대까지 가장 긴 배관을 선택하여 세대 인입 직전에 배관을 임으로 파손시켜 과류가 발생하도록 시나리오를 정하였다. 배관이 파손됨에 따라 과류가 발생하게 되고 과류차단밸브가 작동하게 되는데 이 때 과류차단 밸브의 작동이 타 배관에 미치는 영향 및 오작동 유무를 분석하였다.