• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권1호
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• pp.36-48
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• 2022

As a valid numerical method to obtain a high-resolution result of a flow field, computational fluid dynamics (CFD) have been widely used to study coolant flow and heat transfer characteristics in fuel rod bundles. However, the time-consuming, iterative calculation of Navier-Stokes equations makes CFD unsuitable for the scenarios that require efficient simulation such as sensitivity analysis and uncertainty quantification. To solve this problem, a reduced-order model (ROM) based on proper orthogonal decomposition (POD) and machine learning (ML) is proposed to simulate the flow field efficiently. Firstly, a validated CFD model to output the flow field data set of the rod bundle is established. Secondly, based on the POD method, the modes and corresponding coefficients of the flow field were extracted. Then, an deep feed-forward neural network, due to its efficiency in approximating arbitrary functions and its ability to handle high-dimensional and strong nonlinear problems, is selected to build a model that maps the non-linear relationship between the mode coefficients and the boundary conditions. A trained surrogate model for modes coefficients prediction is obtained after a certain number of training iterations. Finally, the flow field is reconstructed by combining the product of the POD basis and coefficients. Based on the test dataset, an evaluation of the ROM is carried out. The evaluation results show that the proposed POD-ROM accurately describe the flow status of the fluid field in rod bundles with high resolution in only a few milliseconds.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권12호
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• pp.2743-2759
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• 2020

A detailed computational fluid dynamics (CFD) simulation analysis model was developed using ANSYS CFX 16.1 and analyzed to simulate the basic design and internal flow characteristics of a 180 MW small modular reactor (SMR) with a natural circulation flow system. To analyze the natural circulation phenomena without a pump for the initial flow generation inside the reactor, the flow characteristics were evaluated for each output assuming various initial powers relative to the critical condition. The eddy phenomenon and the flow imbalance phenomenon at each output were confirmed, and a flow leveling structure under the core was proposed for an optimization of the internal natural circulation flow. In the steady-state analysis, the temperature distribution and heat transfer speed at each position considering an increase in the output power of the core were calculated, and the conceptual design of the SMR had a sufficient thermal margin (31.4 K). A transient model with the output ranging from 0% to 100% was analyzed, and the obtained values were close to the T_hot and T_cold temperature difference value estimated in the conceptual design of the SMR. The K-factor was calculated from the flow analysis data of the CFX model and applied to an analysis model in RELAP5/MOD3.3, the optimal analysis system code for nuclear power plants. The CFX analysis results and RELAP analysis results were evaluated in terms of the internal flow characteristics per core output. The two codes, which model the same nuclear power plant, have different flow analysis schemes but can be used complementarily. In particular, it will be useful to carry out detailed studies of the timing of the steam generator intervention when an SMR is activated. The thermal and hydraulic characteristics of the models that applied porous media to the core & steam generators and the models that embodied the entire detail shape were compared and analyzed. Although there were differences in the ability to analyze detailed flow characteristics at some low powers, it was confirmed that there was no significant difference in the thermal hydraulic characteristics' analysis of the SMR system's conceptual design.

• Korean Chemical Engineering Research
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• 제54권2호
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• pp.200-205
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• 2016

본 연구에서는 최근 많은 분야에서 응용되고 있는 형광물질인 양자점을 생명고분자인 키토산과 반응시켜 얻은 나노입자와 금속성 골드 나노입자, 그리고 실버 나노입자로 외부를 코팅하여 나노약물 전달체를 얻을 수 있었다. 키토산은 생체고분자로써 무독성이며 인체적합성 고분자이다. 양자점은 2~10 nm의 크기를 가지는 반도체성 나노입자이다. 양자점은 생명분자나 생명단백질의 비슷한 크기를 갖으며, 그 크기에 따라 알맞은 가시광선 영역의 빛을 발산할 수 있도록 조절 가능하므로, 세포 바이오 마킹, 약물전달체 등에 효과적으로 쓰일 수 있다. 따라서 키토산 나노입자 말단의 아민기와 양자점의 카르복실기가 아미드결합을 형성하여 반응하게 조절하였다. 양자점의 독성을 완화시키기 위해 코팅재료로 사용된 금속성 나노입자 중 골드나노입자는 약 5~10 nm의 크기를 가지고 있고, 인체에 무해하고 음전하를 띄어서 양전하를 띈 고분자와 쉽게 복합체를 형성할 수 있는 장점이 있다. 향균성으로 잘 알려진 실버나노입자는 약 5 nm의 크기를 가지고 있고, 은 나노입자로 코팅을 하면 미생물 감염을 미리 방지 할 수 있는 장점을 가지고 있다. 본 연구에서 만들어진 QDs-키토산-골드 & QDs-키토산-실버 나노쉘의 입자크기는 약 100 nm의 크기를 갖었으며, 목적하는 바 형광특성을 잘 보여주고 있었다. 이러한 입자들은 정전기적 상호작용에 의하여 각각 골드나노입자와 실버나노입자로 코팅되어 나노 약물전달체로 완성할 수 있었다.

• 비파괴검사학회지
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• 제34권3호
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• pp.254-259
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• 2014

중수로 원자로는 한 개의 원자로용기로 구성된 경수로와는 달리 약 380여개의 연료채널(fuel channel)로 구성되어 있다. 연료채널을 구성하는 압력유지 기기인 압력관(pressure tube)은 지르코니움 합금(Zr-2.5wt% Nb) 재질로서 치수는 내경이 103.4 mm, 두께가 약 4.19 mm, 길이가 6.36 m인 튜브 형태의 관이다. 압력관은 내부에 핵연료 다발과 냉각재가 내장되며 압력관의 기능은 연료를 지지하고 열수송 유체인 중수($D_2O$)를 이송한다. 압력관의 단순한 기하학적인 형상으로 인하여 자동화 비파괴검사가 가능하고 접근성이 우수하다. 연료채널은 경수로형 원전과 동일하게 설치전과 운전중에 원자력안전위원회 법령 요건에 따라 주기적으로 엄격한 비파괴검사를 수행하여 건전성을 확인한다. 연료채널의 주기적 비파괴검사에는 초음파탐상 및 와전류탐상검사 기법을 적용한 체적 비파괴검사 기술이 적용된다. 이중에서 와전류탐상검사 기법은 초음파탐상검사에서 검출된 결함의 확인을 위한 보충검사기술로 적용되고 있지만 표면결함에 대한 검출능이 초음파탐상검사 기법보다 우수한 장점을 가지고 있다. 본 논문에서는 압력관 내부 표면 비파괴검사에 적용되고 있는 와전류탐상검사 기술의 압력관 내면에 발생할 수 있는 결함의 검출 및 깊이 측정 특성에 대한 연구결과를 기술하였다. 즉, 와전류검사 기술은 압력관 내면에 발생할 수 있는 아주 미세한 결함을 매우 우수한 분해능으로 검출할 수 있으므로 초음파탐상검사 결과 확인을 위한 보충기술로서 매우 유용하지만, 결함의 깊이 측정은 오차가 매우 크게 발생하므로 결함 깊이 측정에는 적합하지 않고 오직 표면결함 검출에만 적용하는 것이 바람직하다.