• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.635-640
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• 1998

Thermal fluid mixing behavior during a postulated medium-size hot leg break loss of coolant accident is analyzed for the international comparative assessment study on pressurized thermal shock (PTS-ICAS) proposed by OECD-NEA. The applicability of RELAP5 code to analyze thermal fluid mixing behavior is evaluated through a simple modeling relevant to the problem constraints. Based on the calculation result, the onset of Thermal stratification is investigated using Theofanous's empirical correlation. Sensitivity calculations using a fine node model and crossflow model are also performed to evaluate the modeling capability on multi-dimensional characteristics related to thermal fluid mixing.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권3호
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• pp.980-992
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• 2024

Steam line break accident (SLB) in the nuclear reactor is one of the representative Non-LOCA accidents in which thermal-hydraulics and neutron kinetics are strongly coupled each other. Thus, the multi-scale and multi-physics approach is applied in this study in order to examine a realistic safety margin. An entire reactor coolant system is modelled by system scale node, whereas sub-channel scale resolution is applied for the region of interest such as the reactor core. Fuel performance code is extended to consider full core pin-wise fuel behaviour. The MARU platform is developed for easy integration of the codes to be coupled. An initial stage of the steam line break accident is simulated on the MARU platform. As cold coolant is injected from the cold leg into the reactor pressure vessel, the power increases due to the moderator feedback. Three-dimensional coolant and fuel behaviour are qualitatively visualized for easy comprehension. Moreover, quantitative investigation is added by focusing on the enhancement of safety margin by means of comparing the minimum departure from nucleate boiling ratio (MDNBR). Three factors contributing to the increase of the MDNBR are proposed: Various geometric parameters, realistic power distribution by neutron kinetics code, Radial coolant mixing including sub-channel physics model.

• 대한설비공학회:학술대회논문집
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• 대한설비공학회 2009년도 하계학술발표대회 논문집
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• pp.1406-1411
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• 2009

Stirred tanks are widely used in various industries for mixing operations and chemical reactions for single- or multi-phase fluid systems. In this study, a numerical study was conducted to predict the mixing characteristics in a simple stirred tank. The flow in the model stirred tank was calculated utilizing the multiple reference frame (MRF) and the sliding mesh (SM) capabilities of a commercial CFD code (Fluent 6.2). The results of the flow simulation were analyzed in terms of the mixing efficiency, and the applicability of MRF and SM methods was also discussed.

• 에너지공학
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• 제15권1호
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• pp.1-7
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• 2006

원자력발전소의 다차원 이상 유동 현상을 적절히 모사하기 위해 일차원 계통해석 코드에 삼차원 유동모델을 적용하였다. 그 중 다차원모델에 새롭게 적용된 이상 난류모델을 검증하기 위해 사각 slab 내부의 단상유동을 계산하여 상용 CFD 코드의 계산결과와 비교하였다. 그 결과 단상유동의 경우 난류 모델의 계산이 적절히 수행됨을 알 수 있었다. 또한 다차원 이상 유동 계산을 검증하기 위해서 RPI에서 수행된 물-공기 다차원 실험의 기포율 분포를 비교하였다. 그 결과 다차원 모델의 이상 유동 계산을 위해서는 일차원 기반의 유동양상 맵 중 수평 분리 유동양상이 제거되어야 함을 알 수 있었다. 이와 같이 유동양상 맵을 수정하여 모사한 계산결과가 실험에서 측정된 기포율의 경향을 잘 따르는 것으로 계산되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제44권7호
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• pp.709-718
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• 2012

The pressurized water reactor APR1400 adopts DVI (Direct Vessel Injection) for the emergency cooling water in the upper downcomer annulus. The International Standard Problem number 50 (ISP-50) was launched with the aim to investigate thermal hydraulic phenomena during a 50% DVI line break scenario with best estimate codes making use of the experimental data available from the ATLAS facility located at KAERI. The present work describes the calculation results obtained for the ISP-50 using the RELAP5/MOD3.3 system code. The work aims at validation and assessment of the code to reproduce the observed phenomena and investigate about its limitations to predict complicated mixing phenomena between the subcooled emergency cooling water and the two-phase flow in the downcomer. The obtained results show that the overall trends of the main test variables are well reproduced by the calculations. In particular, the pressure in the primary system show excellent agreement with the experiment. The loop seal clearance phenomenon was observed in the calculation and it was found to have an important influence on the transient progression. Moreover, the collapsed water levels in the core are accurately reproduced in the simulations. However, the drop in the downcomer level before the activation of the DVI from safety injection tanks was underestimated due to multi-dimensional phenomena in the downcomer that are not properly captured by one-dimensional simulations.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권10호
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• pp.3207-3216
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• 2021

Three-dimensional structures of a vortical flow field and heat transfer characteristics in a partially blocked 7-pin fuel assembly mock-up of sodium-cooled fast reactor have been investigated through a numerical analysis using a commercial computational fluid dynamics code, ANSYS CFX. The simulation with the SST turbulence model agrees well with the experimental data of outlet and cladding wall temperatures. From the analysis on the limiting streamline at the wall, multi-scale vortexes developed in axial direction were found around the blockage. The vortex core has a high cladding wall temperature, and the attachment line has a low cladding wall temperature. The small-scale vortex structures significantly enhance the convective heat transfer because it increases the turbulent mixing and the turbulence kinetic energy. The large-scale vortex structures supply thermal energy near the heated cladding wall surface. It is expected that control of the vortex structures in the fuel assembly plays a significant role in the convective heat transfer enhancement. Furthermore, the blockage plate and grid spacer increase the pressure drop to about 36% compared to the bare case.

• 한국시뮬레이션학회논문지
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• 제14권2호
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• pp.35-43
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• 2005

Feedwater heaters of many nuclear power plants have recently experienced wall thinning damage, which will increase as operating time progresses. As it is judged that the wall thinning damages have generated due to local fluid behavior around the impingement baffle installed in downstream of the high pressure turbine extraction steam line to avoid colliding directly with the tubes, numerical analyses using PHOENICS code were performed for two models with original clogged impingement baffle and modified multi-hole impingement baffle. To identify the relation between wall thinning and fluid behavior, the local velocity components in x-, y-, and z-directions based on the numerical analysis for the model with the clogged impingement baffle were compared with the wall thickness data by ultrasonic test. From the comparison of the numerical analysis results and the wall thickness data, the local velocity component only in the y-direction, and not in the x- and z-direction, was analogous to the wall thinning configuration. From the result of the numerical analysis for the modified impingement baffle to mitigate the shell wall thinning, it was identified that the shell wall thinning may be controlled by the reduction of the local velocity in the y-direction.

• 에너지공학
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• 제22권1호
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• pp.28-37
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• 2013

교반 탱크(stirred tank)는 회전하는 임펠러(impeller)를 이용하여 단상 또는 다상의 유체를 지속적으로 유동시키는 장치로 여러 산업분야에 활용되고 있다. 우수한 성능의 교반기를 설계하기 위해서는 교반 성능에 영향을 미치는 다양한 내부유동특성의 정량적 데이터의 확보가 반드시 필요하지만, 복잡한 구조의 내부유동에 관한 정량적 해석은 현재까지 어려운 문제로 인식되고 있다. 본 연구에서는 전산유체 해석을 통해 교반 탱크에 적합한 기법을 제안하기 위해 Flunet 6.3의 두 가지 모델을 사용하였다. mixture model을 이용하여 교반 탱크 혼합을 해석하였으며, standard, k-${\varepsilon}$ model을 이용하여 교반 탱크 내의 유동을 해석하였다. 해석 기법으로는 다중 좌표계(Multiple Reference Frame)와 이동 격자(Sliding Mesh) 기법을 이용하였다. 전산유체해석 결과를 가시화 실험 결과와 비교하여 교반 탱크의 내부 유동 및 혼합 특성을 파악하고, 교반 탱크 내부 유동 해석 시 적절한 해석기법 선정의 기초자료를 제시하였다.

• 대한토목학회논문집
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• 제32권2A호
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• pp.123-130
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• 2012

증기를 발생시켜 터빈(turbine)을 회전시키는 화력 및 원자력 발전 계통에서 냉각시설은 필수적인 구조물이며, 냉각수 순환 계통은 일반적으로 해수를 취수하여 발전소 내의 복수기까지 유입시켜 증기와 열 교환 후 다시 외해로 배출시키는 형태를 취하고 있다. 최근 냉각수 취 배수 방식을 표층 취 배수 방식이 아닌 심층 취 배수 방식으로 변경하고 있는데, 기존 원전의 재순환 온도에 대한 영향을 최소화 하고, 온배수 방류시 밀도차로 인한 부력으로 온배수 혼합효과를 높여 온배수에 의한 환경피해 범위를 최소화하기 위해서이다. 특히, 하절기에 저층의 저온 냉각수를 취수할 수 있다는 이점 때문에 향후 계획되는 발전소들도 심층 취 배수 방식을 도입할 것으로 예상된다. 본 연구에서는 원자력 발전소의 냉각시설 중 심층 취 배수 구조물의 입구 주변을 3차원 전산유체역학 코드인 $FLOW-3D^{(R)}$로 모사하여 그 흐름특성을 분석하였다. 취수구(intake)의 경우 연직취수 조건에서 유속 덮개(Velocity cap), 배수구(diffuser)의 경우 방류수의 분사방향에 변화를 주어 모의하였으며, 그 결과 취수구의 경우 유속덮개에 의한 연직 유속성분의 현저한 감소로 인한 어류 유입영향을 최소화할 수 있을 것으로 판단되며, 배수구 희석효과는 Jirka 및 Harleman이 제시한 2차원 온배수 프룸(frume)과 잘 일치 하는 것으로 나타났다.

• Composites Research
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• 제27권5호
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• pp.190-195
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• 2014

본 연구에서는 MWNT(Multi-walled carbon nanotube)의 응집크기와 복소유전율의 관계를 수치해석적인 방법을 통하여 접근하였다. 이를 위하여 3-roll-mill 장비를 사용하여 1 wt% MWNT가 첨가된 에폭시 시편을 제작하였다. 제작된 시편은 X-band(8.2~12.4 GHz)에서 네트워크 분석기와 자유공간 측정 장비를 이용하여 복소유전율을 측정하였다. 측정된 복소유전율과 복소유전율 혼합 모델을 이용하여 에폭시와 MWNT 응집으로 이루어진 해석모델의 유전율을 결정하였다. 해석 모델은 앞서 말한 것과 같이 에폭시와 MWNT의 응집으로 이루어져 있으며, 정육면체 에폭시 내에 구 형태의 MWNT 응집을 가정하였다. 이에 따라 에폭시와 MWNT의 부피비율은 고정되며, 변수는 응집의 크기로 한정하였다. 수치해석은 상용 전자기 해석프로그램인 CST를 사용하였다. CST로부터 모델의 S-parameter를 얻었고, 복소유전율은 Nicolson 방법을 사용하여 얻었다. MATLAB으로 코드를 만들어 S-parameter 로부터 복소유전율을 얻었다. 수치해석 결과 응집의 크기가 작아질수록 복소유전율 값이 높아지는 모습을 살펴볼 수 있었으며, 이는 나노 입자의 이용에 있어서 분산도는 기계적인 특성뿐 아니라 전자기적 특성인 복소유전율에도 영향을 미친다고 볼 수 있으며, 같은 나노 입자 함량에서 분산도가 좋을수록 높은 복소유전율을 기대할 수 있다.