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학술저널
저자정보
인왕기 (한국원자력연구원) 신창환 (한국원자력연구원) 이치영 (부경대학교) 이찬 (한국원자력연구원) 전태현 (한국원자력연구원) 오동석 (한국원자력연구원)
저널정보
대한기계학회 대한기계학회 논문집 B권 대한기계학회논문집 B권 제40권 제12호 (통권 제375호)
발행연도
2016.12
수록면
815 - 824 (10page)

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이 논문의 연구 히스토리 (8)

2021

가압경수로 핵연료집합체의 유동혼합과 열전달 실험 및 수치 해석
인왕기 기술과 교육 2021.09 학술저널

2016

경수로핵연료 열수력 연구개발 분석 및 연산학 협력 성과
인왕기 ,  신창환 ,  이치영 외 3명 대한기계학회 논문집 B권 2016.12 학술저널

2015

소듐고속로 핵연료집합체 측면 오리피스 주입구 난류유동의 전산유체역학 해석
인왕기 ,  정영신 ,  이찬 외 4명 대한기계학회 춘추학술대회 2015.11 학술대회자료

2011

가압경수로용 이중냉각핵연료 열수력 특성 실험 및 CFD 해석
인왕기 ,  신창환 ,  박주용 외 2명 대한기계학회 춘추학술대회 2011.05 학술대회자료
가압경수로 이중냉각핵연료의 내측수로 막힘에 대한 전산유체역학 해석
인왕기 ,  신창환 ,  박주용 외 3명 한국전산유체공학회 학술대회논문집 2011.05 학술대회자료
후쿠시마 원전 4호기 사용후핵연료 저장조 및 핵연료 온도 예측
인왕기 ,  최종원 ,  구양현 한국방사성폐기물학회 학술대회 2011.01 학술대회자료

2010

건식저장 PWR 사용후핵연료 시험장치의 열유동에 대한 전산유체해석
인왕기 ,  신창환 ,  전태현 외 2명 한국방사성폐기물학회 학술대회 2010.01 학술대회자료

2009

건식저장 용기내 PWR 사용후핵연료 열전달 해석
인왕기 ,  신창환 ,  양용식 외 3명 한국방사성폐기물학회 학술대회 2009.01 학술대회자료

초록· 키워드

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가압경수로에 장전되는 핵연료집합체는 연료 봉 다발과 지지격자 및 상하단 고정체로 구성되어 있다. 고온 고압의 냉각수는 원자로 하부로 유입되어 연료 봉 사이로 형성된 부수로를 따라 노심 상부로 흐른다. 경수로핵연료의 주요 열수력 성능인자는 정상운전시 압력강하 및 임계열속이며 사고시에는 급랭 시간이다. 한국원자력연구원에서는 경수로핵연료의 성능을 향상시키고 국산화를 위해 고성능 경수로핵연료, 이중냉각 핵연료 및 사고저항성 핵연료를 개발하였다. 경수로핵연료의 열수력 핵심기술을 개발하기 위해 압력강하실험, 난류 유동혼합/열전달 실험, 임계열속 및 급랭 시험을 수행하였으며 전산유체역학 방법도 활용하였다. 더불어 사용후핵연료의 임시저장을 위한 건식저장 용기의 열유동에 대한 전산유체해석을 수행하였다. 한편, 경수로핵연료의 열수력 기반기술을 개발하고 실용화를 위해 대학 및 산업체와 협력연구도 진행하였다.
#Fuel Assembly(핵연료집합체) #Rod Bundle(봉 다발) #Pressure Drop(압력강하) #Turbulent Mixing(난류혼합) #Critical Heat Flux(임계열속) #Quenching(급랭)

목차

초록
Abstract
1. 서론
2. 핵연료 봉 다발 열수력 실험
3. 핵연료 봉 다발 전산유체해석
4. 경수로핵연료 연산학 협력
5. 결론
참고문헌(References)

참고문헌 (10)

참고문헌 신청
ChangHwan Shin / 2012 / Evaluation of loss coefficient for an end plug with side holes in dual-cooled annular nuclear fuel / Journal of Mechanical Science and Technology 26(10):3119~3124 google schola Lee, C. Y. / 2012 / Pressure Drop in Dual-cooled Annular and Cylindrical Solid Fuel Assemblies for Pressurized Water Reactor / Nuclear Engineering and Design 50:287~293 google schola In, W. K. / 2015 / Measurement and CFD Calculation of Spacer Loss Coefficient for a Tight-Lattice Fuel Bundle / Nuclear Engineering and Design 284:153~161 google schola Lee, C. Y. / 2013 / Effect of Gap Width on Turbulent Mixing of Parallel Flow in a Square Channel with a Cylindrical Rod / Experimental Thermal and Fluid Science 47:98~107 google schola In, W. K. / 2014 / Experimental Observation of Forced Flow Mixing in a Tight-Lattice Rod Bundle / American Nuclear Soc. Annual Meeting google schola

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