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논문 기본 정보
- 자료유형
- 학술저널
- 저자정보
- 발행연도
- 2021.5
- 수록면
- 554 - 560 (7page)
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크러드는 원자력 발전소 운전 시 핵연료 표면에 침적되는 철-니켈-크롬 등의 금속 산화물로 이루어진 다공성 물질이다. 그 두께는 수십 ㎛ 수준이다. 발전소의 냉각재상실사고 시 크러드 층은 핵연료-냉각수 열전달에 영향을 미치게 되어 원전 안전성 측면에서 그 영향을 살펴보는 것이 중요하다. 일반적으로 크러드는 열저항으로 인하여 핵연료 온도를 높이는 부정적 효과가 있는 것으로 알려져 있었다. 그 이유는 크러드에 의하여 핵비등, 최소막비등온도, 단상증기 열전달, 임계열유속, 막비등 열전달 등 2상유동 열전달 특성을 고려하지 않았기 때문이다. 본 연구에서는 다공성 크러드 물질의 물성치를 모델링하고 이를 국내 원전안전해석 코드인 SPACE에 탑재하였다. 크러드는 다공성 고체 물질이고 표면이 거칠기 때문에 최소막비등온도와 단상증기 열전달이 증가할 것으로 예상된다. 이에 최소막비등온도와 단상증기 열전달이 최대 피복재 온도 및 급냉에 미치는 영향을 평가하였다. 시험 계산은 기존 FLECHT-SEASET 재관수 실험 장치에 기반으로 수행되었다. 계산결과 최소막비등온도가 상승하여 급냉시간이 줄어들었다. 단상증기 열전달의 경우 약 20% 증가할 때까지는 최대 피복재 온도가 하강하였다. 크러드 층이 원전 안정성 측면에서 긍정적인 효과가 있음을 확인하였다.
목차
요약
Abstract
1. 서론
2. 크러드 층 모델
3. 모의 조건
4. 결과
5. 결론
References
참고문헌 (25)
참고문헌 신청
Cinosi et al, “The effective thermal conductivity of crud and heat transfer from crud-coated PWR fuel”, Nuclear Engineering and Design , Vol. 241, pp.792-798, 2011. DOI: https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2010.12.015
Huh et al., “Preliminary study on effect of the crud deposits during LBLOCA condition”, Transactions of the Korean Nuclear Society Autumn Meeting , Korea Nuclear Society, PyeongChang, Korea, October 30-31, 2008.
Lee and Kim, “Crud and oxide layer modeling for safety analysis of a PWR”, Transactions of the Korean Nuclear Society Spring Meeting , Korea Nuclear Society, Jeju, Korea, May 12-13, 2016.
Cinosi, N. and Walker, S.P., “CFD analysis of localized crud effects on the flow of coolant in nuclear rod bundle”, Nuclear Engineering and Design , Vol.305, pp.28-38, 2016.
Petrov et al., “Prediction of CRUD deposition on PWR fuel using a state-of-the-art CFD-based multi-physics computational tool”, Nuclear Engineering and Design , Vol.229, pp.95-104, 2016.
Huh et al., “Preliminary study on effect of the crud deposits during LBLOCA condition”, Transactions of the Korean Nuclear Society Autumn Meeting , Korea Nuclear Society, PyeongChang, Korea, October 30-31, 2008.
Lee and Kim, “Crud and oxide layer modeling for safety analysis of a PWR”, Transactions of the Korean Nuclear Society Spring Meeting , Korea Nuclear Society, Jeju, Korea, May 12-13, 2016.
Cinosi, N. and Walker, S.P., “CFD analysis of localized crud effects on the flow of coolant in nuclear rod bundle”, Nuclear Engineering and Design , Vol.305, pp.28-38, 2016.
Petrov et al., “Prediction of CRUD deposition on PWR fuel using a state-of-the-art CFD-based multi-physics computational tool”, Nuclear Engineering and Design , Vol.229, pp.95-104, 2016.
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