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사용후 핵연료 저장 능력을 증가시키기 위한 최근의 진보된 방법중 하나로 핵연료 집합체를 해체하여 연료봉만을 더 밀집된 상태로 재배열 시키는 봉병합법이 있다. 이런 새로운 수저 저장계 설계시 주요 관건은 사용후 핵연료 내에서 방사성 붕괴로 인해 생성된 열이 잘 제거되는가 하는 것이다. 비정상 상태나 사고 발생시 수조내 ...

사용후 핵연료 저장 능력을 증가시키기 위한 최근의 진보된 방법중 하나로 핵연료 집합체를 해체하여 연료봉만을 더 밀집된 상태로 재배열 시키는 봉병합법이 있다. 이런 새로운 수저 저장계 설계시 주요 관건은 사용후 핵연료 내에서 방사성 붕괴로 인해 생성된 열이 잘 제거되는가 하는 것이다. 비정상 상태나 사고 발생시 수조내 자연 대류 현상의 분석은 따라서 매우 중요시 된다. 축 방향 유동의 3차원적 해석이 수치 해석적 방법으로 연구되었다. 기존의 ADI Scheme 을 이용해, 전형적인 봉 배열내 유체의 흐름에 대한 질량, 운동량 및 Energy 의 상호 연계된 보존식에 기초한 수치적 기법을 개발하였다. 사용후 핵연료의 열 생성율 계산은 ANS 표준 방법에 따라 하였다. 계산된 붕괴열 생성양으로 표면 열유동식에 대해 절단된 정현 곡선치를 가진 비균일 경계 조건이 고려되었다. 수치 계산은 여러 영향 요소, 즉 공간비, 단위 붕괴열, Prandtl 수와 연료봉 반경과 같은 인자들을 변화시켜 계산하였다. 본 수치 계산 결과들은 적절한 냉각기 이후 밀집된 사용후 핵연료 저장계내의 자연 순환 유동이 안전하고 효과적인 유체의 온도 조절을 하게 됨을 보여주며, 따라서 ℃濚蝸】쳄? 제한 기준치를 찾을 수 있었다.

Abstract ▼ AI-Helper

Among the advanced methods of increasing the spent fuel storage capacity, there is a method so called rod consolidation method which disassemble the spent fuel assembly and rearrange the fuel rods in the more compacted state. A key element in the new design of underwater storage systems is intended ...

Among the advanced methods of increasing the spent fuel storage capacity, there is a method so called rod consolidation method which disassemble the spent fuel assembly and rearrange the fuel rods in the more compacted state. A key element in the new design of underwater storage systems is intended to make sure removal of heat generated in the spent fuel by radioactive decay. When the abnormal conditions or the accidents occur, the analysis of the natural convection flow in the pool is very important subject. Three-dimensional analysis of axial convection is studied by numerical simulation. The numerical technique developed by using ADI scheme is based on the coupled conservation equations of mass, momentum, and energy for the typical fuel element. The spent fuel heat generation rate calculation is accomplished by the ANS Standard method. The nonuniform surface heat flux condition is assumed with a chopped since curve for the spent fuel decay heat generation. Computations are performed by varying the affecting parameters, i.e. spacing ratio, decay heat generation, Prandtl number, and radius of the spent fuel rod. The numerical results show that the natural convection flow through compacted spent fuel bundles provides safe and effective temperature control after the appropriate cooling time, and the limiting criteria for rearranging the spent fuel rods was found.

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