봉다발 유동은 원자력 발전소 내 원자로 냉각과 관련지어 중요하게 연구되는 유동장이다. 봉다발 내 냉각수 유동 해석은 시스템 스케일 방식, 서브채널 스케일 방식, 전산유체공학(Computation Fluid Dynamics, CFD) 방식이 있다. 최근 원자력 공학계에서는 컴퓨터의 성능 발달로 인해 CFD 방식을 이용한 냉각수 유동 해석에 관심을 보이고 있다. CFD 방식을 이용한 봉다발 냉각수 유동은 ...
봉다발 유동은 원자력 발전소 내 원자로 냉각과 관련지어 중요하게 연구되는 유동장이다. 봉다발 내 냉각수 유동 해석은 시스템 스케일 방식, 서브채널 스케일 방식, 전산유체공학(Computation Fluid Dynamics, CFD) 방식이 있다. 최근 원자력 공학계에서는 컴퓨터의 성능 발달로 인해 CFD 방식을 이용한 냉각수 유동 해석에 관심을 보이고 있다. CFD 방식을 이용한 봉다발 냉각수 유동은 RANS 모델 해석 방법이 DNS와 LES 방법보다 계산 시간이 적게 소요되어서 경제적 측면에서 실제 봉다발 유동을 고려한 합리적인 해석 방법이다. 그러나 RANS 모델 해석 방법은 난류 모델, 격자, 벽 함수 등의 영향으로 인해 난류 모델링에 대한 정확도를 담보할 수 없는 한계가 있다. 기존 봉다발 연구는 난류 모델, 격자 등 난류 모델링에 영향이 있는 조건에 대한 연구 결과가 많이 있지만 실험 측정 데이터의 한계로 인해 다양한 봉다발 조건에 대한 검증 연구는 한계가 있었다. 실험 측정 데이터의 한계를 극복하기 위하여 참고할 수 있는 다양한 실험을 참고하여 검증 연구를 수행하였다. 봉다발 설계 적용 가능성을 확인하기 위해 Hosokawa et al.[1], Xiong et al.[2], Chang et al.[3]를 검증 연구를 수행하여 봉다발 구조에 대한 검증 연구를 확인하였다. 또한 기존에 연구 수행된 Ikeno & Kajishima[4] 봉다발 서브채널 데이터를 참고하여 RANS 모델 해석에 대한 정확도 검증 연구를 추가로 수행하였다. 입구 속도에 대해 무차원화 하였을 때 축 방향 속도와 레이놀즈 응력 등의 데이터는 실험과 LES 등의 참고 결과보다 최대 75% 정도 잘 예측하지 못하는 것을 보였으나 마찰 속도에 대해 무차원화 하였을 때 축 방향 속도와 레이놀즈 응력 등의 데이터는 정성적으로 잘 일치하는 것을 보였다. RANS 모델 해석 적용 가능성을 확인하기 위해 CUPID 서브채널 마찰 계수를 참고하여 난류 모델에 대한 봉다발 서브채널 마찰계수를 분석하였으며 본 연구 내용은 원자로 성능 및 안전에 중요한 역할을 하는 봉다발 내 난류 유동에 대한 이해 및 예측 능력 향상에 기여할 것으로 기대된다.
봉다발 유동은 원자력 발전소 내 원자로 냉각과 관련지어 중요하게 연구되는 유동장이다. 봉다발 내 냉각수 유동 해석은 시스템 스케일 방식, 서브채널 스케일 방식, 전산유체공학(Computation Fluid Dynamics, CFD) 방식이 있다. 최근 원자력 공학계에서는 컴퓨터의 성능 발달로 인해 CFD 방식을 이용한 냉각수 유동 해석에 관심을 보이고 있다. CFD 방식을 이용한 봉다발 냉각수 유동은 RANS 모델 해석 방법이 DNS와 LES 방법보다 계산 시간이 적게 소요되어서 경제적 측면에서 실제 봉다발 유동을 고려한 합리적인 해석 방법이다. 그러나 RANS 모델 해석 방법은 난류 모델, 격자, 벽 함수 등의 영향으로 인해 난류 모델링에 대한 정확도를 담보할 수 없는 한계가 있다. 기존 봉다발 연구는 난류 모델, 격자 등 난류 모델링에 영향이 있는 조건에 대한 연구 결과가 많이 있지만 실험 측정 데이터의 한계로 인해 다양한 봉다발 조건에 대한 검증 연구는 한계가 있었다. 실험 측정 데이터의 한계를 극복하기 위하여 참고할 수 있는 다양한 실험을 참고하여 검증 연구를 수행하였다. 봉다발 설계 적용 가능성을 확인하기 위해 Hosokawa et al.[1], Xiong et al.[2], Chang et al.[3]를 검증 연구를 수행하여 봉다발 구조에 대한 검증 연구를 확인하였다. 또한 기존에 연구 수행된 Ikeno & Kajishima[4] 봉다발 서브채널 데이터를 참고하여 RANS 모델 해석에 대한 정확도 검증 연구를 추가로 수행하였다. 입구 속도에 대해 무차원화 하였을 때 축 방향 속도와 레이놀즈 응력 등의 데이터는 실험과 LES 등의 참고 결과보다 최대 75% 정도 잘 예측하지 못하는 것을 보였으나 마찰 속도에 대해 무차원화 하였을 때 축 방향 속도와 레이놀즈 응력 등의 데이터는 정성적으로 잘 일치하는 것을 보였다. RANS 모델 해석 적용 가능성을 확인하기 위해 CUPID 서브채널 마찰 계수를 참고하여 난류 모델에 대한 봉다발 서브채널 마찰계수를 분석하였으며 본 연구 내용은 원자로 성능 및 안전에 중요한 역할을 하는 봉다발 내 난류 유동에 대한 이해 및 예측 능력 향상에 기여할 것으로 기대된다.
The flow of the rod bundle is an important research field related to reactor cooling in a nuclear power plant. The analysis of the cooling water flow in the bundle is system scale method, subchannel scale method, and computational fluid dynamics (CFD) method. Recently, nuclear power engineering has ...
The flow of the rod bundle is an important research field related to reactor cooling in a nuclear power plant. The analysis of the cooling water flow in the bundle is system scale method, subchannel scale method, and computational fluid dynamics (CFD) method. Recently, nuclear power engineering has been interested in the analysis of cooling water flow using CFD method due to computer performance development. The CFD method is a reasonable method considering the actual flow of the rod bundles because the RANS model analysis method takes less computation time than the DNS and LES methods. However, the RANS model analysis method has limitations in the accuracy of turbulence modeling due to the effects of turbulence model, mesh, and wall function. There are many researches on the conditions affecting the turbulence modeling such as turbulence modeling and mesh modeling, but the validation study of various conditions has been limited due to limitations of experimental measurement data. To overcome the limit of experiment measurement data, various studies that can be referenced were used for validation studies. In order to confirm the feasibility of the design of the rod bundle, a validation study on the rod bundle structure was confirmed by carrying out a validation study of Hosokawa et al[1], Xiong et al.[2], Chang et al[3]. In addition, I performed additional validation studies on RANS model analysis with reference to Ikeno & Kajishima[4] subchannel data. The data of axial velocity and Reynolds stress were not predicted by 75% better than those of experiment and LES when the bulk velocity was non-dimensional. However, when the friction velocity was non-dimensional, the axial velocity and Reynolds stress Stress and other data showed qualitatively good agreement. In order to verify the applicability of the RANS model analysis, the subchannel friction coefficients of the rod bundle for the turbulence model were analyzed with reference to the CUPID subchannel friction coefficient. In this study, the turbulence flow in the rod bundle, It is expected to contribute to improvement of understanding and forecasting ability.
The flow of the rod bundle is an important research field related to reactor cooling in a nuclear power plant. The analysis of the cooling water flow in the bundle is system scale method, subchannel scale method, and computational fluid dynamics (CFD) method. Recently, nuclear power engineering has been interested in the analysis of cooling water flow using CFD method due to computer performance development. The CFD method is a reasonable method considering the actual flow of the rod bundles because the RANS model analysis method takes less computation time than the DNS and LES methods. However, the RANS model analysis method has limitations in the accuracy of turbulence modeling due to the effects of turbulence model, mesh, and wall function. There are many researches on the conditions affecting the turbulence modeling such as turbulence modeling and mesh modeling, but the validation study of various conditions has been limited due to limitations of experimental measurement data. To overcome the limit of experiment measurement data, various studies that can be referenced were used for validation studies. In order to confirm the feasibility of the design of the rod bundle, a validation study on the rod bundle structure was confirmed by carrying out a validation study of Hosokawa et al[1], Xiong et al.[2], Chang et al[3]. In addition, I performed additional validation studies on RANS model analysis with reference to Ikeno & Kajishima[4] subchannel data. The data of axial velocity and Reynolds stress were not predicted by 75% better than those of experiment and LES when the bulk velocity was non-dimensional. However, when the friction velocity was non-dimensional, the axial velocity and Reynolds stress Stress and other data showed qualitatively good agreement. In order to verify the applicability of the RANS model analysis, the subchannel friction coefficients of the rod bundle for the turbulence model were analyzed with reference to the CUPID subchannel friction coefficient. In this study, the turbulence flow in the rod bundle, It is expected to contribute to improvement of understanding and forecasting ability.
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