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NTIS 바로가기설비공학논문집 = Korean journal of air-conditioning and refrigeration engineering, v.29 no.10, 2017년, pp.538 - 550
In a PWR (Pressurized Water Reactor), the appropriate heat removal from the surface of fuel rod bundle is important for ensuring thermal margins and safety. Although many CFD (Computational Fluid Dynamics) software have been used to predict complex flows inside fuel assemblies with mixing vanes, the...
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핵심어 | 질문 | 논문에서 추출한 답변 |
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혼합 날개가 장착된 연료집합체 내부의 난류 유동 구조를 수치해석하기 위해 1차 정확도와 2차 정확도 차분법을 둘다 사용한 이유는 무엇인가? | 공간 차분 오차는 차분법의 정확도 및 격자 크기에 기인한다. 유동이 격자선과 나란하지 않거나 복잡한 유동에 대해서는 1차 정확도의 차분법을 가급적 사용하지 않도록 권고하고 있다. (6) 그러나, 고차 정확도의 공간 차분법 사용시 변수의 구배가 급격하게 변하는 경우, 해석 결과의 왜곡이 발생하거나 수치적 불안정으로 인해 계산이 발산할 수 있다. 이에 본 연구에서는 운동량 방정식 및 난류 방정식의 대류항에 대한 차분 정확도가 분할 형태 혼합 날개가 장착된 연료집합체 내부의 난류 유동 구조의 예측 정확도에 미치는 영향을 평가하기 위해 2차 정확도에 준하는 고해상도(high resolution) 차분법을 적용해서 계산한 결과를 1차 정확도의 풍상(upwind) 차분법으로 계산한 결과와 비교하였다(비교 결과는 제 4. | |
노심열수력 설계분야의 해석을 위해 어떤 코드를 사용하는가? | 현재 국내 원자력발전소 인허가 신청시 노심열수력 설계분야에서는 연료집합체 내부의 유동 및 엔탈피분포를 예측하기 위해 TORC(1) 또는 THALES(2)와 같은 부수로해석 전용 전산코드를 사용하고 있다. 그러나, 이러한 부수로해석 코드는 기하학적인 형상에 종속된 혼합 인자(mixing factor) 및 지배 방정식을 종결하기 위한 실험 상관식(empirical correlation)들에 의존한다. | |
전산유체역학 소프트웨어로 계산된 결과들의 특징은 무엇인가? | 한편, 부수로 내부유동 예측시 전산유체역학(computational fluid dynamics) 소프트웨어의 장점은 이러한 실험 상관식들에 부수로해석 코드와 동일한 수준으로 의존하지 않아도 된다는 점이다. 따라서 전산유체역학 소프트웨어로 계산된 결과들은 지지격자 하류의 주요 난류 구조 특성들을 파악할 수 있는 보다 광범위한 적용성을 가진다. |
Combustion Engineering, Inc., 1986, TORC Code : A Computer Code for Determining the Thermal Margin of a Reactor Core, CENPD-161-P-A(proprietary), CENPD-161-NP-A(non-proprietary).
KEPCO Nuclear Fuel, 2013, THALES-Subchannel Analysis Code, KNF-TR-CDT-10006/NK/A Rev.0.
Chang, S.-K., Kim, S., and Song, C.-H., 2014, Turbulent Mixing in a Rod Bundle with Vaned Spacer Grids : OECD/NEA-KAERI CFD Benchmark Exercise Test, Nuclear Engineering and Design, Vol. 279, pp. 19-36.
Lee, J. R., Kim, J. W., and Song, C.-H., 2014, Synthesis of the Turbulent Mixing in a Rod Bundle with Vaned Spacer Grids Based on the OECD-KAERI CFD Benchmark Exercise, Nuclear Engineering and Design, Vol. 279, pp. 3-18.
Smith, B. L., Song, C.-H., Chang S.-K., Lee, J. R., and Kim, J. W., 2013, Report of the OECD/NEA KAERI Rod Bundle CFD Benchmark Exercise, NEA/CSNI/R(2013)5, OECD NEA Committee on the Safety of Nuclear Installations.
Menter, F., 2001, CFD Best Practice Guidelines for CFD Code Validation for Reactor Safety Applications, ECORA CONTRACT $N^{\circ}$ FIKS-CT-2001-00154.
ANSYS Inc., ANSYS CFX, Version 14.0.
Lee, G. H. and Cheong, A. J., 2015, CFD Analysis for the Turbulent Flow Distribution in a Fuel Assembly with the Split-type Mixing Vanes by Using the Advanced Scale-Resolving Turbulence Models, Applied Mechanics and Materials, Vol. 752-753, pp. 902-907.
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