초록 ▼

가압 경수형 원전의 안전해석에 있어 매우 중요한 물리 현상인 과냉 비등 열전달 현상의 모델링 성능 향상을 위하여 선진 고정밀 실험기술을 보유한 국내 본 연구팀과 상변화 열전달 해석용 선진 직접수치모사 기술인 MARS를 보유한 일본 교토대Kunugi 교수 연구팀과의 공동연구를 실시하였다.
직접수치모사 결과는 다양한 종류의 고해상도 데이터를 제공하며, 실험 연구에서는 이러한 고해상도 데이터를 검증/분석이 가능한 높은 공간 및 시간 분해능을 가지는 측정 데이터를 확보하기 위한 최신의 비등 열전달 실험을 수행한다. 세부 연구내용은 다

가압 경수형 원전의 안전해석에 있어 매우 중요한 물리 현상인 과냉 비등 열전달 현상의 모델링 성능 향상을 위하여 선진 고정밀 실험기술을 보유한 국내 본 연구팀과 상변화 열전달 해석용 선진 직접수치모사 기술인 MARS를 보유한 일본 교토대Kunugi 교수 연구팀과의 공동연구를 실시하였다.
직접수치모사 결과는 다양한 종류의 고해상도 데이터를 제공하며, 실험 연구에서는 이러한 고해상도 데이터를 검증/분석이 가능한 높은 공간 및 시간 분해능을 가지는 측정 데이터를 확보하기 위한 최신의 비등 열전달 실험을 수행한다. 세부 연구내용은 다음과 같다.
∘ 과냉 비등 열전달에 대한 고정밀 실험 및 직접수치해석 기법 확립
- 결과의 상호 비교, 분석을 위한 방법론 확립
- 비등 실험장치 제작 및 역열전달 해석을 이용한 열유속 계산 기술 개발
∘ 개발한 분석법을 활용하여 다양한 열유속 조건에서 비등 현상 분석
- (저열유속 구간) 단일 기포 핵비등 열전달 연구
- (중열유속 구간) 핵비등 기포간의 상호작용 (분리 및 합착) 연구
- (고열유속 구간) 국소 과열영역의 생성과 소멸 과정 연구
- (임계열유속 지점) 과열영역의 급속 팽창 및 임계열유속과의 연관성 연구

Abstract ▼

This study aims to improve the capability and reliability of modeling the subcooled boiling heat transfer phenomena related to nuclear safety problems via the quantitative comparison of high-quality experimental and numerical simulation data for representative subcooled nucleate boiling heat transfe

This study aims to improve the capability and reliability of modeling the subcooled boiling heat transfer phenomena related to nuclear safety problems via the quantitative comparison of high-quality experimental and numerical simulation data for representative subcooled nucleate boiling heat transfer phenomena.
This study explores the representative subcooled nucleate boiling phenomena, including the single bubble nucleate boiling, multi-bubble interaction, formation and dynamics of hot spots in high heat flux, and triggering of critical heat flux, based on a collaboration of the Korea with the stand Japan research groups with the state-of-the-art experimental measuring and direct numerical simulation techniques, respectively.
◆ Establish the methodology for the quantitative analysis and comparison of the experimental and numerical simulation data
- Develop the methodology for the direct comparison of the high-quality experimental measuring and direct numerical simulation data
- Manufacture experimental equipment for the state-of-the-art experimental measuring and develop the computing technique for wall heat flux calculation through transient heat transfer analysis
◆ Apply the methodology to various nucleate boiling phenomena
- (low heat flux region) single bubble nucleate boiling heat transfer
- (medium heat flux region) mutual interactions of multi bubbles
- (high heat flux region) local hot spot formation and dynamics
- (critical heat flux point) irreversible growth of local hot spots and its relation to critical heat flux

목차 Contents

• 표지 ... 1
• 제출문 ... 2
• 보고서 요약서 ... 3
• 요약문 ... 4
• SUMMARY ... 9
• CONTENTS ... 10
• 목차 ... 12
• 표목차 ... 14
• 그림목차 ... 15
• 제 1 장 서 론 ... 18
• 제 1 절 연구 배경 ... 18
• 제 2 절 연구 목적 및 필요성 ... 19
• 제 3 절 연구개발대상 기술의 국내.외 현황 ... 23
• 제 4 절 국제공동연구개발의 추진 전략방법 및 추진체계 ... 25
• 제 2 장 핵비등 열전달 실험 (경희대학교) ... 29
• 제 1 절 문헌조사 ... 29
• 제 2 절 2상 분포 및 열전달 동기화 측정 실험 ... 34
• 제 3 절 실험 결과 ... 43
• 제 3 장 핵비등 열전달 수치해석 (교토대학교) ... 64
• 제 1 절 서론 ... 64
• 제 2 절 문헌조사 ... 67
• 제 3 절 수치계산법 및 수치모사 조건 ... 71
• 제 4 절 수치해석 결과 ... 83
• 제 4 장 실험 및 수치해석 결과 비교 분석 ... 103
• 제 1 절 서론 ... 103
• 제 2 절 저열유속 구간: 단일기포 생성, 성장 및 이탈 ... 103
• 제 3 절 중열유속 구간: 기포의 병합 ... 111
• 제 4 절 고열유속 구간: 과열 영역의 생성 ... 115
• 제 5 절 임계열유속 지점 ... 120
• 제 5 장 목표달성도 및 관련분야에의 기여도 ... 122
• 제 1 절 연도별 연구목표 ... 122
• 제 2 절 평가착안점에 입각한 연구개발 목표의 달성도 ... 123
• 제 3 절 연구 성과 (공동연구 활동 내역) ... 127
• 제 4 절 관련분야 기여도 ... 131
• 제 6 장 연구개발 결과의 활용계획 ... 132
• 제 1 절 연구개발 결과의 활용계획 ... 132
• 제 2 절 추가연구의 필요성 및 응용 ... 132
• 제 3 절 국제협력관점에서 향후 요구되는 기술 현안 ... 133
• 제 7 장 연구개발과정에서의 수집한 해외과학 기술정보 ... 134
• 제 8 장 참고문헌 ... 135
• 끝페이지 ... 138