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LINEAR INSTABILITY ANALYSIS OF A WATER SHEET TRAILING FROM A WET SPACER GRID IN A ROD BUNDLE
Kang. Han-Ok, Cheung. Fan-Bill 한국원자력학회 Nuclear engineering and technology : an international journal of the Korean Nuclear Society 16 Pages
한국원자력학회 Nuclear engineering and technology : an international journal of the Korean Nuclear Society 2013, Vol.45 No.7 895-910 (16 pages)
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Dynamic Characteristics of Spacer Grid Impact Loads for SSE
Jhung. Myung-Jo, Song. Heuy-Gap, Park. Keun-Bae 한국원자력학회 Journal of the Korean Nuclear Society 10 Pages
한국원자력학회 Journal of the Korean Nuclear Society 1992, Vol.24 No.2 111-120 (10 pages)
본 논문은 안전정지지진에 대한 spacer grid충격하중의 동적특성을 고찰한 것이다. 안전정지지 진 (SSE： Safe Shutodown Earthquake)을 가진력으로 사용하였고 모델로는 가장 긴 15 row의 핵연료집합체 모델을 사용하였다. 외부에서 제공되는 입력데이타의 불확실성을 보상하기 위하여 흔히 사용되는 10%증가된 입력값과, NRC 권고사항인 입력응답스펙트럼의 이동효과의 영향이 평가되었다. 평가대상으로는 spacer grid의 충격력이 사용되었다. 해석결과로서 입력응답 스펙트럼의 이동효과의 영향은 거의 무시할 수 있으나 증가된... -
Incorporation of Droplet Breakup Model at Spacer Grid into RELAP5/ MOD2
Park. Jong-Ho, Lee. Sang-Yong, Kim. Si-Hwan, Chang. Soon-Heung 한국원자력학회 Journal of the Korean Nuclear Society 11 Pages
한국원자력학회 Journal of the Korean Nuclear Society 1990, Vol.22 No.4 326-336 (11 pages)
최근 수행된 일련의 실험들을 통하여 핵연료 집합체 지지격자(Spacer Grid)의 존재가 냉각재상실사고시에 핵연료봉으로부터의 열제거에 긍정적인 효과를 미치고 있음이 밟혀졌다. 그 이유는 열원이 없는 지지격자가 연료봉보다 먼저 ？칭이 일어나며 물방울이 지지격자에 부딪쳐서 잘게 부수어져 증발이 쉽게 일어나게 되고 또한 난류효과를 증대시키는 요인이 되기 때문이다. 따라서 냉각재상실사고의 진행 과정에서 첨두피복관온도가 발생하는 재관수 구간의 수면 위쪽에서 유지되는 DFFB에서의 정확한 열전달을 계산하기 위해서는... -
핵연료집합체 안내관의 하중집중계수 해석
이영신, 전상윤, Lee. Young-Shin, Jeon. Sang-Youn 한국정밀공학회 한국정밀공학회지 8 Pages
한국정밀공학회 한국정밀공학회지 2005, Vol.22 No.3 93-100 (8 pages)
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핵연료 봉다발내 Y 혼합날개의 형상최적설계
정상호, 김광용, 김강훈, 박성규, Jung. S.H., Kim. K.Y., Kim. K.H., Park. S.K. 한국전산유체공학회 한국전산유체공학회지 8 Pages
한국전산유체공학회 한국전산유체공학회지 2009, Vol.14 No.2 1-8 (8 pages)
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경수로용 핵연료집합체 지지격자의 좌굴특성에 관한 연구
전상윤, 이영신, Jeon. Sang-Youn, Lee. Young-Shin 한국전산구조공학회 한국전산구조공학회논문집 12 Pages
한국전산구조공학회 한국전산구조공학회논문집 2005, Vol.18 No.4 405-416 (12 pages)
Grid)에 대한 정적 좌굴강도 실험과 전체 지지격자와 부분지지격자를 구성하는 지지격자판(Grid Strap)에 대한 정적 좌굴해석을 수행하여 지지격자의 좌굴특성을 분석하였으며, 분석결과를 이용하여 전체지지격자와 부분지지격자에 대한 좌굴하중값의 예측 가능성을 평가하였다. 좌굴강도 실험은 웨스팅하우스형 연료의 $17{ imes}17$셀을 갖는 전체지지격자와 $1{ imes}1,;1{ imes}2,;1{ imes}3,;1{ imes}4,;1{ imes}5,;1{ imes}17;,2{ imes}1,;2{ imes}2,;2{ imes}3,;2{ imes}9,;2{ imes}17,;3{ imes}17$ 등의 셀을 갖는 부분지지격자에... -
PROGRESS IN NUCLEAR FUEL TECHNOLOGY IN KOREA
Song. Kun-Woo, Jeon. Kyeong-Lak, Jang. Young-Ki, Park. Joo-Hwan, Koo. Yang-Hyun 한국원자력학회 Nuclear engineering and technology : an international journal of the Korean Nuclear Society 28 Pages
한국원자력학회 Nuclear engineering and technology : an international journal of the Korean Nuclear Society 2009, Vol.41 No.4 493-520 (28 pages)
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HIGH BURNUP FUEL TECHNOLOGY IN KOREA
Song. Kun-Woo, Jeong. Yong-Hwan, Kim. Keon-Sik, Bang. Je-Geon, Chun. Tae-Hyun, Kim. Hyung-Kyu, Song. Kee-Nam 한국원자력학회 Nuclear engineering and technology : an international journal of the Korean Nuclear Society 16 Pages
한국원자력학회 Nuclear engineering and technology : an international journal of the Korean Nuclear Society 2008, Vol.40 No.1 21-36 (16 pages)
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지지격자가 봉다발 난류유동에 미치는 영향
Yang. Sun-Kyu, Chung. Moon-Ki 한국원자력학회 Journal of the Korean Nuclear Society 16 Pages
한국원자력학회 Journal of the Korean Nuclear Society 1996, Vol.28 No.1 56-71 (16 pages)
지지격자를 갖는 5$ imes$5 핵연료 봉다발부수로내에서 국부 수력특성인자들을 레이저 유속측정장치인 LDV(Laser Doppler Velocimeter)를 이용하여 측정하였다. 이 연구는 지지격자가 봉다발 난류유동구조에 미치는 영향에 관한 연구에 관점을 두었다. 축방향속도, 난류강도, 편이도, 편평도 등의 측정인자들을 측정하였다. 압력강하를 측정하여 지지격자의 손실계수와 봉다발의 마찰계수를 구하였다 실험결과로부터 활발한 난류혼합거리는 지지격자로부터 x/D$_{h}$=10까지이고, 강제 혼합거리는 지지격자로부터 x/D$_{h}$=20까지임이... -
핵연료 봉다발내 비틀린 혼합날개의 형상최적설계
정상호, 김광용, Jung. Sang-Ho, Kim. Kwang-Yong 유체기계공업학회 유체기계저널 7 Pages
유체기계공업학회 유체기계저널 2009, Vol.12 No.4 7-13 (7 pages)
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레이저 용접된 박판 지르코늄 합금의 피로특성
정동희, 김재훈, 윤용근, 박준규, 전경락, Jeong. Dong-Hee, Kim. Jae-Hoon, Yoon. Yong-Keun, Park. Joon-Kyoo, Jeon. Kyeong-Rak 대한용접접합학회 大韓溶接·接合學會誌 5 Pages
대한용접접합학회 大韓溶接·接合學會誌 2012, Vol.30 No.1 59-63 (5 pages)
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원자로 연료봉내 대형 와유동에 의한 원자로 냉각제 시스템의 난류 증진
전건호, 박종석, 최영돈 대한설비공학회 설비공학논문집 8 Pages
대한설비공학회 설비공학논문집 2000, Vol.12 No.11 1004-1011 (8 pages)
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Enhancement of Turbulent Heat Transfer of the Cooling System in Nuclear Reactor by Large Scale Vortex Generation
Chun. Kun-Ho, Park. Jong-Seok, Choi. Young-Don 대한설비공학회 International journal of air-conditioning and refrigeration 8 Pages
대한설비공학회 International journal of air-conditioning and refrigeration 2001, Vol.9 No.2 77-84 (8 pages)