소듐냉각고속로 제어봉집합체의 낙하시간 및 충격속도 예측을 위한 CFD 해석

김재용; 윤경호; 오세홍; 고성호

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김재용 (한국원자력연구원)
윤경호 (한국원자력연구원)
오세홍 (엘쏠텍(ELSOLTEC))
고성호 (충남대학교)

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In a pressurized water reactor (PWR), control rod assembly (CRA) falls into the guide tubes of a fuel assembly due to gravity for scram. Various theoretical approaches and numerical analyses have been performed because its shape is simple and its design was completely developed several decades ago. A control rod assembly for a sodium-cooled faster reactor (SFR) which is geometrically more complicated is being actively developed in Korea nowadays. Drop time and impact velocity of a CRA are important parameters with respect to reactivity insertion time and the mechanical robustness of a CRA and a guide duct. In this paper, computational method considering simultaneously the equation of motion for rigid body and the Navier-Stokes equations for fluid is suggested and verified by comparison with theoretical analysis results. Through this valuable CFD analysis method, drop time and impact velocity of initially designed SFR CRA are evaluated before performing scram tests with it.

#Control Rod Assembly(제어봉집합체) #Drop Time(낙하시간) #Impact Velocity(충격속도) #Scram(원자력 긴급정지) #Sodium-cooled Fast Reactor(소듐냉각고속로)

참고문헌 (10)

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[학술대회논문] - Kim, K. R. / 2010 / Drop time evaluation for SMART control rod assembly / Proceeding of KFMA2010

[학술지(정기간행물)] - Choi, K. S. / 1994 / Development of A computer program for drop time and impact velocity of the rod cluster control assembly / Nuclear Engineering and Technology 26 (2) : 197 ~ 204

[학술지(정기간행물)] - Andriambololona, H. / 2007 / Methodology for a numerical simulation of an insertion or a drop of the rod cluster control assembly in a PWR / Nuclear Engineering and Design 237 (6) : 600 ~ 606

[학술지(정기간행물)] - Donis, J. M. / 1972 / A mathematical model of a control rod drop”, Nuclear Engineering and Design / Nuclear Engineering and Design : 107 ~ 120

[학술지(정기간행물)] - Yoon, K. H. / 2009 / Control rod drop analysis by finite element method using fluid-structure interaction for a pressurized water reactor power plant / Nuclear Engineering and Design 239 (10) : 1857 ~ 1861

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