• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2002년도 추계학술발표회요약집
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• pp.125-125
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• 2002

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2007년도 춘계학술대회B
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• pp.2873-2878
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• 2007

The mixing vanes attached to the spacer grid of rod bundles are used to improve the heat transfer in heat exchanger devices by controlling the characteristics of the flow structures and turbulence. In this study, velocity patterns induced by two types of mixing vane(split and swirl vane) are measured by the PIV technique to better understand how to effect on the cross and secondary vortex flow patterns in $5{\times}$ rod bundle simulating the fuel assembly of the nuclear reactor. A successful measurement of the lateral velocity patterns was conducted using a specially designed beam sheet generator and experimental loop at KAERI. As the result, we found that for the cross flow between subchannels, the split vane is more effective than the swirl vane, while for the secondary vortex flow in each subchannel, the swirl vane's one is larger and longer than split vane's one.

• 한국전산유체공학회지
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• 제21권4호
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• pp.71-77
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• 2016

The CUPID code is a transient, three-dimensional, two-fluid, thermal-hydraulic code designed for a component-scale analysis of nuclear reactor components. The primary objective of this study is to assess the applicability of CUPID to single-phase turbulent flow analyses of $2{\times}2$ rod bundle subchannel. The bulk velocity at the inlet varies from 1.0 m/s up to 2.0 m/s which is equivalent to the fully turbulent flow with the range of Re=12,500 to 25,000. Adiabatic single-phase flow is assumed. The velocity profile at the exit region is quantitatively compared with both experimental measurement and commercial CFD tool. Three different boundary conditions are simulated and quantitatively compared each other. The calculation results of CUPID code shows a good agreement with the experimental data. It is concluded that the CUPID code has capability to reproduce the turbulent flow behavior for the $2{\times}2$ rod bundle geometry.

• 대한설비공학회:학술대회논문집
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• 대한설비공학회 2007년도 동계학술발표대회 논문집
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• pp.191-196
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• 2007

This paper presents the measuring technique for local heat transfer coefficients using a copper sensor in a rod bundle with mixing vanes. A copper sensor consists of a cartridge heater and four pieces of thermocouple. The Heater is located at the center of the copper sensor and thermocouples measure the surface temperature of the copper sensor. Unheated copper sensor and heated copper sensor are able to measure the local heat transfer coefficient at the position where the heated copper sensor is installed. However the entire region of a rod bundle is actually not heated, the decay of local heat transfer coefficients measured represents overestimated value rather than an actual value. The calibration curve for local heat transfer coefficients is presented using the correction factor calculated by CFD.

• 대한설비공학회:학술대회논문집
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• 대한설비공학회 2006년도 하계학술발표대회 논문집
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• pp.188-193
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• 2006

In present study, the thermal-hydraulic characteristics of the subchannels are investigated as measuring single-phase heat transfer coefficients and the cross sectional velocity field using LDV in the downstream of support grid in $6{\times}6$ rod bundles. Support grid with mixing vanes make enhancing heat transfer in rod bundles by generating turbulent flow. But this turbulent flow only is reserved in a short distance. Support grid with LSVF mixing vanes keep the turbulent flow a long distance. The experiments are performed at the nominal Reynolds number 30,000 and 50,000. The heat transfer coefficients are measured using heated and unheated copper sensor. In this study, the comparison of local heat transfer coefficients for LSVF mixing vane and split mixing vane is represented.

• 한국콘텐츠학회논문지
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• 제13권10호
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• pp.46-53
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• 2013

원전 핵 연료봉에 대한 검사는 고준위 방사능의 위험으로부터 원격에서 이루어져야 하며, 또한 정확하게 이루어져야 한다. 현재 원전 핵 연료봉에 대한 검사는 방사능의 위험으로 인해 카메라로 핵 연료봉을 촬영하여 녹화된 동영상을 원격에서 보고 판단하는 형태로 운영되고 있다. 본 연구는 원자력 발전소에서 사용되는 핵 연료봉에 대한 상태 검사를 영상처리를 통하여 구현한 것이다. 핵 연료봉은 여러 개를 다발로 묶어 사용하도록 되어있는데, 이를 검사하기위한 영상처리 기법으로는 에지 검출 기법이 유용하다. 핵 연료봉 에지 검출을 위해 DoG 기법에 임계값 처리를 추가하는 방법을 제안한다. 이것은 DoG를 최적화한 새로운 기법으로, DoG와 임계값을 듀얼로 처리하는 방법이다. 이 방법으로 핵 연료봉 에지를 검출한 후에, 핵 연료봉 검사 알고리즘을 수행하여 핵 연료봉 이상 유무를 판단한다. 이러한 방법을 통해 미니어처로 제작된 핵 연료봉 검사시스템에 실험한 결과 우수한 특성을 확인하였다. 본 연구를 통해 원전 핵 연료봉 상태 검사를 보다 쉽고 안전하게 시행할 수 있을 것으로 생각된다.

• 대한골관절종양학회지
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• 제11권1호
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• pp.105-109
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• 2005

제 2형 신경섬유종증(Neurofibromatosis)의 임상적 특징 없이 말초에 발생한 티넬징후를 보이는 다발성신경초종(Schwannomatosis) 3례를 경험하여 이를 보고하고자 한다. 주증상은 동통이었으며 3예에서 청장년에서 발생하였다. 발생부위는 상완신경총, 슬와부 그리고 수부였다. 상기 환자 모두에서 이명과 현훈 및 시력저하소견 관찰되지 않았으며 가족력은 없었다. 3예에서 모두에서 두부 자기공명영상 촬영상 전정신경초종(Vestibular schwannoma)이 관찰되지 않았다. 병리소견상 신경초종이 확인되었다. 앞으로 더 많은 증례의 수집과 연구로 다발성 신경초종의 임상양상, 임상경과 그리고 유전학적 특징에 대한 추가적인 연구가 필요할 것으로 사료된다.

• 대한기계학회논문집
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• 제19권10호
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• pp.2630-2636
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• 1995

A theoretically based prediction for the determination of the subchannel friction factor at low pitch to the rod diameter ratio (P/D < 1.2) in the bare rod bundle flow has been developed. The present model assumes the validity of the Law of Wall over the entire flow area. The algebraic form of the Law of the Wall is integrated over the entire flow area and the local friction velocity variation along the rod periphery is considered in this study. The present method is applied to the rod bundles with P/D < 1.2, and the prediction results show good agreement with the available experimental data.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.617-622
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• 1995

원전 연료는 이산화 우라늄의 원통형 소결체를 지르칼로이 피복관에 장입 시킨 원전 연료봉을 집합체 다발로 조립하여 제조된다. 지금까지 국산 연료에는 연료봉의 전길이에 대하여 일정한 농축도의 소결체가 장입 되도록 설계 및 제조되어 왔다. 그러나 Westinghouse의 V5H 연료에서는 연료봉의 상 하단에 각각 6 인치 길이의 천연 우라늄 소결체가 추가로 장입 되어야 하는 이른바 Axial Blanket 연료 제조 기술을 요구하고 있어서 새로운 장비의 도입 또는 개발이 필요하게 되었다. 기존의 소결체 장입 공정은 Siemens사에서 도입된 기술로써 연료봉 양단에 Axial Blanket을 장전 할 수가 멀게 되어 있다. 따라서 기술적으로 Axial Blanket 연료의 제조가 가능할 뿐 아니라 연료의 제조 건전성을 보다 향상시킬 수 있고 생산성이 우수한 장비를 국내 기술로 국산화 개발하였다.

• 설비공학논문집
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• 제12권11호
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• pp.1004-1011
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• 2000

Experimental and computational studies were carried out to confirm the turbulent enhancement of the cooling system of nuclear reactor by large scale vortex generation in nuclear fuel bundle. The large scale vortex motions were generated by rearranging the inclination angles of mixing vanes to the coordinate directions. Axial development of mean and turbulent velocities in the subchannels were measured by the 2-color LDV system. Eddy diffusivity heat flux model and $k-varepsilon$ model were employed to analyze the turbulent heat and fluid flows in the subchannel. The turbulence generated by split mixing vanes has small length scales so that they maintain only about $10 D_H$ after the spacer grid. On the other hand, the turbulences generated by the large scale vortex continue more and remain up to $25 D_H$after the spacer gird.