• 한국유체기계학회 논문집
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• 제8권2호
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• pp.31-38
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• 2005

A low NPSH and high pressure fuel pump has been designed for a turbopump system. The fuel pump has an axial inducer and a centrifugal impeller. A meanline method has been established for the preliminary design and performance prediction of pumps at design or off-design points. KeRC(Kelyish Research Center) carried out a model testing of the fuel pump with water as a working fluid at the reduced speed. Predicted performances by the method are shown to be in good agreement with experimental results for cavitating and non-cavitating conditions. The established meanline method can be used for the performance prediction and preliminary design of high speed pumps which have a inducer, impeller and volute. In the current study, the three dimensional viscous flow in the fuel pump was investigated through numerical computation. A modified design of the fuel pump was generated to improve pump performance by utilizing CFD results. The modified fuel pump was experimentally tested by ROTEM and KARI(Korea Aerospace Research Institute). The measured non-cavitating and cavitating performance showed a good agreement with designed performance.

• 유체기계공업학회:학술대회논문집
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• 유체기계공업학회 2004년도 유체기계 연구개발 발표회 논문집
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• pp.341-346
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• 2004

A low NPSH and high pressure fuel pump has been designed for a turbopump system. The fuel pump has an axial inducer and a centrifugal impeller. A meanline method has been established for the preliminary design and performance prediction of pumps at design or off-design points. KeRC carried out a model testing of the fuel pump with water as a working fluid at the reduced speed. Predicted performances by the method are shown to be in good agreement with experimental results for cavitating and non-cavitating conditions. The established meanline method can be used for the performance prediction and preliminary design of high speed pumps which have a inducer, impeller and volute. In the current study, the three dimensional viscous flow in the fuel pump was investigated through numerical computation. A modified design of the fuel pun was generated to improve pump performance by utilizing CFD results. The modified fuel pump was experimentally tested by ROTEM and KARI. The measured non-cavitating and cavitating performance showed a good agreement with designed performance.

• 한국수소및신에너지학회논문집
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• 제19권5호
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• pp.367-376
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• 2008

To obtain the data of the pressure loss and differential pressure at the inside of the stack that was composed of 126 cells with 7,500 cm2 electrode area, 75kW molten carbonate fuel cell system has been operated. Computational fluid dynamics was applied to estimate reactions and thermal fluid behavior inside of the stack that was adopted with internal manifold type separator. The pressure loss coefficient K showed 72.29 to 84.01 in anode and 6.34 to 8.75 in cathode at low part of cells at the inside of 75 kW MCFC stack respectively. Meanwhile, the pressure loss coefficient of the higher part of cells at the interior of the stack showed 15.36 and 56.44 in anode and cathode respectively. These results mean that there is no big total pressure difference between anode and cathode at the inner part of 75 kW MCFC stack. This result will be reflected in 250kW MCFC system design.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권3호
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• pp.358-373
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• 1995

중수로용 개량핵 연료집합체인 CANFLEX 핵연료다발의 CANDU-6 원자로 장전시 열수송계통에 대한 유동안정성이 분석되었다. CANFLEX 핵연료다발은 기존의 37개봉 핵연료다발과 원자로출력 및 압력강하 측면에서 거의 일치되며, 이로인해 수력적 거동이 양립하는 반면, CANFLEX핵연료다발은 기존의 37개봉 핵연료다발 보다 임계채널 출력이 증가하며, 반경방향 출력분포의 평탄화로 인해 균일한 엔탈피 분포를 확보할 수 있게 된다. CANFLEX 핵연료다발 및 출구모관들의 상호연결관에 대한 SOPHT 모델을 개발하였으며, 이 모델을 이용하여 CANFLEX 핵연료다발이 장전된 월성 1호기의 유동 안정성 거동이 해석되었다. 해석결과, 열수송계통의 출구모관들의 상호연결관이 없을 경우에는 기존의 37개봉 핵연료다발과 같이 유동이 불안정함을 보였으며, 출구모관들의 상호연결관이 있을 경우에는 정격출력의 $\pm$1% 내에서 안정함을 보였다. 따라서 CANFLEX 핵연료다발의 월성 1호기 장전시 열수송계통의 유동안정성 측면에서는 건전할 것으로 판단되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제15권4호
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• pp.236-247
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• 1983

한국원자력 1호기(KNU-1)의 설계 및 운전자료를 이용하여 가압경수로 운전변수들의 변화에 대한 DNBR의 민감도를 분석하였다. 본 민감도 분석에는 원자로 출력, 압력, 냉각수 주입유량, 냉각수 주입온도, 반경방향 및 축방향 출력분포 그리고 축방향 출력편차 등의 운전변수가 고려되었다. 민감도 분석을 위하여는 노심의 열수력 해석용 전산코드인 COBRA-IV-K를 사용하였는데 본 코드는 COBRA-IV-i의 수정판으로써 한국에너지연구소에서 일부 프로그램을 수정하였고 또한 신뢰도도 확인하였다. 민감도 분석을 수행하기 전에 KNU-1 원자로심의 설계 및 운전조건을 근거로 하여 기초 계산을 수행하고 이 결과를 본 민감도 분석의 기본자료로 삼았다. 민감도 분석결과 원자로의 DNBR 열설계에 있어서 가장 민감한 운전변수는 냉각수 주입온도이고 가장 둔감한 변수는 축방향 출력분포라는 것이 밝혀졌다.

• 한국재료학회지
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• 제8권2호
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• pp.135-140
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• 1998

본 연구에서는 회전 원판 장치에 고분자-계면활성제의 혼합체를 첨가제로 사용하여 난류 유동장에서의 마찰저항 감소효과에 대해서 조사 연구하였다. 세가지의 분자량이 다른 PAA를 마찰저항 감소효과에 영향을 줄 수 있는 여러 인자들에 대헤서 살펴 보았다. 특히 이 연구에서는 이온성 고분자와 계면활성제의복합체가 마찰저항 감소현상에 어떠한 영향을 미치는 지에 대해서 연구하였다. 계면활성제와 고분자첨가제 사이의 형태학적 차이점에 특별한 관심을 가지고 실험을 하였으며 이온성 고분자의 pH에 대한 영향에 대해서도 조사하였다. 고분자와 계면활성제간의 복합체는 거대한 전해질과 같은 거동을 보이며 계면활성제가 고분자의 형태를 변화시켜 고분자의 크기를 확대시킨다. 따라서 이러한 복합체는 단일 고분자계와 비교해서 수력학적부피, 관성반경, 점도등의 값이 크게 나타나며 이렇게 팽창된 고분자는 난류 유동장에서의 마찰저항 감소효율을 증가시킨다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권6호
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• pp.811-824
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• 1995

CANDU 핵연료봉의 휨 열적 휨 멘트와 수력학적 견인력 및 기계적 하중에 기인하는 휨 모멘트에 의하여 일어난다. 여기서, 연료봉 휨은 연료봉 축방향 중심선으로부터의 측면 처짐으로 정의한다. 본 논문에서는 연료봉 축방향 중심선에 대한 비대칭 온도불포에 의해 핵연료 피복관 자체와 피복관과 소결체의 상호작용 부위에서 발생하는 열적 휨만을 취급한다. 이를 위해 1).소결체와 피복관사이의 기계적 상호작용을 무시한 조건에서의 핵연료 피복관의 휨과 2) 소결체와 피복관의 온도 변화에 기인하여 발생하는 소결체와 피복관 사이의 기계적 상호작용을 고려한 조건에서의 연료봉 휨을 혼합 고려하고, 각각에서 피복관의 비대칭 온도분포가 (i) 냉각재의 불완전한 혼합에 따른 비균질 냉각재 온도, (ii) 핵연료 피복관과 냉각재 사이의 비균질한 열전달 계수, (iii) 핵연료내 반경 방향으로의 중성자속 감쇄에 의한 비대칭 열 발생 등의 복합적효과에 의해 발생되는 것으로 고려하여 피복관의 대칭온도 분포까지 포함 할 수 있는 열적 휨의 일반적 해석 공식을 제시하였다. 본 휨 공식에 사용되는 모든 변수에 대한 민감도 분석을 통해, 핵연료봉 길이, 피복관 내경, 냉각재 평균 온도 및 변화 인자, 소결체 -피복관 기계적 상호 작용 인자, 중성자속 감쇄 인자, 핵연료 열팽창 계수, 피복관-냉각재 열전도 계수 등의 변화가 피복관 두께, 피복관-냉각재 열전달 계수, 피복관 열팽창 계수, 핵연료-피복관 열전달 계수 등의 변화보다 핵연료봉의 열적 휨에 상대적으로 더욱 영향을 미치는 것으로 밝혀졌다.