• Nuclear Engineering and Technology
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• v.26 no.3
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• pp.433-439
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• 1994

영광 3, 4호기는 ABB-CE 사의 System 80 원자로와 비교해서 원자로 내부 구조물의 수력학적 설계 목적과 방법 이 동일하고, 단지 원자로의 크기와 출력이 상대적으로 작아진 내부 구조물이 축소된 형태이다. 따라서 System 80 유동 모델 시험에서 측정된 실험 결과로부터 영광 3, 4호기 연료 집합체 수에 맞게 보간법을 사용하여 보수적으로 유량 분포를 구하고 영광 3, 4호기 유동 모델 시험에서 얻어진 유량 분포와 비교하여 원자로의 수력학적 특성을 검토하고 자각에 대해 열적 여유도를 구하여 이런 경우에 원자로 유동 모델 시험을 수행하지 않고 이전의 실험 결과를 설계에 사용할 수 있는 가에 대해 연구하였다.

• Journal of the Korean Society for Aeronautical & Space Sciences
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• v.36 no.11
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• pp.1087-1093
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• 2008

Regenerative cooling passage to guarantee the thermal survivability in high performance rocket engine combustors could have complex configurations of the branching/merging of channels and flow turning, etc. By applying the classical hydraulic coefficients which can be found in the literature according to the flow conditions, hydraulic characteristics in regenerative cooling passages can be obtained effectively through dividing the pressure loss into friction loss and local resistance loss. Satisfactory agreement has been obtained by comparing the present results with experimental measurement of water flow test. In addition, the present results were in good agreement with CFD results when the actual coolant, kerosene was used. Therefore, the application of the present method is expected to be useful to design regeneratively cooled combustors.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.18 no.3
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• pp.175-182
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• 1986

The KNUI (Korea Nuclear Unit 1) loss of offsite power transient as a design-base accident has been simulated using the RELAP5/MOD1/NSC computer code. The analysis is carried out using the best-estimate methodology, but the sequence and its assumptions are based on the evaluation methodology th at emphasizes conservatism. Important thermal-hydraulic parameters such as average temperature, steam generator level and pressurizer water volume are compared with the results in the KNU1 Final Safety Analysis Report (FSAR). The present analysis gives much lower RCS average temperature and pressurizer water volume, and much higher S/G water volume at the turnaround point, which may be considered to be additional improved safety margins. This is expected since the present analysis deals with the best-estimate thermal-hydraulic models as well as the initial conditions on a best-estimate basis. These additional safety margins may contribute to further validate the safety of the KNU1 in this type of accidents(Decrease in Heat Removal by the Secondary System).

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.27 no.1
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• pp.133-140
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• 1995

본 논문은 가압경수형 원자력발전소내 비고정식 고밀도 사용후 핵연료 저장대의 지진해석을 수행하기 위해 현재 사용되고 있는 해석방법을 검토하고 있다. 석기서는 영광 3, 4호기 및 울진 3, 4호기 계통설계 경험을 통해 한국원자력 연구소가 보유하게 된 해석 기술을 근거로 하여 해석과정과 모델방법 등을 논의하였다. 비고정식 사용후 핵연료 저장대의 해석은 냉각수에 의한 수력학적 커플링 효과, 핵연료와 중성자 흡수체 및 저장대 구조물 사이의 간극에 의한 충돌, 마찰효과, 그리고 강체 미끌어짐 및 기울어짐 등의 복잡한 현상들을 고려해야 한다. 이러한 모델링 변수들에 대하여 현재의 방법과 규제기관의 추천사항을 비교, 검토하였으며 해석방법 개선 및 최근의 기술적 관심사항들에 대하여 논의하였다.

• The Magazine of the Society of Air-Conditioning and Refrigerating Engineers of Korea
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• v.33 no.2
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• pp.11-21
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• 2004

공동주택에서 난방용 에너지를 절감하기 위한 난방제어기와 난방계량기의 효과적 활용방법을 중심으로 난방열량 제어 관리방안에 대하여 기술한다. 우리나라 공동주택 난방방식에 주로 이용되고 있는 바닥패널 이용 복사난방시스템은 공간의 단열특성, 난방패널의 열적 및 수력학적 특성, 열원공급 및 제어방법에 따라 주거용 건물의 에너지소비에 큰 영향을 미치고 있으나 적절한 설계 및 운영방법이 제대로 마련되어 있지 않아 국가적인 차원에서 많은 양의 난방용 에너지가 낭비되고 있는 실정이다. 특히 공동주택에 설치되는 바닥패널 난방시스템과 관련된 문제점들로는 실내온도 및 난방열량의 제어방법과 난방용 열량의 계량방법 등을 들 수 있다. 그림 1은 공동주택에 설치된 난방제어기와 난방계량기의 모습을 보여주고 있다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.23 no.3
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• pp.340-351
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• 1991

Experimental studies were conducted on a l/5.03 scale reactor flow model of the Yong-gwang Nuclear Units 3 and 4. The purpose of the flow model test was to estimate the hydraulic effect in the reactor vessel due to the relative size difference between the ABB-CE's System 80 and the YGN 3&4 reactors. The flow model was designed according to the principle of similarity. Obtained from the test were the core inlet flow distribution, the core exit pressure deviations, and the segmental and overall pressure losses across the flow path from the reactor vessel inlet to outlet nozzle. These data will be used to provide input data for the core thermal margin analysis and to verify the analytical hydraulic design method.

• Journal of Korean Society of Environmental Engineers
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• v.27 no.2
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• pp.177-183
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• 2005

The effluent quality is directly affected by the separation of biological solids in a final clarifier because the majority of discharged $BOD_5$ and SS are virtually dependent on the results of biological solids in the sedimentation tank effluent. If a final clarifier is effectively designed and operated, the desired goal of clarification for wastewater can be achieved together with the cost reduction in the treatment of wastewater. To this end flow characteristics and the removal efficiency of SS are numerically investigated especially by the change of the inlet position and the installation of baffle to improve the performance of a rectangular final clarifier. The 2-D computer program developed in a rectangular coordinates has been successfully validated against experimental residence time distribution(RTD) curves obtained by tracing radio-isotope. The lowering of the inlet position weakens the density current and induces the settling of SS in the front zone of a clarifier. Thus the decreased traveling distance of the sludge increases the removal efficiency of SS in the effluent. The inlet baffle installed in the front region of clarifier prevents the short circuiting flow and induces to flow into the dense underflow, which eventually improves the effluent quality. In the case of lower inlet position, however, installation of baffle results in degradation of effluent quality. Consequently it is strongly recommended that in-depth numerical study be performed in advance for optimizing a clarifier design and retrofitting to improve effluent quality in a final clarifier.

• Proceedings of the Korea Water Resources Association Conference
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• 2011.05a
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• pp.461-461
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• 2011

강수, 수위 및 유량자료 등의 수문자료는 안정된 물 관리 계획, 홍수조절 및 공급계획, 전력공급 등을 위한 댐의 역할을 원활하게 하기위한 운영의사결정을 위한 매우 중요한 기초자료가 된다. 댐 운영을 위한 다양한 기능을 가진 모델을 가지고 있다고 하더라도 매년 변하고 있는 댐 유역의 수문현상에 대한 관측자료를 이용하여 지속적으로 모델을 보정하여 정확성을 확인하고 향상시키는 노력을 기울여야 하므로 수문자료는 댐 운영에 있어서 필수적인 요소일 수밖에 없다. 본 연구에서는 한국수력원자력(주)의 9개 댐 유역에서 기존 활용 가능한 관측소 현황 및 현장조사를 통해 운영상 목적에 맞는 최적의 수위관측망을 설계하여 제시하였다. 설계 방법으로는 댐 유입량 파악과 개략적인 도달시간 파악을 위해 주요 유입지천인 국가하천과 지류 중 지방하천이라도 유역면적이 $150\;km^2$ 이상인 경우에는 유입량 파악을 위한 수위관측소를 두도록 설계하였다. 관측소 밀도는 각 댐 유역의 수문학적 유역 특성인 유역면적, 유입하천의 지형적 특성, 하천크기 등을 고려하여 결정하였다. 설계된 수위관측소들은 현장의 수위관측 및 유량관측에 대한 적정성을 검토하여 댐 저류지 배수영향 등으로 인해 관측이 부적정할 경우 이설을 통해 적정한 위치에서 수문조사가 이루어지도록 제안하였다. 본 연구에서 제안된 한국수력원자력(주) 관할 댐 유역의 수위관측망은 자체 관할 수위관측소 뿐 아니라 자료의 공동 활용이 가능한 국토해양부 등의 관측소까지 포함하고 있다. 따라서 댐 운영 의사결정을 위한 중요한 기초자료로서의 수위 및 유량자료를 경제적이고 효율적으로 제공할 수 있을 것으로 기대된다.

• Proceedings of the Korea Water Resources Association Conference
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• 2004.05b
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• pp.1208-1212
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• 2004

다목적댐을 효율적이고 체계적으로 운영하기 위해서는 수문순환에 대한 지역별, 기간별 이해와 더불어 댐저수지로의 정확한 유입량 산정이 필요하다. 수문모델링을 비교하기 위해서는 개념적 모형과 추계학적 모형으로 나눌 수 있는데 개념적 모형은 상당히 많은 입력요소로 말미암아 사용자로 하여금 이해를 하는데 있어서 어려움을 겪을 수 밖에 없는 실정이나 추계학적 모형은 확률적 철상 및 기초적 예측이론을 습득하게 되면 쉽고 간단하여 검토를 용이하게 할 수 있는 장점이 있다. 수자원시스템의 설계, 계획, 운영에 있어서 핵심적인 수문변수의 미래거동의 보다 나은 추정치가 필요하다. 예를 들어, 수력발전, 레크리에이션 이용과 하류지역의 오염희석과 같은 다중 목적을 유지하기 위하여 다목적댐을 운영할 때에, 다가오는 미래시간에 대한 계획된 유입량의 예측이 요구된다. 예측의 목적은 미래에 발생한 정확한 예측을 제공하는 것이다. 따라서 월유입량 예측을 위해 추계학적 모형(ARMA(1,1), ARMAX, TFN, SARIMA)과 신경망 모형(BP, CASCADE 등)의 적용을 통해 한강수게 주요 다목적댐에 가장 적합한 방법을 선정하고자 하는데 본 연구의 목적이 있다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.391-396
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• 1996

내부부수로, 벽면부수로, 모서리부수로를 포함하는 가압경수로형 원자로의 핵연료집합체를 모의하는 3$\times$3 봉다발을 모델로 수치해석을 통해 봉다발 주변의 유동특성을 알아보고 각 봉에서의 원주방향 위치에 따른 국소열전달 특성에 관해 고찰하였다. 봉다발에서 열전달계수의 분포는 벽면영향으로 인한 각 부수로에서의 유속분포와 밀접한 관계가 있으며 내부부수로에 인접한 봉에서 가장 높았고, 그 다음이 벽면부수로, 모서리부수로에 인접한 봉에서는 가장 작게 나타났다. 현재 핵연료의 열수력 설계시에 적용하고 있는 부수고 내의 모든 열수력학적 변수가 일정하다고 가정하는 부수로 해석방법은 봉다발내의 실제 열전달 현상과는 상당한 차이가 있음을 보여주었다.