원관에서 power-law 유체에 대하여 수력학적 입구길이와 입구보정계수를 측정할수 있는 새로운 방법이 개발되었다. 유변학적 성질을 측정할수 있는 긴관과 입구보정계수를 측 정할수 있는 짧은 관을 가진 새로운 모세관 점도계를 이용하여 증류수를 실험한 결과 유변 학적 성질과 입구 보정계수가 표준값과 비교하여 1%안의 오차를 얻었다. Power-law 유체 에 대한 해석 및 실험결과(Carbopol 960 용액)도 이미 보고된 값과 $\pm$6% 이내로 잘 일치하 였다.
부유선별법에 의한 탈묵공정에서 잉크입자와 기포의 부착은 상호간의 충돌에 의한 것인데, 충돌의 가능성은 주로 수력학적 조건에 지배된다. 따라서, 부유선별법에서 미세입자의 제거효율이 낮은 이유는 수력학적 영향에 의해 입자가 기포주위의 수층유선을 따라 흘러내리는 경향이 있으므로 기포와의 충돌이 어렵기 때문이라고 해석되어 진다. 또한, 크고 무거운 잉크입자의 경우에는 기포에 의한 부상과정에서 중력과 점성력 등의 영향을 크게 받으므로 부유선별에 의한 제거가 어렵다고 간주되어 진다. 따라서, 부유선별의 실제공정에서는 계면화학적 측면에서의 조건선정 뿐만 아니라, 잉크입자와 기포의 크기를 조절하는 수력학적 관점에서의 조절이 또한 중요하다.
고성능 로켓엔진용 연소기에서 열적 건전성을 확보하기 위해 적용되는 재생냉각 채널은 채널의 분기/병합, 방향 전환과 같이 복잡한 유동구조를 포함한다. 냉각유로에서 발생하는 압력 손실을 마찰과 국소유동저항으로 나눠, 각각의 유동조건에 따라 경험적으로 제시된 문헌상의 계수를 적용함으로써, 재생냉각유로 설계에 효과적으로 적용할 수 있도록 수력학적 자료를 구하였다. 해석의 타당성을 검증하기 위하여 실물형 연소기의 냉각유로 설계안에 적용하였다. 먼저, 물을 사용하였을 때 모사시제를 사용한 수류시험 결과와 비교하였다. 정량적으로 타당한 결과를 얻은 것으로 확인되어, 실유체인 케로신을 사용한 수력해석을 수행하여 CFD 결과와 비교하여 수력해석 방법의 타당성을 확인할 수 있었다.
영광 5,6호기 유출계통의 과도현상을 평가하기 위해서 Electric Power Research Institute (EPRI)에서 개발한 발전소 과도해석용 코드인 Modular Modeling System-Real Time Capable (MMS-RTC) 코드를 이용하여 유출계통의 모델을 구성하였다. 구성된 모델을 이용하여 수력학적 현상을 모사하고 배압제어벨브 제어기의 제어변수 및 유출 오리피스 차단벨브의 Stroke Time 등의 운전특성을 고려하여 수력학적 현상을 분석하였다. 분석결과 배압제어벨브 제어기 제어변수의 적절한 선정이 계통의 과도현상 완화에 매우 중요한 인자임을 알 수 있었고, 유출 오리피스차단벨브의 Stroke Time의 변화가 유출계통의 과도현상에 상당한 영향을 미치고 있음을 알았다. 결과적으로 유출계통의 과도상태를 적절하게 제어하기 위해서는 벨브의 특성, 벨브의 Stroke Time 및 배압제어밸브 제어기 제어변수들이 적절히 선정하여야 한다고 판단된다.
판막 후부의 공동부는 판막의 닫힘 거동과 판막 주위의 혈류 유동장을 변화시켜 인공 판막의 수력학적 성능에 영향을 미칠 수 있다. 계식 이엽 판막(SJMV), 폴리머 단엽 판막(MLPV), 폴리머 삼엽 판막(FTPV)을 판막 후부에 공동부가 있는 시험부와 공동부가 없는 직관형 시험부에 설치하여 모의 순환 장치에서 판막의 수력학적 성능을 평가하였다. 판막의 누수량은 공동부가 있는 시험부에서 약간 작았고, 수축기 평균 압력강하는 크게 나타났으나 통계적으로는 큰 차이가 없었다. 따라서 판막 후부의 공동부는 판막의 수력학적 성능에 큰 영향을 나타내지 않았다. 유량 파형의 해석 결과 판막 후부 공동부는 MLPV에서는 판막의 닫힘에 큰 영향을 주지 않았으나, SJMV에서는 판막의 닫힘이 일찍 시작하게 하였고 이 영향은 FTPV에서 더욱 크게 나타났다. FTPV는 공동부가 있는 시험부에서 역류 최대 유량이 감소하였으므로 판막 후두에 공동부는 판막의 급격한 닫힘에 의한 역류 제트의 발생을 감소시키리라 기대된다.
MTO 공정을 개발하기 위한 순환유동층 장치에서 고체순환량을 높이기 위해 고체 주입량 및 상승관 유속에 따른 수력학적 특성의 파악에 관한 연구를 수행하였다. 전체 높이 2.6m 직경 0.009m의 상승관을 가진 순환유동층 장치에 대해 고체순환량을 조절하기 위한 비기계적 밸브로 각각 Seal-pot과 L-valve가 장착된 두 장치에 대해 고체순환량 및 체류량을 측정하였다. 고체순환량 및 체류량은 두 장치에서 모두 고체의 주입량이 증가함에 따라 증가하는 모습을 나타내었으며, 상승관의 유속에 따라서는 특정한 유속의 범위 내에서 증가하다가 일정 유속 이후 감소하는 모습을 나타내었다. Seal-pot을 사용한 장치에서는 고체순환량이 최대 $87kg/m^2.s$ 가량의 값을 나타내었으나 L-valve를 사용한 장치에서는 최대 $180kg/m^2.s$를 보였다. 이러한 실험 결과를 바탕으로 하여 전산유체역학을 이용한 순환유동층의 유동해석에 관한 연구를 실시하여 실험조건의 변화에 따른 상승관 내부의 수력학적 특성을 비교하였다.
액체금속로의 노심은 핵연료봉과 와이어랩에 의한 부수로로 구성된 복잡한 기하학적 구조의 집합체로 이루어져 있다. 이러한 액체금속로의 정상상태 및 과도상태 노심열수력 상세해석을 위하여 부수로 해석코드 MATRA-LMR 코드를 개발하고 있다. 본 논문에서는 ORNL 19 Pin 실험결과와 EBR-II 실험 모의시 정상상태 노심열수력 해석코드인 SLTHEN 코드 계산에 사용되었던 실험데이타를 사용하여 현재 MATRA-LMR 코드로 계산을 수행한 후 그 결과를 비교.분석함으로써, MATRA-LMR 코드의 개발 상태를 평가해 보았다 ORNL 19 Pin 실험과 MATRA-LMR 계산를 비교한 결과 실험을 정확히 예측하는 것으로 나타났다. SLTHEN 코드 계산결과와의 비교에서는 집합체 평균 출구온도와 부수로 최대 출구온도를 비교한 결과 두 코드의 계산은 약 3% 이하의 차이를 보이고 있다. 현재의 MATRA-LMR 코드는 단일 집합체 계산만 가능하나 앞으로의 작업을 통해 전 노심 해석이 가능하도록 다중 집합체 계산 코드로 개발할 예정이다.
Kim, Hyo-Jung;Chung, Bub-Dong;Lee, Young-Jin;Kim, Jin-Soo
Nuclear Engineering and Technology
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제18권3호
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pp.175-182
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1986
원자력 1호기의 설계 기준 사고인 외부 전원 상실 사고를 열, 수력학적 최적 계산용 코드인 RELAP5/MOD1/NSC를 사용하여 모의하였다. 본 분석은 최적 계산모델로 수행되었으나, 사고 전개 및 가정등 보수성을 갖는 평가 방법에 의거하였다. 해석결과중 노심평균온도, 증기발생기 및 가압기 수위 등의 중요한 열·수력학적 변수를 원자력 1호기의 최종 안전성 분석보고서의 결과와 비교하였다. 본 해석결과에서 노심평균온도와 가압기 수위는 보다 낮게, 증기발생기 수위는 보다 높게 나타남으로써 더 향상된 안전한계치를 확인하였다. 이것은 본 해석에서 최적 열·수력 모델을 사용하였을 뿐만 아니라 초기치로써 최적 값을 택하였기 때문에 얻어지는 결과이며, 또한 이와 같은 유형의 산고 (2차 계통의 열제거 능력 상실 사고)에서 원자력 1호기의 안전성을 더욱더 입증시켜 주는 것이다.
In the present study, an interactive mode of the computing system has been developed for the hydraulic analysis of the circulating waters in the industrial pipings. The system consists of three separated modules, which are linked together with common graphical user interfaces. Application to the design of the cooling sea-water system for the ships was demonstrated to be very reliable and practical in support of design activities.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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