• 대한기계학회논문집B
• /
• 제40권6호
• /
• pp.383-389
• /
• 2016

사각공동 및 채널이 형성된 마이크로구조 표면을 활용하여 수조비등 임계열유속에 대한 중력 및 모세관 압력의 영향에 대해 연구하였다. 마이크로 공동구조는 모세관 압력에 의한 액체유동을 억제하는 역할을 하였고, 마이크로 채널구조는 비등표면으로의 1차원적인 액체유동을 유발하는데 기여하였다. 이를 통해 임계열유속과 모세관 유동의 상관관계를 정량화할 수 있었다. 비등표면으로의 액체공급을 위한 원동력은 중력수두 및 모세관 압력에 의해 유발될 수 있다. 본 연구에서는 수조비등 실험 및 가시화 데이터의 분석을 통해 수조비등 표면에서의 핵비등을 유지할 수 있는 액체공급은 중력 수두 및 모세관 압력과 밀접한 상관관계를 가지고 있음을 확인할 수 있었다.

• 한국가시화정보학회지
• /
• 제21권1호
• /
• pp.67-73
• /
• 2023

In the study, pool boing critical heat flux (CHF) was experimentally investigated depending on the length of heaters. A smooth silicon oxide surfaces are used as the boiling surfaces. As the results of pool boiling experiments based on distilled water in ambient pressure condition, the CHF decreased as the length of the heater increased. By the high speed imaging, it was shown that the number of vapor columns increased as the length of the heater increased. Comparing the number of vapor columns and the CHF according to the heater length, the change in the CHF according to the heater length was analyzed based on the hydrodynamic instability.

• 한국유체기계학회 논문집
• /
• 제14권6호
• /
• pp.45-53
• /
• 2011

Multiphase lattice Boltzmann method (LBM) has been used to simulate the nucleate pool boiling directly. For the phase change model, the thermal model and the Stefan boundary condition were introduced to the isothermal LBM. The phase change model was validated by the bubble growth in a superheated liquid under no gravity. The bubble growth on and departure from a superheated wall has been simulated successfully. The preliminary results showed that the detail process of nucleate pool boiling was in good agreement with the experimental results.

• 대한기계학회:학술대회논문집
• /
• 대한기계학회 2008년도 추계학술대회B
• /
• pp.2578-2582
• /
• 2008

In predicting the critical heat flux (CHF) in pool boiling systems, the contact angle between the boiling surface and the liquid and the surface roughness are considered to be the important parameters. From the microscopic viewpoint, those are affected by the micro/nano structure of the surface. Several studies have been reported on the dependence of CHF on the surface microstructure such as height and width of the cavities and distances between them. In this paper, the effects of the boiling surface characteristics on CHF are reviewed and the future research issues are discussed for better prediction of CHF.

• 대한기계학회논문집B
• /
• 제25권9호
• /
• pp.1237-1244
• /
• 2001

An experimental study was carried out to identify the various regimes of natural convective pool boiling and to determine the boiling heat transfer curve and Critical Heat Flux(CHF) on a vertical square surface having a 70mm width and a 70mm height. The heater made of copper block with embedded cartridge heaters is submerged in a water tank at atmospheric pressure. As the heat flux increases from 100kW/㎡ to 1.2MW/㎡, the heat transfer regime migrates from the nucleate boiling to the film boiling. The boiling heat transfer data are fitted by Rohsenow type correlation. An explosive vapor generation on the heated surface, whose size and frequency are characterized by the heat flux, is visualized using a high speed digital imaging system.

• 대한기계학회:학술대회논문집
• /
• 대한기계학회 2001년도 춘계학술대회논문집D
• /
• pp.189-194
• /
• 2001

A simultaneous visualization of the behavior of bubbles and dry spots has been carried out for pool boiling of R-1l3 on a horizontal heater. From video imaging and image processing analysis, the formation of bubbles and dry spots occurs simultaneously, and therefore they should be considered as a synchronized concept rather than independent identities. The dry spot density is equivalent to the active site density in the region before CHF. At CHF point, large dry areas due to the coalescence of neighboring dry areas cover the heater surface.

• 대한기계학회:학술대회논문집
• /
• 대한기계학회 2001년도 춘계학술대회논문집E
• /
• pp.63-68
• /
• 2001

An experimental study was carried out to identify the various regimes of natural convective boiling and to determine the Critical Heat Flux(CHF) on a 70mm square surface which is inclined at $180^{\circ}$(upward), $90^{\circ}, \;45^{\circ}$. The heater block made of copper with cartridge heaters is submerged in a water tank with windows for visualization. As the heat flux increases from $100kW/m^2$ to $1.1MW/m^2$, the heat transfer regime migrates from the nucleate boiling to film boiling and results in a rapid heat up of the heater block. An explosive vapor generation on the heated surface, whose size and frequency are characterized by the heat flux, is visualized by using a digital camcorder with $512{\times}512$ pixel size at 30fps.

• 한국정보처리학회:학술대회논문집
• /
• 한국정보처리학회 2014년도 춘계학술발표대회
• /
• pp.811-814
• /
• 2014

일본 후쿠시마 제일 원자력발전소의 대지진/쓰나미에 이은 원자로 건물 수소폭발 사고의 수습 과정에서 사용후 핵연료 저장조에 보관되어 있는 핵연료의 안전문제가 대두되었다. 사용후 핵연료의 잔열 성분을 냉각시키고, 그리고 사용후 핵연료가 방출하는 고선량 방사선을 차폐시키기 위해서 일정 깊이 이상의 수조에 사용후 핵연료를 저장한다. 사용후 핵연료 저장조에 냉각수 공급이 중단되면, 사용후 핵연료의 고유 잔열에 의해 수조의 물이 증발하여 수위가 감소하게 된다. 계속해서 냉각수 공급이 되지 않으면, 사용후 핵연료의 잔열은 증가하게 되고, 수조의 물은 비등하여 증발은 가속화 된다. 사용후 핵연료 저장조의 수위가 고갈되면 고선량의 감마선이 방출된다. 수조의 수위가 정상적일 경우 사용후 핵연료 저장조의 공기중 감마선 선량율은 0.15mSv/h 이다. 수조의 수위가 사용후 핵연료 상부 꼭대기를 기준으로 2m, 1m, 및 0m (핵연료 노출) 로 감소하게 되면, 사용후 핵연료 저장조의 공기중 감마선 선량율은 500mSv/h, 50Sv/h, 및 5kSv/h 로, 급격히 증가한다. 본 논문에서는 사용후 핵연료 저장조 감시카메라의 관측 성능을 평가하기 위해, 고성능 칼라 CCD 카메라에 대해서 1 kGy/h 의 고선량율로 감마선 조사실험을 수행하였다. 이에 대한 실험결과를 기술한다.

• 에너지공학
• /
• 제12권2호
• /
• pp.139-144
• /
• 2003

본 연구는 초음파 진동의 영향을 받는 풀비등 조건에서의 CHF 열전달 촉진현상을 이해하기 위해 수행되었다. 평판에 얇은 구리박판이 덮여 있는 시료와 증류수를 냉각제로 사용하여 초음파 유무, 경사각도의 변화 및 물의 과냉도 변화에 대하여 평판 가열면에서의 CHF를 측정하였다. 실험장치는 수조, 전원공급장치, 시험부, 초음파 발생장치, 데이터 획득장치 등으로 구성되었다. 실험조건은 3가지 과냉도에 대한 실험과 6가지 시편의 경사각도를 변화시켜 수행되었다. 측정값을 통해 초음파 진동이 CHF를 증진시키며, 그 영향은 경사각의 변화뿐만 아니라 과냉도에 따라서 크기가 달라지는 것을 알 수 있다. 초음파 진동에 의한 CHF증가율은 과냉도가 커질수록, 그리고 시편의 경사각도가 수직에서 수평하향 방향으로 기울어질수록 증가하였다. 가시화 실험을 통해 CHF 증가의 원인이 음장에서 기포 생성과 이탈의 동적거동과 밀접하게 관련되어 있음을 확인하였다.

• 에너지공학
• /
• 제24권1호
• /
• pp.149-163
• /
• 2015

본 연구에서는 전산유체역학(Computational Fluid Dynamics, CFD) 해석코드를 사용하여 마스트집합체의 열수력적 안전성에 대한 연구를 수행하였다. 이를 위해 자연대류 벤치마크 문제를 선정하여 CFD 코드의 물리모델을 선정 및 해석 능력을 검증하고 이를 이용하여 마스트집합체에 대한 자연대류 열전달 해석을 수행하였다. 본 연구에서는 Betts et al.의 사각 수직공동에서 난류 자연대류 실험결과를 대상으로 CFD 해석을 수행하여 자연대류 조건에 적용하기 위한 난류 모델로 표준 $k-{\omega}$ 모델을 선정하였다. 이렇게 도출된 난류모델을 CFD코드에 적용하여 Bates et al.에 의해 수행된 PNL(Pacific Northwest Laboratory)의 $2{\times}6$ 번들 실험과 이에 대한 Kwon et al.의 MATRA, Fluent 코드의 해석과 비교 계산을 수행하여 CFD코드의 부수로조건 자연대류 열전달 해석 능력을 검증하였다. 최종적으로 도출된 $k-{\omega}$ 난류 모델을 사용하여 마스트집합체 및 핵연료 집합체에 대한 자연대류 해석을 수행하였다. 해석 결과 수조 내부 및 부수로 내에서 안정적인 자연대류 유동이 발생함을 확인하였으며, 본 유동 조건에서 핵비등이탈비를 계산함으로써 열수력적 안전성을 정량적으로 평가하였다.