• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2001년도 추계학술대회논문집B
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• pp.330-336
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• 2001

Water heat transfer experiments were carried out in a uniformly heated annulus with a wide range of pressure conditions. The local heat transfer coefficients for saturated water flow boiling have been measured just before the occurrence of the critical heat flux (CHF) along the length of the heated section. The trends of the measured heat transfer coefficients were quite different from the conventional understanding for the heat transfer of saturated flow boiling. This discrepancy was explained from the nucleate boiling in the liquid film of annular flow under high heat flux conditions.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1999년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.111-111
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• 1999

• 대한기계학회논문집
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• 제13권1호
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• pp.153-160
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• 1989

본 연구는 수평전도관과 수평원통 사이의 환상공간에 수직격판이 부착된 경우와 수평직판이 부착된 경우에 Rayleigh수와 무차원 관열전도율을 변수로하여 수직해석과 Mach-Mehnder 간섭계를 이용한 실험으로 자연대류 열전달특성을 연구 하였다.

• 대한기계학회논문집B
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• 제39권12호
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• pp.953-963
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• 2015

산업적으로 얇은 사각유로에서의 임계열유속을 포함한 열수력 현상을 이해하고 이를 시스템 설계에 반영해야 될 필요성이 증대되고 있다. 포화비등조건에서 임계열유속이 발생하는 주요기구는 일반적으로 환상유동 영역에서 액막이 건조되는 것이다. 이러한 임계열유속을 예측하기 위하여 원형관에 대한 대표적인 액막건조모델을 고찰하고 환상유동 시작 경계조건을 상수로 가정하는 기존 모델의 한계를 살펴보았다. 균일한 열유속으로 가열되는 얇은 수직사각유로 상향유동에서의 임계열유속을 예측하기 위하여 환상유동을 단순 모델링하고, 새로운 액막건조모델을 적용하였다. 284 개 실험데이타에 대한 예측성능을 확인한 결과 MAE 18.1%, RMSE 22.9% 예측오차로 실험데이타를 잘 예측할 수 있음을 확인하였다.

• Journal of Advanced Marine Engineering and Technology
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• 제20권4호
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• pp.59-69
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• 1996

냉동.공조 및 각종 화학공업에 널리 사용되는 열교환기인 응축기의 고성능화 및 합리적인 설계를 위해서는 냉매의 정확한 응축열전달률 예측과 그 메카니즘 규명이 필수 요건이다. 본 연구에서는 내경 9.7mm, 외경 12.7mm, 길이 1200mm의 수직 이중관 응축기의 압력강하 및 응축열전달특성을 실험적으로 밝혔다. 실험으로부터 Lockart-Martinelli의 상관 관계식을 이용한 수직 응축관내 압력강하 특성을 종래의 실험식들과 비교.검토하고 새로운 압력강하식을 제안하였다. 그리고 종래의 해석방법과는 달리 비환상류 모델을 가정한 해석결과로부터 전 유동양식에 걸쳐 적용할 수 있는 새로운 응축열전달 예측식을 제안하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제12권3호
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• pp.153-162
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• 1980

냉각재상실사고의 재관수 단계중 연료봉 피복재의 온도거동 및 열전달 기구를 파악하는 것은 비상노심냉각계통 및 원자로의 안전성해석에 중요하다. 냉각재유동채널의 방위가 rewetting과정에 미치는 영향을 연구하기 위하여 수직 및 수경 유동채널을 이용한 실험을 수행하였으며, 노심이 수평압력관으로 구성되어 있는 CANDU원자로에 관한 실험을 중점적으로 수행하여 그 결과를 수직채널의 결과와 비교 하였다. 또한 rewetting현상을 육안관찰가기 위해 환상형 테스트부 및 외부에서 가열되는 석영관을 사용하였다. 실험결과로써 수평채널에서의 rewetting 속도는 유동의 층상 현상에 크게 영향을 받으나 그 평균값은 수직채널리 경우와 큰차이없음을 알 수 있었다.

• 대한기계학회논문집B
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• 제20권1호
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• pp.266-274
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• 1996

An experimental work was conducted to investigate the characteristics of the onset of flooding in vertical annuli with a direct injection mode using air and water. The onset of flooding was determined by means of pressure drop measurement while the air velocity was increased gradually under fixed liquid flow rates. Data of the onset of flooding were collected for various combinations of the tube size and the nozzle number. A theoretical analysis of the onset of flooding was also performed based on an envelope theory. The result shows that the onset of flooding in small-scale annuli can be predicted relatively well by the theory. A modified Wallis parameter was used to investigate the scaling effect of flooding phenomena in the annuli, indicating a relatively reasonable result. The number of nozzle has no effect on the flooding velocity when liquid was injected through 2, 3, 4 and 6 nozzles but the initiation of flooding was significantly expedited when 12 nozzles were employed for liquid injection.

• Journal of Advanced Marine Engineering and Technology
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• 제10권2호
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• pp.156-164
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• 1986

In the case of boiling on high temperature wall, vapor film covers fully or parcially the surface. This phenomenon, film boiling or transition boiling, is very important in the surface heat treatment of metal, design of cryogenic heat exchanger and emergency cooling of nuclear reactor. Mainly supposed hydraulic-thermal accidents in nuclear reactor are LCCA (Loss of Coolant Accident) and PCM (Power-Cooling Mismatch). Recently, world-wide studies on reflooding of high temperature rod bundles after the occurrence of the above accidents focus attention on wall temperature history and required time in transient cooling process, wall superheat at rewet point, heat flux-wall superheat relationship beyond the transition boiling region, and two-phase flow state near the surface. It is considered that the further systematical study in this field will be in need in spite of the previous results in ref. (2), (3), (4). The paper is the study about the fast transient cooling process following the wall temperature excursion under the CHF (Critical Heat Flux) condition in a forced convective subcooled boiling system. The test section is a vertically arranged concentric annulus of 800 mm long and 10 mm hydraulic diameter. The inner tube, SUS 304 of 400 mm long, 8 mm I.D, and 7 mm O.D., is heated uniformly by the low voltage AC power. The wall temperature measurements were performed at the axial distance from the inlet of the heating tube, z=390 mm. 6 chromel- alumel thermocouples of 76 .mu.m were press fitted to the inner surface of the heating tube periphery. To investigate the heat transfer characteristics during the fast transient cooling process, the outer surface (fluid side) temperature and the surface heat flux are computed from the measured inner surface temperature history by means of a numerical method for inverse problems of transient heat conduction. Present cooling (boiling) curve is sufficiently compared with the previous results.