• 설비공학논문집
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• 제14권4호
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• pp.341-349
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• 2002

Heat and mass transfer characteristics of a surfactant-added LiBr-$H_2O$ solution flowing over a single horizontal tube were examined experimentally. The parameters considered were surfactant (2-ethyl-1-hexanol) concentration, solution temperature at the top of the tube and absorber pressure. Even with an amount of the surfactant below the solubility limit, heat and mass transfer performances were enhanced tremendously. The Nusselt and Sherwood numbers increased by about 70% and 340%, respectively, when 10 ppm of the surfactant was added. However, an excess amount of the surfactant in the solution did not bring a further enhancement. The absorption performance deteriorated when the non-condensable gases were extracted from the system (by a vacuum pump) since the vaporized surfactant was also extracted during the process. Therefore, it is desirable to add a sufficient amount of the surfactant (more than 10 ppm) to maintain high performance of absorption.

• 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.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.699-706
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• 1998

한국원자력연구소에서는 원자력중장기연구의 일환으로 한국형 표준원전을 모의하는 종합열수력실증실험을 계획하고 있으며, 현재 실험장치에 대한 척도해석(Scaling Analysis), 예비해석(Scoping Analysis) 및 개념설계를 수행하고 있다. 본 논문에서는 영광 3/4호기를 대상으로 척도해석을 통하여 실험장치를 개념설계하고, 저온관 6인치 소형냉각재 상실사고에 대하여 예비해석을 수행한 결과를 보여준다. 개념설계된 실험장치는 높이비가 참조원자로와 동일하고, 체적비가 1/200이다. 실험장치의 개념설계는 이상유동에 대한 3단계 척도법을 적용하였으며, 개념설계의 타당성을 입증하기 위해 RELAP5/MOD3.1 코드를 사용하여 정상상태 및 저온관 6인치 소형냉각재 상실사고시 계통의 거동을 예비 계산하였다. 실험장치에 대한 예비해석결과 사고 거동이 참조원자로와 잘 일치하는 것으로 나타났다. 또한 수평관 및 주냉각재펌프의 척도기준이 사고의 진행과정에 영향을 미치는 중요한 인자로 밝혀졌다

• 한국자동차공학회논문집
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• 제16권1호
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• pp.121-126
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• 2008

The cooling heat transfer coefficient of $CO_2$ (R-744) in a horizontal and helically coiled tube was investigated experimentally. The main components of the refrigerant loop are a receiver, a variable-speed pump, a mass flow meter, a pre-heater, evaporator and gas cooler (test section). The test section consists of a horizontal stainless steel tube and hellically coiled copper tube of 4.57 and 7.75 mm. The experiments were conducted at saturation temperature of 100 to $20^{\circ}C$, and mass flux of 200 to $500kg/m^2s$. The test results showed the variation of the heat transfer coefficient tended to decrease as cooling pressure of $CO_2$ increased. The heat transfer coefficient with respect to mass flux increased as mass flux increased. The experimental results were also compared with the existing correlations for the supercritical heat transfer coefficient, which generally underpredicted the measured data. However, the experimental data showed a relatively good agreement with the correlations of Pitla et al. except for the pseudo critical temperature.

• 대한기계학회논문집B
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• 제24권8호
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• pp.1085-1096
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• 2000

An experimental study was performed to examine the heat and mass transfer characteristics of $LiBr-H_2O$ solution flowing over a single horizontal tube with the water vapor absorption. Effects of the flow rate and the temperature of the solution at the top of the tube, the absorber pressure and the drainage pattern were considered. The absorption rate depends highly on the absorber pressure at the low flow rate condition while on the solution inlet temperature at the high flow rate condition. Also, when the flow rate is low, the absorption performance with the sheet flow drainage appeared to be higher than that with the dripping/jet drainage. However, at the high flow rate condition, the case became reversed. The liquid film became wavy with the higher absorption rate. The waves were more probable to form with the lower flow rate and temperature of the solution, and with the higher absorber pressure.

• 에너지공학
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• 제25권1호
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• pp.56-68
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• 2016

최근 원자력 발전소의 안전성을 획기적으로 향상시키기 위한 연구가 활발하게 진행되고 있으며 특히 피동냉각계통의 연구개발이 아주 중요하게 부각되고 있다. 피동냉각계통의 열전달 방식으로는 응축열전달 양식이 주로 채택되고 있다. 이와 같은 맥락에서 부산대학교 Ahn & Yun (Ahn 등, 2014)은 새로운 수평관내부 응축 모델을 제시한 바 있다. 본 연구에서는 먼저 Ahn & Yun 이 제시한 수평관 응축 모델을 MARS 코드에 삽입하고 PASCAL 실험데이터를 이용하여 평가하였다. 이 평가결과를 통해 Ahn & Yun 모델의 코드적용에 있어 문제점을 규명하고 새로운 적용방법론을 적용하여 다양한 실험데이터로 다시 평가함으로써 MARS 코드의 향상된 응축 열전달 해석 능력을 확인하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제26권4호
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• pp.562-569
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• 1994

이 연구에서는 피동형원자로의 과도현상을 분석하기 위한 KOTRAC 코드의 모델을 수정한 것이다. 이 코드에서 열수력학 모델로 도입하고 있는 mixture drift flux model은 피동형원자로와 같이 비상냉각수가 중력으로 주입되는 경우를 잘 모사할 수 있으나, 만일 가압기 밀림관 또는 수평관에서 상의 완전분리가 일어나게 될 때에는 증기상에서의 거의 영에 가까운 밀도로 인해 상당한 어려움이 존재하는 것이 밝혀졌다. 이 연구에서는 이러한 어려움을 극복하기 위해 일부 모델을 개선하였는데 가장 두드러진 것은 KOTRAC에서 사용하고 있는 flow distribution parameter를 Ishii 상관식으로 대체하여 코드를 수정하고 해석하였다. 이렇게 수정된 코드를 사용한 결과는 과도상태 해석코드인 RELAP5 /MOD3 계산결과와 비교적 잘 일치함을 볼 수 있었다.

• 생물환경조절학회지
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• 제9권1호
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• pp.27-39
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• 2000

본 실험에 앞서, 하우스 4개동에 대한 대칭성 실험을 실시하였으나, 각 하우스간에는 최대1$^{\circ}C$이내의 작은 온도차만이 계측되었다. 하우스 개폐장치 조작 불능시를 가정하여 천.측창을 인위적으로 폐쇄한 경우, 하우스 내 온도는 외 기온보다 약 16$^{\circ}C$ 높은, 즉 사실상 작물이 생육 할 수 없는 고온상태를 나타내었다. 천.측창을 개방한 상태에서는 환기팬을 추가로 가동시키더라도 이에 따른 추가적인 실온저하는 관찰되지 않았다. 비교적 분무 입경이 큰 스프링클러에 의한 환수시의 냉각효과를 검토한 결과, 하우스 내 온도는 스프링클러 작동과 동시에 급속히 하강함으로서, 관수는 하우스 실온저하에 크게 기여하고 있음이 확인되었다. 스프링클러 관수시와 비관수시로 구분하여 하우스 내 열환경을 비교한 결과, 관수시와 비관수시 모두 하우스의 천.측창을 개방하여 외기를 도입한 경우가 하우스 실온 저하에 효과적으로 작용한 것으로 조사되었다. 하우스 내 작물 체감온도에 근사한 온도지표인 실내 흑구온도는 비관수시의 경우 실내 공기온도보다 현저히 놀게 나타났으나, 관수시의 온도는 실내 공기온도에 근접한 온도를 나타내었다. 비관수시 천.측창을 개방한 경우 하우스 내 온도분포는 연직방향, 수평방향 모두 1$^{\circ}C$ 정도의 극히 작은 온도차만이 계측됨으로서, 하우스 내는 극히 균일한 온도를 유지하고 있음이 확인되었다

• 태양에너지
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• 제11권2호
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• pp.51-62
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• 1991

본 연구에서는 용융된 파라핀을 채운 수평 원관의 관벽을 냉각할 때에 관내에서 일어나는 열전달현상을 다루었다. 관내의 파라핀을 고상과 액상으로 구분하여 고상층에 대해서는 열전도 모델을, 그리고 액상층에 대해서는 자연대류를 고려한 열전달모델을 세워 수치해석하였고 이 과정에 대한 실험을 행하여 얻은 응고형태로부터 방열량을 계산하였다. 아울러 초기의 용융파라핀의 온도와 관벽의 냉각온도가 응고에 미치는 영향을 고찰하였다. 방열과정에서 액상파라핀의 응고속도를 결정하는 요인은 관벽의 냉각온도와 초기액상온도이나 대부분의 액상현열이 응고 초기에 급속히 방출되기 때문에 관벽의 냉각온도가 지배적인 요인으로 작용하였다. 따라서 방열과정에서의 열전달은 고상층 내의 열전도에 의해서 이루어지게 된다. 실험에서 관찰한 응고형태에서는 상부에 빈 공간이 발견되었다. 이는 초기 액상온도가 응고초기에 급속히 떨어짐으로써 온도에 따른 액상의 밀도차로 인해 생긴 것이다. 고 액간의 밀도차로 인한 수축현상은 응고과정의 전반에 걸쳐서 고르게 일어나므로 그 영향을 응고형태에서 구별하여 파악하기는 어려웠다. Fourier수와 고상의 Stefan수를 종속변수로 사용하면 관벽의 냉각온도와 초기액상온도에 무관하게 응고량을 단일곡선으로 표현할 수 있었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제25권4호
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• pp.552-560
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• 1993

지진 및 냉각재상시사고시 핵연료집합체의 건전성 확인은 원자로심모델의 핵연료집합체 집중질량모델을 이용하여 지지격자에 발생한 충격 해석치와 동적좌굴시험치와의 비교를 통해 사고시의 핵연료집합체 건전성을 평가하여 왔다. 그러나 이 방법은 사고시 핵연료집합체 부품별 설계 요구사항 만족여부를 평가하는데 미흡하여 본 연구에서는 지진 및 냉각재상실사고시 핵연료집합체 구조적건전성 평가를 위한 수평방향 핵연료집합체 응력해석모델을 개발하였다. 이를 위해 첫번째 단계로써 원자로심모델의 해석 결과인 각 절점에서의 변위와 회전각으로부터 응력을 계산하고 가장 큰 응력을 갖는 핵연료를 찾아내는 MAIN이라는 전산프로그램을 개발하였다. 그리고 다음단계로써 이 .프로그램에서 구한 핵연료집합체 변위와 회전각을 이용하여 핵연료집합체의 주요부품에 가해지는 응력을 계산하기 위한 핵연료집합체 응력해석모델을 개발하였다. 이 모델은 집합체주요부품인 안내관과 연료봉을 3차원보요소로, 지지격자스프링을 선형 및 회전스프링으로 각각 모델링 하였으며, MAIN 프로그램의 출력인 집합체의 변위를 구속조건으로 사용하였다. 또한, 개발된 프로그램과 응력해석모델을 이용하여 하나의 적용 예로써 임의의 지진하중하에서 16$\times$16형 핵연료집합체에 대한 응력해석을 수행하였다. 이 모델을 개발하므로써 지진 및 냉각재상실사고시 핵연료집합체 설계용구사항 만족여부를 평가할 수 있는 기틀을 마련하였다.