• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.135-140
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• 1996

액체금속로 계통의 중간열교환기 (IHX) 설계 및 해석을 위한 방법론을 개발하기 위한 일차적인 작업으로 일반적인 관-통형 열교환기의 통측 압력 손실에 대한 연구를 수행하여 통측의 유동 특성을 조사하고 이러한 특성을 바탕으로 압력 손실 분석모형 전산 코트 ASTEEPL 을 개발하여 측정자료와 비교한 결과 그 분석결과가 잘 일치하였으며 개발된 분석 모형을 이용하여 관-통형 열교환기 설계 인자와 압력 손실 및 교환기내의 유량간의 관계를 분석 하였다.

• Proceedings of the KSME Conference
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• 2005.11a
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• pp.111.2-111.2
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• 2005

• Proceedings of the KSME Conference
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• 2005.11a
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• pp.129.2-129.2
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• 2005

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.205-209
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• 1996

원자로 입구노즐에서 원자로 냉각재 펌프에 의한 맥동압력 준위를 원자로 하향통로와 저온 관을 상관시켜 예측하는 방법에 관하여 분석하였다. 원자로 하향통로에서의 맥동압력은 원자로 내부구조물의 건전성 평가에 쓰이는 중요한 인자로 이 값을 정확히 구하기 위해서는 경계조건인 입구노즐에서의 맥동압력을 정확히 예측해야 한다. 이를 위해 원자로 하향통로와 저온관을 상관시켜 원자로 입구노즐에서의 펌프에 의한 맥동압력 준위를 계산하였으며 Palo Verde Unit 1의 실험치와 비교 분석하였다. 분석 결과, 제시된 맥동압력 준위 예측모델은 500℉의 경우 비교적 잘 일치하였으나, 565℉의 경우 상당한 차이가 있었으므로 추가적인 검토 및 수정 작업이 요구된다.

• Proceedings of the Korean Society of Propulsion Engineers Conference
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• 1995.11a
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• pp.171-177
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• 1995

추진기관 연소관 제작시 발생하는 결함등에는 주로 표면결함의 형태의 것이 많은데 연소관 설계시 이러한 결함들의 영향을 고려하는 것이 구조물의 안정성에 있어 중요한 요소가 된다. 따라서 본 논문에서는 연소관에 발생할수 있는 결함들에 대한 파단하중 및 파단압력에 대한 탄성 및 탄소성해석을 통하여 파괴 매개변수인 J적분을 유한요소 프로그램인 ABAQUS를 이용하여 3차원 비선형해석을 수행하여 5가지의 균열모델을 사용하여 평판, 양단개방 압력용기(open tube) 및 양단막힘 압력용기 (closed tube)의 파단하중하에서의 J적분의 영향을 분석하였다. 평판 결함시편의 J적분으로부터 압력용기의 손상허용설계를 할 수 있는 방안을 조사 하였으며 추진기관 연소관에 적용하여 발생가능한 크기의 결함에 대한 안정성을 조사한결과 충분한 안정성을 확보하고 있음을 알수 있었다.

• Journal of the Korean Society for Nondestructive Testing
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• v.34 no.3
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• pp.254-259
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• 2014

A pressurized heavy water reactor (PHWR) core has 380 fuel channels contained and supported by a horizontal cylindrical vessel known as the calandria, whereas a pressurized water reactor (PWR) has only a single reactor vessel. The pressure tube, which is a pressure-retaining component, has a 103.4 mm inside diameter ${\times}$ 4.19 mm wall thickness, and is 6.36 m long, made of a zirconium alloy (Zr-2.5 wt% Nb). This provides support for the fuel while transporting the $D_2O$ heat-transfer fluid. The simple tubular geometry invites highly automated inspection, and good approach for all inspection. Similar to all nuclear heat-transfer pressure boundaries, the PHWR pressure tube requires a rigorous, periodic inspection to assess the reactor integrity in accordance with the Korea Nuclear Safety Committee law. Volumetric-based nondestructive evaluation (NDE) techniques utilizing ultrasonic and eddy current testing have been adopted for use in the periodic inspection of the fuel channel. The eddy current testing, as a supplemental NDE method to ultrasonic testing, is used to confirm the flaws primarily detected through ultrasonic testing, however, eddy current testing offers a significant advantage in that its ability to detect surface flaws is superior to that of ultrasonic testing. In this paper, effectiveness of flaw detection and the depth sizing capability by eddy current testing for the inside surface of a pressure tube, will be introduced. As a result of this examination, the ET technique is found to be useful only as a detection technique for defects because it can detect fine defects on the surface with high resolution. However, the ET technique is not recommended for use as a depth sizing method because it has a large degree of error for depth sizing.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers B
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• v.35 no.12
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• pp.1293-1300
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• 2011

The configurations of the evaporator and condenser of a water chiller can be determined from the trade-off between the heat transfer area, which is related to the capital cost and the pressure drop, which is associated with the operational cost. In this study, the design of the water chiller focused on minimizing the water pressure drop of both condenser and evaporator for given cooling capacity and requirements. Commercial enhanced tubes were employed to simulate real-life conditions. The results of the present analysis were compared with those obtained by HTRI software for verifying them. The results indicated that a reduction in the water pressure drop, which is associated with the short length of a tube, can be effected by decreasing the number of tube passes and increasing the number of tubes and the tube diameter. However, using a large number of tubes with smaller diameters can reduce the capital cost because the tubes are short. The reduction of the capital cost is due to the fact that a small-diameter tube has low internal thermal resistance and hence contributes to a decrease in the overall thermal resistance per unit length.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05b
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• pp.629-634
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• 1995

Zr-2.5 % Nb 합금 압력관에서 집합조직이 강도에 미치는 영향을 조사하여 기저면 성분(F)의 강화 효과를 분리하였으며 아울러 온도에 따른 강도의 변화를 조사하였다. As-received 압력관 재료의 상온 항복 강도는 인장 응력에 수직한 면에서 측정한 기저면 성분(F)에 대하여 $\sigma$$_{YS}$ =600 + 410 F 의 관계를, annealing 처리한 등축정 재료의 상온 항복 강도는 $\sigma$$_{YS}$ = 410 +310 F 의 관계를 따르는 것으로 나타나 기저면 성분이 주도적인 강화 효과를 갖는다는 것을 확인 할 수 있다. 따라서 Zr 합금의 항복 강도는 인장 응력에 수직한 면에서의 기저면 성분에 따라 좌우되며, Zr-2.5% Nb 압력관에서 길이 및 원주 방향에서의 항복 강도의 차이는 주로 기저면 성분의 차이 (F)에 의한 것이라고 결론지을 수 있다. $\alpha$-Zr 에서 슬립과 쌍정의 임계 전단 응력 및온도에 따른 변형 기구의 변화에 대하여 논의하였다.

• The Korean Journal of Rheology
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• v.6 no.1
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• pp.30-40
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• 1994

고분자 물질의 신장점도를 측정하기 위하여 설계된 수렴관을 지나는 시험 유체 M1 에대하여 유한요소방법으로 수치모사를 수행하였다. 구성방정식은 세 개의 이완시간을 가진 적분형 K-BKZ모형을 사용하였다. 신장변형이 지배적이고 변형속도가 매우 큰 흐름에 대하 여 실험적 방법으로 측정이 가능한 범위까지 수치모사를 수행하였다. 두 개의 압력 측정꼬 지 사이의 벽면 압력차에 대하여 압력 신호로 측정한 실험값을 수치모사결과와 비교하였다. 걷보기 전단속도가 매우 큰 1300s-1에 이르는 높은 유속의 전 실험범위에 대하여 안정된 수 치해를 얻을수 있었다. 3$0^{\circ}C$에서는 모든 실험범위의 유속에서 압력차에 대한 수치모사 결과 가 실험값과 잘일치했다. 21$^{\circ}C$에서는 0.1$\times$10-3m3/s보다 낮은 유속범위에서 실험값과 일치하 는 결과를 얻었으나 그보다 높은 유속에서 실험값과 일치하는 결과를 얻었으나 그보다 높은 유속에서 실험값과 다른 경향의 결과를 얻었다. 이것은 낮은 온도 높은 유속 조건에서 M1 유체의 성질이 불안정하고 또한 그러한 조건의 실험에서 발생한 압력 측정꼭지 부근의 기포 들이 정확한 압력측정에 영향을 끼쳤기 때문이다. 수치모사 결과로부터 얻은 압력과 응력분 포로부터 수렴관 유변측정기의 유동특성을 밝힐수 있었다. 이는 실험적 방법을 통해서는 얻 기 어려운 결과들로서 중요한의미를 가진다. 특별한 모양을 갖도록 설계된 수렴관을 통과하 는 M1 유체가 중심부근에서 일정한 신장변형속도로 변형됨을 확인할 수 있었으며 수직응력 은 지수적으로 증가하다가 축소부분을 지난 후 매우 장점도를 얻기 위하여 신장변형속도가 일정한 구역이 두 배로 확장된 수렴관이 수치적으로 다루어졌고 이를 통하여 기존의 수렴관 에서 구한 값보다 큰 신장점도를 얻을 수 있었다.

• Aerospace Engineering and Technology
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• v.9 no.1
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• pp.72-77
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• 2010

A hydraulic test on a filament wound case of Kick-Motor was conducted to evaluate the structural stiffness degradation and to confirm the burst performance. Failure criteria have been defined with bursting above 150% of MEOP(Maximum Expected Operation Pressure) and failure in the cylinder. The analysis result showed that filament fiber in the cylinder should be broken at about 2088psig. From a hydraulic test it has been verified that composite case meets the failure requirements, and that the stiffness does not decrease even after a year since the manufacturing.