• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.516-521
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• 1997

국내개발 액체금속로 KALIMER 노심으로 설계한 전기출력 150 MWe (열출력 392 MWth)의 U-Zr이원합금핵연료 사용 소형노심에 대하여 열수력 특성을 분석하고, 그 결과를 전기출력 333 MWe (열출력 840 MWth)의 중형노심설계 특성과 비교ㆍ분석하였다. 분석에는 국내개발 액체금속로 KALIMER 노심설계기술 개발의 일환으로서 개발한 개념설계 초기 단계에서의 노심 열수력 특성 분석 방법을 사용하였다. 열수력 특성 분석은 먼저 각 집합체의 최고 선출력에 따라 유량그룹을 설정하고, 각 집합체의 최고온도 연료봉에 대하여 냉각재 온도, 피복관 중심온도, 핵연료 중심온도 등을 계산하는 방식으로 수행하였다. 특성분석 결과 두 노심 모두 노심내 출력분포를 더욱 평탄화 하고, 노심핵연료 영역에 대한 반경방향 블랑？ 영역의 출력비율을 높이는 작업이 필요하다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05b
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• pp.659-665
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• 1995

액체금속로는 기존의 가압경수로와는 달리 55$0^{\circ}C$ 정도의 고온에서 운전이 되므로 고온 열응력이 중요한 문제로 대두되며 따라서 고은에서의 크립(Creep) 변형, 반복되는 기동과 정지 등으로 인한 되풀이 소성변형, 라체팅(Ratchetting), 크립과 소성의 상호작용 및 크립과 피로의 상호작용 등의 평가에 대한 기술 확립과 고온구조물에 대한 우리의 독자적인 설계방법을 개발하는 것이 필요하다 본 연구에서는 범용 유한요소해석코드인 ABAQUS의 축대칭 요소를 이용해서 액체 금속로 원자로용기와 이에 부착된 열소매(Thermal sleeve)를 Y-형태의 구조물로 모델링하여 반복되는 열천이하중에 대한 비탄성 구조해석을 수행하고 크립효과에 대한 영향을 분석하였다. 해석결과 액체금속로와 같은 고온구조물에 대하여 반복 열천이 하중과 고온 지속시간이 유발하는 크립효과가 크게 나타남을 알 수 있었다.

• Proceedings of the Korean Operations and Management Science Society Conference
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• 2002.05a
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• pp.575-578
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• 2002

원자력 중장기 연구개발 일환으로 수행중인 액체금속로 설계기술개발 프로젝트는 개념 설계분야와 기반기술구축 분야로 구성되어 있는 상호 긴밀한 연계가 강조되기 프로젝트이다. 대과제를 중심으로 각 세부과제 및 분야 내에서 시스템별 인터페이스 등이 종합적으로 관리되어야 할 필요성이 있는 프로젝트이다. 액체금속로 설계기술개발 프로젝트의 연구생산성 향상을 위해 공정계획을 수립하고, 프로젝트 수행 중에 산출되는 연구결과물을 검증하여, 검증된 자료를 프로젝트 수행원들에게 공유할 수 있게 Web WorkFlow를 이용한 자료 검증/공유시스템을 개발하여 운영하고 있으며, 최종적으로 검증된 자료는 데이터베이스를 구축하여 활용하고 있다. 이렇게 함으로써 한국원자력연구소에서 개발증인 액체금속로 설계 기술개발 프로젝트를 최적화된 계획 및 관리를 통하여 연구개발을 수행할 수 있을 것으로 예상된다.

• Journal of the korean Society of Automotive Engineers
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• v.10 no.4
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• pp.14-18
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• 1988

액체의 미립화는 액체연료의 연소를 위한 분무, 분무 도장, 농약 살포, 의료기기, 용융 금속의 금속 분말의 제조 등의 여러분야에 널리 이용되고 있다. 특히 연소 기관은 액체 연료의 미립화와 증발 특성에 따라 기관의 연소와 성능은 크게 변화하므로 연소실 내의 연료 미립화 특성의 개선은 매우 중요하다. 미립화에 영향을 미치는 인자에는 연료의 물성과 분사 기구 및 분사 밸브 등의 구조와 분사압력 등은 연료 미립화에 주된 영향을 미치는 요인의 하나가 되고 있다. 여기서는 주로 액체연료의 미립화에 일반적인 기초 사항과 분무 특성의 표시 방법, 측정법에 대하여 기술하기로 한다.

• Journal of Energy Engineering
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• v.13 no.2
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• pp.101-111
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• 2004

The main purpose of a liquid metal reactor core thermal-hydraulic design is to efficiently extract the core thermal power by distributing the appropriate sodium coolant flow according to the power distribution in the core. The thermal-hydraulic design procedure consists of the coolant flow distribution to the sub-assemblies, the coolant/fuel temperature calculations and detailed subchannel analysis. This paper describes the LMR core thermal-hydraulic design methodology and summarizes the major design and analysis results of KALIMER breeder and breakeven cores and subassemblies. KALIMER is a 150 MWe rated (392 MWth) heterogeneous core with U-TRU-Zr ternary alloy fuel and sodium coolant.

• Proceedings of the Korean Vacuum Society Conference
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• 2012.02a
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• pp.545-545
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• 2012

집속이온빔장치(FIB: Focused Ion Beam System)에 사용하는 액체금속이온원(LMIS: Liquid Metal Ion Source)은 고 전류밀도, 고 휘도, 낮은 에너지퍼짐 등 많은 장점이 있다. 집속이온빔장치는 주로 표면 분석, 집적 회로의 수정, 마스크 교정(Repair) 및 잘못된 부분의 분석(Failure Analysis) 등에 사용되고 있는데 최근에는 고 분해능의 이온빔 리소그래피와 이온 주입의 기술 및 미세가공 기술 등의 분야에 집중되고 있으며 이를 위해서는 집속이온빔장치의 수렴성(Convergence)을 개선해 나가는 것이 중요하다. 집속이온빔장치의 수렴성은 이온빔의 에너지 퍼짐(Energy Spread)과 각 분포(Angular Distribution)에 많은 영향을 받으며 에너지퍼짐 특성은 색수차에 직접적인 영향을 준다. 수렴성을 개선하기 위해 기존의 에미터(Emitter), 저장소(Reservoir), 추출극(Extractor)으로 제작된 액체금속이온원에 서프레서(Suppressor)라는 새로운 전극을 사용하여 이 전극의 유 무에 따른 각 분포의 변화에 대해 연구하였다.

• Nuclear industry
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• v.7 no.12 s.58
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• pp.78-83
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• 1987

GE nuclear Energy는 미국에너지성(DOE)의 개량형액체금속원자로계획의 일환으로 표준화된 멀티플블록 발전소의 기본발전유니트인 PRISM(Power Reactor, Inherently Safe Module)을 개발하고 있다.

• Journal of Energy Engineering
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• v.10 no.2
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• pp.161-165
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• 2001

봉다발 내 온도장 해석을 위해 개발되어진 난류 Prand시 수 모델들을 중심으로 액체금속에 대한 비교연구를 수행하였다. VANTACY-II 코드에 사용된 Zeggel & Monir의 모델의 기초가 된 Jischa & Rieke 모델 및 상수형 모델(Pr$_{t}$=0.9)을 비교대상 모델로 선정하여 난류 Prandtl 수의 비등방성과 공간분포 및 분자 Prandtl 수의 영향을 고려한 본 연구모델과 P/D와 Peclet 수를 변화시키며 얻어진 Nusselt 수의 결과를 비교하였다. 비교결과 본 모델이 다른 모델에 비하여 봉다발 내 액체금속의 열전달 거동을 전반적으로 잘 예측하였다.

• Journal of the Computational Structural Engineering Institute of Korea
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• v.12 no.4
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• pp.573-581
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• 1999

액체 금속로(LMIR) 핵연료교환장치의 기본설계를 위해서는 여러 분야(예를 들면, 기구학, 동역 학, 재료역학 등)의 해석을 동시에 수행해야 한다. 그러나 이와 같은 해석들은 각각 별개로 연속적으로 수행되는 것이 아니라, 상호 유기적인 연관을 갖고 수행되어야 한다. 이와 같은 해석에 적합한 기법이 MDO 기법이다. 본 논문에서는 MDO기법에 의한 핵연료교환장치 구조해석의 한 단계로 핵연료교환장치의 기구 동역 학 해석을 수행하여 핵연료 교환장치 작동에 대한 기구운동학적 특성 및 동역학적 특성을 분석하였다. 분석결과 해석대상 핵연료교환장치는 예상한대로 원활하게 작동됨이 확인되었다. 아울러 이 분석 결과를 토대로 핵연료교환장치의 정적 휨 변형을 구하기 위한 재료역학해석에서 요구되는 정적구조를 결정하였다.

• Journal of the Computational Structural Engineering Institute of Korea
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• v.12 no.4
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• pp.583-589
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• 1999

본 논문에서는 MDO기법에 의한 핵연료교환장치의 구조해석 단계 중 핵연료교환장치의 휨 변형을 구하는 재료역학해석을 수행하였다. 이는 액체 금속로(LMR) 핵연료교환장치의 기본설계를 위하여 매우 중요하다. 해석대상 핵연료교환장치의 정적구조는 기 수행한 핵연료교환장치의 기구 동역 학 해석 결과를 활용하였다. 네 가지 핵연료교환동작에 대하여 핵연료 봉의 무게를 100㎏에서 500㎏까지 100㎏씩 증가시켜 휨 변형의 크기를 구하였다. 그 결과 회전 중심 축에서 가장 멀리 있는 핵연료 봉을 교환하는 핵연료교환동작에서 최대 휨 변형이 발생함이 밝혀졌다. 또한 이 최대 휨 변형이 발생하는 핵연료교환장치구조에 대하여 부재의 단면두께를 축소하면서, 또 단면형상을 여러 가지로 바꾸면서 휨 변형크기를 구하여 비교하였다. 비교결과 비교대상 단면형상 중에서 중공직사각형 단면이 최소 휨 변형이 발생하는 최적단면형상임이 밝혀졌다.