• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 2003.10a
• /
• pp.82.2-82.2
• /
• 2003

• Proceedings of the Korean Institute of Surface Engineering Conference
• /
• 2013.05a
• /
• pp.164-164
• /
• 2013

전기수력학을 이용한 프린팅 기술은 마이크로 나노 크기의 프린팅에 효과적으로 응용되고 있으며, 전도성 입자의 인쇄를 통한 미세 전기 배선의 형성에도 사용되고 있다. 본 연구에서는 금속 고체 입자를 사용하지 않고, 금속 이온 기반의 용액을 제조하여 마이크로 크기의 패턴을 형성하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• v.26 no.3
• /
• pp.433-439
• /
• 1994

영광 3, 4호기는 ABB-CE 사의 System 80 원자로와 비교해서 원자로 내부 구조물의 수력학적 설계 목적과 방법 이 동일하고, 단지 원자로의 크기와 출력이 상대적으로 작아진 내부 구조물이 축소된 형태이다. 따라서 System 80 유동 모델 시험에서 측정된 실험 결과로부터 영광 3, 4호기 연료 집합체 수에 맞게 보간법을 사용하여 보수적으로 유량 분포를 구하고 영광 3, 4호기 유동 모델 시험에서 얻어진 유량 분포와 비교하여 원자로의 수력학적 특성을 검토하고 자각에 대해 열적 여유도를 구하여 이런 경우에 원자로 유동 모델 시험을 수행하지 않고 이전의 실험 결과를 설계에 사용할 수 있는 가에 대해 연구하였다.

• Proceedings of the KSME Conference
• /
• 2001.06d
• /
• pp.915-920
• /
• 2001

A spent fuel problem has prevented the nuclear power from claiming to be a completely clean energy source. The nuclear transmutation technology to incinerate the long lived radioactive nuclides and produce energy during the incineration process is believed to be one or the best solutions. HYPER(Hybrid Power Extraction Reactor) is the accelerator driven transmutation system which is being developed by KAERI(Korea Atomic Energy Research Institute). Some major feature of HYPER have been developed and employed. On-power fueling concepts are employed to keep system power constant with minimum variation of accelerator power. A hollow cylinder-type metal fuel is designed for the on-line refueling concept. Lead-bismuth(Pb-Bi) is adopted as a coolant and Spallation target material. HYPER is a subcritical reactor which needs an external neutron source. 1GeV proton beam is irradiated to Lead-bismuth(Pb-Bi) target inside HYPER, and spallation neutrons are produced. When proton beams are irradiated, much heat is also deposited in the Pb-Bi target and beam window which separates Pb-Bi and accelerator vacuum. Therfore, an effective cooling is needed for HYPER target. In this paper, we performed the thermal-hydraulic analysis of HYPER target using FLUENT code, and also calculated thermal and mechanical stress of the beam window using ANSYS code.

• Aerospace Engineering and Technology
• /
• v.11 no.1
• /
• pp.57-67
• /
• 2012

In this study, design of LCTS(Launch Complex Thermostatting System), which is one of ground support equipments for KSLV-I, is analyzed based on CDP(Critical Design Package) provided by Russia. The thermo-hydraulic design of air preparation compartment and hydraulic design of air heating & distribution compartment performed. Also numerical simulation of air heating & distribution compartment was conducted and compared with actual measurement data. Finally, insulation design of system was analyzed. Designing method of LCTS will be helpful in developing or modifying LCTS for new launch vehicle.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1995.10a
• /
• pp.48-54
• /
• 1995

피동 및 고유안전 개념을 중점적으로 적용하고 운전유연성을 극대화하는 설계특성을 갖는 신형 원자로 노심개념 설정연구를 수행하였다. 노심의 출력은 피동안전개념 등과 같은 신기술의 적용이 용이하도록 600MWe급의 중·소형으로 설정하였다. 신형원자로는 무붕산 저출력밀도 노심개념을 채택하여 원자로 계통의 단순화와 낮은 선출력밀도로 원자로의 안전여유도가 제고될 수 있는 것으로 판단된다. 또한 모든 운전영역에서 음의 감속재 반응도계수가 보장되고 사각형 격자에 비해서 더 큰 값을 나타내므로 원자로의 고유안전성과 향상된 운전성능을 보장할 수 있다. 육각형 집합체내의 핵연료봉 직경 및 봉간거리에 대해 열수력적 관점에서 최적화 계산을 수행한 결과, 참조 모형으로 선정한 핵연료 집합체는 와이어랩 지지격자를 사용할 경우 열수력적으로 최적 설계치에 가까운 것으로 분석되었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1998.05a
• /
• pp.520-525
• /
• 1998

난류혼합율에 대한 예측은 원자로의 노심 열수력 설계에 있어 매우 중요한 일이다. 봉다발 구조에서 난류혼합의 주요 원인으로 지목되고 있는 유동액동(flow pulsation) 현상에 대한 척도평가(scale analysis)틀 통해 봉다발 유동장을 흐르는 저 Prandtl 수 유채에 대판 난류혼합율 평가식을 유도하였다. 난류혼합에 기여하는 인자가 분자운동, 등방성 난류운동(유동맥동 효과률 배제한 난류운동), 그리고 유동맥동의 세 부분으로 구성되어 있다고 가정하고, 각각에 대한 길이 및 속도척도를 평가하여 난류혼합율을 유도하였다. 평가식에는 P/D, Re수 P${\gamma}$ 수 등의 인자가 고려되어 있어 다양한 기하학적, 수력학적 조건과 유체의 물리적 특성이 반영되어 있다. 유도원 난류혼합율 평가식을 실험 상관식과 비교하였으며, 비교 결과 만족스러운 것으로 나타났다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• v.24 no.3
• /
• pp.263-273
• /
• 1992

The study on the velocity distribution and the pressure drop characteristic of the nuclear fuel assembly is of importance for the thermal hydraulic design and safety analysis. The purpose of this experimental study is to investigate the hydraulic mixing behind the different kinds of spacer grids in the now or rod bundles. In this study, the detailed hydraulic characteristics in subchannels of 5$\times$5 PWR(Pressurized Water Reactor) rod bundles were measured using one-component He-Ne LDV(Laser Doppler Velocimeter). Measurements of the axial velocity, turbulent intensities and pressure drops were peformed Lateral velocity, turbulent intensities and Reynolds shear stress were also measured by adjust-ing LDV alignment. Friction factors in rod bundles and loss coefficients for spacer grids were evaluated from the measured pressure drops. Hydraulic mixing performance for different kinds of spacer grids could be investigated by estimating the turbulent cross-flow mixing rates between neighboring subchannels.

• Proceedings of the Korea Society for Energy Engineering kosee Conference
• /
• 2003.11a
• /
• pp.159-164
• /
• 2003

• NEWSLETTER 전기공업
• /
• no.97-12 s.181
• /
• pp.16-28
• /
• 1997