• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2002년도 추계학술발표회요약집
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• pp.209.1-209
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• 2002

• 유체기계공업학회:학술대회논문집
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• 유체기계공업학회 2004년도 유체기계 연구개발 발표회 논문집
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• pp.546-551
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• 2004

An applying Thermodynamic method for the purpose of measuring hydraulic efficiency of pump-motor system, based on IEC60041 code, is not easy to adopt at field test. Even though there were splendid development in measuring technic in discharge measuring through the hydraulic machina lots of unsolved problems concerned in flow-rate are still remain in measuring hydraulic efficiency in hydraulic machine. The key point in measuring hydraulic efficiency is to measure exact flow-rate. So, Thermodynamic methode provides a good solution. This methode measures hydraulic efficiency by detecting the difference of temperature and pressure between the hydraulic process of machine, without measuring flow-rate of pump or turbine. By measuring temperature in mk level and absolute pressure in pascal, we can get a difference of thermodynamic specific energy in Moliere chart before and after of hydraulic process, md that difference is equal to hydraulic loses. Following the standard in proceeding Thermodynamic methode, I hope these trial and records make others be familiar to the thermal methode and make it easer to beginner for trial.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.391-396
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• 1996

내부부수로, 벽면부수로, 모서리부수로를 포함하는 가압경수로형 원자로의 핵연료집합체를 모의하는 3$\times$3 봉다발을 모델로 수치해석을 통해 봉다발 주변의 유동특성을 알아보고 각 봉에서의 원주방향 위치에 따른 국소열전달 특성에 관해 고찰하였다. 봉다발에서 열전달계수의 분포는 벽면영향으로 인한 각 부수로에서의 유속분포와 밀접한 관계가 있으며 내부부수로에 인접한 봉에서 가장 높았고, 그 다음이 벽면부수로, 모서리부수로에 인접한 봉에서는 가장 작게 나타났다. 현재 핵연료의 열수력 설계시에 적용하고 있는 부수고 내의 모든 열수력학적 변수가 일정하다고 가정하는 부수로 해석방법은 봉다발내의 실제 열전달 현상과는 상당한 차이가 있음을 보여주었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제23권1호
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• pp.56-65
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• 1991

RELAP5/MOD2 Cycle 36.04코드를 이용하여 LOFT대형냉각재 상실사고 모사실험 L2-3를 계산함으로써 코드의 대형냉각재상실사고에 관련된 열수력현상 예측능력을 평가하였다. 기본계산에서 원자로 압력용기는 이중노심유로와 분리강수관 모델로 모사되었다. 기본계산의 결과 계통의 전반적인 수력학적 거동과 감압기간동안 노심 고출력 부위에서의 열적 거동은 비교적 타당하게 예측되었다. 한편 과냉각-이상유동의 천이 기간동안 임계유량모델, 고질량유속에서의 임계열유속 상관식, 감압기간중의 재접수(Blowdown Rewet)의 판정기준등 코드의 모델/상관식의 부분적 결함이 발견되었다. 이 결함들에 의해 냉각재 재고량이 과대 평가되어 재환수기간의 노심의 열적거동 예측의 정확도가 감소되었다. RELAP5/MOD2 Cycle 36.04로 부터 개선된 코드를 사용한 계산 결과 재접수 현상의 예측 정확도를 개선할 수 있었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제25권2호
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• pp.343-352
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• 1993

다목적연구로(KMRR)는 일반 발전용 원자로와는 매우 다른 특성을 가지고 있으며, 설계 개념 또한 특이하다. 위와 같은 특이한 설계 특성을 파악하기 위하여 열수력 실험을 수행하였으며 시운전 시험도 설계 개념의 입증에 중점을 두고 수행될 예정이다. 실증실험은 크게 설계 자료 생산을 위한 실험, 기기 설계 검증 시험, 시운전 성능 시험으로 나눌 수 있다. 설계 자료 생산을 위한 실험으로 핵연료의 열수력학적 특성을 규명하는 실험, 우회 유동에 의한 노심 출구 냉각수 상승 억제를 입증 또는 해석하기 위한 자료 생산용 실험 등이 이루어졌다. 기기 설계 검증 시험으로는 Pump 특성 시험, Flap valve 특성 시험 등을 들 수 있다. 또한, 시운전 성능 시험으로는 설계 개념을 입증하기 위한 여러 시험들이 행해질 예정이다. 이러한 실험들을 통하여 설계에 필요한 많은 자료들이 생산되었고, 시운전 시험을 통하여 설계를 검증하고 실제 운전에 필요한 많은 자료를 얻을 수 있으리라 기대된다. 본 기고를 통하여 이러한 실험의 중요성 및 내용에 대해 간략하게 기술하고자 한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제28권2호
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• pp.162-174
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• 1996

서로 다른 지지격자들이 인접한 6$\times$6 핵연료 봉다발부수로내에서 국부 수력특성인자들을 레이저 유속 측정 장치인 LDV(Laser Doppler Velocimeter)를 이용하여 측정하였다. 6$\times$6 봉다발은 서로 다른 지지격자를 가진 3$\times$6 봉다발이 서로 인접하여 이룬 형상이다. 본 연구에서는 다른 형상과 다른 수력저항을 갖는 지지격자간들의 열수력적 상호작용을 규명하는데 그 목적이 있다. LDV를 이용하여 축방향 및 횡방향 속도, 난류강도 등의 측정 인자들을 측정하였다. 또한 압력강하를 측정하여 지지격자의 손실계수와 봉다발의 마찰계수를 구하였다. 수력실험결과에 근거하여 지지격자에 기인된 열혼합현상에 관한 것을 연구하였다. DNB의 정성적인 기준이라고 할 수 있는 swirl인자를 정의하고 횡방향속도 실험인자로부터 구하였다.

• 에너지공학
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• 제26권3호
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• pp.90-96
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• 2017

지역난방 열수송관을 통해 중온수를 공급할 때 고압의 중온수로부터 열사용자 설비(지역난방 열교환기)를 보호하고 온도조절을 원활히 하고 유체의 원거리 공급을 위해 차압유량조절밸브를 통해 압력을 조절하거나 압력을 감소시키고 있다. 하지만, 고압 유체 사용에 따라 압력조절밸브에서 캐비테이션이 발생하여 잦은 고장 및 오작동을 유발하여 많은 문제가 발생하고 있으며, 사업자 및 사용자 모두에게 에너지 손실 및 민원 유발 등의 원인이 되고 있다. 이러한 문제를 해결하기 위해 연구 중인 1차측 차압유량조절밸브를 수력터빈으로 대체하여 차압에너지를 전기에너지로 변환하고, 전기를 2차측 펌프의 동력으로 활용하는 에너지 절감기술을 소개하고자 한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제18권1호
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• pp.9-16
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• 1986

1984년 11월 14일 원자력 1호기에서 발생된 주급수 상실사고에 대한 계통의 열수력학적인 거동을 모의·해석하고, 발전소 실측자료와의 비교를 통하여 사용된 전산코드의 신뢰도를 평가하였다. 모의된 열수력학적 변수들은 발전소 실측자료와 비교적 잘 일치하였으나 원자로 트립시에 증기발생기 증기유량과 주 냉각재 계통 평균온도에 있어서 약간의 차이를 보였다. 이는 원자로 트립시 깎은 시간에 급격한 노심 출력의 감소로 인하여 열·수력학적 변수들에 큰 변화를 야기하여 발전소 실측자료가 과도상태에서의 불학실성을 내포하기 때문으로 예측되었다. 해석에 사용된 전산코드는 RELAP5/MOD1/CY018로부터 불합리한 oscillation을 일으키는 interphase drag 및 wall heat transfer model의 수정을 통하여 개발된 RELAP5/MOD1/NSC이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제24권3호
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• pp.274-284
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• 1992

가압경수로 최적 열수력 분석용 전산코드인 CATHRE의 모델 평가를 위하여 가압경수로의 가상 냉각재 상실사고시 원자로 용기내의 유동현상을 모의한 1/15축소의 CREARE 실험을 모의 계산하였다. 이 실험에서 주요변수들은 비상노심 탱각재 주입량과 아냉정도 그리고 계통압력 및 노심에서 발생되는 증기유량이지만. 본 연구에서는 우선 Downcomer에서 역방향유동의 정성적 분석에 촛점을 맞추었다. 모의 계산 결과와 실험 결과를 비교할 때 정량적인 값 뿐 아니라 변화의 경향에서도 차이가 나타난 것은 주로 적절하지 못한 일부의 수치해석 모델과 상간의 계면마찰 때문으로 판단된다. 따라서 매개변수적 민감도 분석을 통하여 CATHARE 전산코드의‘VOLUME’에 접한 접합점에서 운동량 보존방정식의 상세연구 혹은 다차원 분석을 통해서 이 경우의 물리적 현상을 보다 현실적으로 나타낼 수 있다는 결론을 얻었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.396-402
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• 1995

영광 3,4호기의 부분충수 운전중 정지냉각계통이 상실되고 가압기 Manway가 개방된 사고에 대하여 RELAP5/MOD3.1.2의 열수력 코드를 이용하여 모의하였다. 계산결과 계통의 압력은 최고 1.74bar 까지 도달하였으며, 사고 발생 후 약 1시간 이후부터 계통은 노심이 노출될 때까지 유사 정상상태를 유지한다. 이때 가압기 Manway를 통해 방출되는 증기량은 약 4 kg/s로 붕괴열의 약 80%를 담당하고 증기발생기 2차측에 의해 나머지 20% 가량 제거된다. 또한 비응축성 가스는 계통에 남아 있는 한 계통의 압력 상승율을 증가시키며, RELAP5/MOD3.1.2 계산결과는 일차계통 전체 냉각재의 약 26 %의 질량오차를 나타냈다.