• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1997.05b
• /
• pp.92-97
• /
• 1997

경수로용 전산코드인 ERAPCON2를 CANDU 핵연료의 거동에 사용하기 위하여 소결체-피복관틈새 열전도 모형과 소결체내 중성자속 분포 모형을 개조하였다. 기존의 CANDU핵연료 전산코드와 비교한 결과 CANDU핵연료의 열적거동 분석에 있어 거의 동일한 결과를 얻었다. 이를 사용하여 DUPIC 핵연료의 열적 거동특성을 알아보았다. 고용성 핵분열생성물에 의해 감소된 DUPIC 핵연료의 열전도도에 의하여 핵연료 중심부 온도가 증가됨을 알 수 있었다. 선출력 500W/cm에서 중심온도가 230-320K 정도 증가하였다. 따라서, DUPIC핵연료 설계에서 중심온도 증가에 대한 세밀한 분석이 요구된다.

• Journal of the Korea Convergence Society
• /
• v.10 no.12
• /
• pp.287-292
• /
• 2019

This paper analyzes the thermal behaviors of genuine discs used in automobiles and discs coming out of tuning products through FEM analysis. Modeling with genuine disk modeling and tuning disks Model-1, Model-2, Model-3 and analyzing the disk rotation speed was set to 1000rpm. When the brake is operated, the thermal behavior of the disk surface, such as the operating temperature caused by the disk and pad contact, the friction surface temperature after the disk stop, and the thermal deformation, were analyzed. When the brake was activated (0-4.5 seconds), the tuning disk showed 34℃ higher than the original disk, and after the disk stopped (40.5 seconds), the tuning disk was analyzed 18℃ lowe, deformation due to the disk heat was deformed by 0.3mm for the tuning disk. Although there is an effect to reduce the fading phenomenon due to the thermal behavior of the pure disk and the tuning disk, it can be observed that there is no significant change in the thermal behavior due to the hole processing and the disk surface processing of the tuning disk.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1997.10a
• /
• pp.669-674
• /
• 1997

LAVA(Lower-plenum Arrested Vessel Attack) 실험은 중대사고시 고온의 노심 용융물이 냉각수가 존재하는 원자로 용기 하부 반구내로 재배치되는 경우 노심 용융물과 하부반구의 열적 거동 모사와 노심용융물과 하부 반구 사이의 구조 분석 및 고화 후의 용융물형상에 대한 관측을 통하여 노심용융물의 자연 냉각 현상을 규명하고자 하는 실험 연구이다. 원자로 용기 하부 반구를 1/8로 선형 축소한 반구형 반응 용기 내부로 $Al_2$O$_3$/Fe Thermite 용융물을 주입하여 용융물과 하부 반구 사이의 구조 및 하부 반구의 열적 거동을 분석하는 실험을 2회 수행하였다. 각각 20, 40kg의 $Al_2$O$_3$/Fe Thermite 용융물을 주입시 킨 LAVA_PRE, LAVA-1 실험 결과 용융물 주입에 따른 하부 반구의 파손은 발생하지 않았으며, 유사한 실험조건에서 수행된 일본 ALPHA실험에 비해서는 하부 반구의 최대 온도가 500 K 이상 높게 측정되었고 냉각율 또한 현저히 낮게 나타났다. 이는 $Al_2$O$_3$/Fe Thermit 용융물중 과열상태의 Fe성분이 하부 반구와 용접되었기 때문으로 판단되며 보다 정확한 하부 반구의 열적거동을 모사하기 위하여 반구 시편에 대한 재료, 조직 검사를 수행하고 있다. 추후의 실험에서는 하부 반구 내외부의 압력 부하에 따른 반응 양상 및 Fe 용융물(금속용융물) 성분을 제거하고 순수한 $Al_2$O$_3$용융물(산화용융물) 만을 주입하여 용융물 성분에 따른 하부 반구의 열적거동을 분선 할 예정이다.

• Journal of the Korean Society for Precision Engineering
• /
• v.12 no.9
• /
• pp.5-21
• /
• 1995

공작기계의 가공 정밀도에 영향을 주는 주요 요인은 정적특성(Static behavior), 동적특성(Dynamic behavior), 그리고 열적특성(Thermal behavior)에 있다는 것은 이미 언급한 바 있다. 열적영향으로 인한 정밀도를 안정시키는 완전한 해결책은 아직 발견되지 못하고 있다. 그 이유는 공작기계 자체뿐만 아니라 부품들이 복잡하고 공작기계의 내부, 기계와 주위환경사이에 복잡한 열적상호작용이 존재하고 있기 때문이다. 그럼에도 불구하고 공작기계에는 더욱 높은 생산능력과 가공정도에 대한 요구가 점점 커지고 있다. 과거 40년 간에 걸쳐 공작기계의 열적거동에 대한 연구가 활발히 진행되어 왔지만 일반적으로 적용하여 만족할 만한 열적 불안정의 해결책은 아직 나오지 않고 있으며 단지 여러가지의 기계구성요소, 즉 Spindle, Column이나 Bed와 같은 본체의 구조나 Table이나 Slide에 대해서 열적 최적화를 얻는 노력이 집중적으로 행해지고 있다. 공작기계 의 열변형에 대한 연구는 1950년대부터 시작되었으며, 선반이나 연삭기의 열변형 측정기술과 해당하는 설계변경 방법 그리고 냉각을 함으로서 열적 불안정을 극복시키는 방법이 주요 연구과제였으나 1960년대 후반에는 구성 요소의 온도분포와 열의 흐름에 관한 수학적 모델을 한들어 해석적 수법올 열적 거동의 연구가 행하여졌었다.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
• /
• v.13 no.2
• /
• pp.99-112
• /
• 2015

In this study, laboratory test equipment was designed and installed to evaluate the thermal behavior of bentonite, which is used as a buffer in high-level waste disposal systems. The thermal analysis was conducted to verify the test results using ABAQUS, a finite element analysis code. In view of the seasonal changes seen during the test, the thermal behavior of bentonite with a temperature of outside air was evaluated. Of the cases examined, the results of the analysis model using stainless steel (Case 3) approximates to the test results, showing an error of about 1℃. The results of the thermal analysis into seasonal temperature distributions are consistent with trends seen in lab-test results. These analyses show that the effects of the thermal conductivity of the material surrounding the buffer and outside air temperature, are very important factors in the thermal behavior of bentonite. In the future, it is expected that a moisture saturation test of a bentonite buffer containing a heat source will be carried out. Therefore, the development of a numerical analysis model is required for the prediction and verification of the laboratory test results.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
• /
• v.7 no.4
• /
• pp.207-212
• /
• 2009

In this study, a thermal behavior of $PrCl_3$ as one of the lanthanide chlorides in LiCl-KCl molten salts was investigated in an oxidizing condition. First, a thermo-gravimetric analysis (TGA) of $PrCl_3$ was carried out by an injection of $O_2$ gas. Based on the results, an oxidation of $PrCl_3$ in the molten salts was performed by sparging $O_2$ gas with changing temperatures. According to the TGA data of $PrCl_3$, a dissociation of $PrCl_3$ occurred rapidly by about $380^{\circ}C$ and a conversion of $PrCl_3$ to $PrCl_3$ was completed at about $600^{\circ}C$. The thermal behavior of $PrCl_3$ in LiCl-KCl molten salts by sparging $O_2$ gas was similar to that of $PrCl_3$ in the TGA test, and PrOCl as a insoluble compound in the molten salts was precipitated into the bottom of the molten salts. A conversion of $PrCl_3$ to PrOCl in the molten salts occurred actively at a higher temperature than $650^{\circ}C$. And it would be possible to estimate a conversion status of $PrCl_3$ to PrOCl by measuring a $Cl_2$ concentration in a flue gas generated from an oxidation test of $PrCl_3$ in LiCl-KCl molten salts.

• Proceedings of the Korean Fiber Society Conference
• /
• 1999.10a
• /
• pp.119-122
• /
• 1999

• Proceedings of the Materials Research Society of Korea Conference
• /
• 1993.11a
• /
• pp.93-93
• /
• 1993

• Proceedings of the Korean Fiber Society Conference
• /
• 1995.10a
• /
• pp.112-113
• /
• 1995

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1999.10a
• /
• pp.244.1-244
• /
• 1999