• Proceedings of the KSME Conference
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• 2003.11a
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• pp.296-301
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• 2003

A study on the engineering design and numerical thermo-hydraulic analysis for KSTAR TF coil structure cooling system has been conducted. The numerical analyses have been done to verify the engineering design of cooling using the commercial code, FLUENT and in-house code for calculating helium properties which varies with cooling tube's heat transfer. Through the engineering design process based on the steady heat balance concepts, the circular stainless steel tube with inner diameter of 4 mm for TF coil has been selected as cooling tube. From normal operation mode analysis results, total 28 cooling tubes were finally chosen. Also, three dimensional cool down analysis for TF coil with designed cooling tube was satisfied with next three design criteria. First is cooling work termination within a month, second is maximum temperature difference within 50 K in TF coil structure and third is exit helium pressure above 2 bar. Consequently, these cool down scenario results can afford to adopt as operating scenario data when KSTAR facilities operate.

• Journal of Energy Engineering
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• v.25 no.2
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• pp.45-51
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• 2016

The pool water management system, which is installed for purification of the coolant in the pools and the primary cooling system of a research reactor, removes the decay heat from the reactor core when the primary cooling system stops. It also removes the heat generated from the irradiated objects in the service pool and the spent fuels in the spent fuel storage pool to keep the temperature of the pools within a limited value. In this study, the heat exchanger of the pool water management system is designed by CFD method using a commercial code Flowmaster, and the temperature of the pools is estimated along the time to conclude the design and operation method of the pool water management system.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.19 no.1
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• pp.10-21
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• 1987

Uncertainty analysis of the FLB accident is performed for KNU-1 using the response surface methodology and Monte Carlo simulation. The FLB analyses using the RELAP4/Mod6 were performed a number of times to generate the data base for the uncertainty analysis, along with the EM calculation for comparison purpose. Two kinds of input sets are utilized for response surface method to investigate and compare the effects of the uncertainty of input variables on the RCS peak pressure following a FLB. The first set is composed of six major plant operational parameters and the second set is composed of five major modelling parameters. It is found through the analysis of results that the uncertainties of modelling parameters have more influence on the RCS peak pressure than the uncertainties of plant operational parameters and that the extra margin of 9% of peak pressure is gained. And one of the assumptions of EM calculation, which is usually accepted as conservative is found to be erroneous, that is, the initial core inlet temperature is found to act negatively on the RCS pressure following a FLB.

• Proceedings of the Korean Vacuum Society Conference
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• 2010.08a
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• pp.296-296
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• 2010

ICRF 시스템을 이용한 방전세정인 ICWC(Ion Cyclotron Wall Cleaning)는 ITER와 DEMO 같은 초전도 자석을 이용하는 토카막에서 토카막 shot 중간에 자장을 낮추지 않고 바로 방전 세정을 할 수 있는 방법이다. 토카막에서 방전세정은 탄소나 산소 화합물과 같은 불순물을 제거하여 방사에 의한 플라즈마 냉각을 막고 토카막 초기 start-up시 진공 챔버 벽면으로부터 의도하지 않은 연료주입을 제거하는 역할을 한다. 본 연구에서는 ICWC 방전 세정 최적화를 위해 플라즈마의 불순물 제거 특성을 수소 유량의 크기와 ICRF 펄스의 duty ratio를 바꿔가면서 관찰하였다. ICRF 전력은 44.2 MHz에서 20-50 kW 가 입사되었으며 자장은 3 T에서 고정되었다. 운전압력은 $10^{-4}$ mbar 정도이다. 헬륨의 유량을 400 sccm으로 고정한 후 수소의 유량을 40 sccm에서 160 sccm까지 증가시켜가면서 제거율을 관측하였다. 그 결과 수소 유량의 증가에 따라 제거율이 증가하는 불순물과 오히려 감소하는 불순물이 있음이 관측되었다. 제거율이 증가되는 불순물 group은 charge-to-mass ratio가 26, 28, 40, 44이고 감소하는 불순물 group은 18, 20, 32 이다. 펄스의 duty ratio를 1/9(on/off) 초에서 5/5(on/off) 초로 증가시킴에 따라 제거율이 증가하는 불순물과 감소하는 불순물이 또한 나타났는데 수소 유량 실험과 그 group에 차이가 없었다. 이러한 실험결과는 수소 유량의 증가나 펄스 길이의 증가에 따라 가스의 종류에 관계없이 모두 증가하거나 감소할 것이라는 예측과는 다른 결과로서 이것에 대한 명료한 해석이 필요하다. 왜냐하면 위와 같은 운전조건에서 효율적인 불순물 제거를 위해서는 불순물 제거 운전 방법이 불순물의 종류에 따라 모두 달라져야 하기 때문이다. 본 연구에서는 이러한 특성을 불순물의 dissociation 에너지 관점에서 해석을 시도하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05a
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• pp.525-530
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• 1995

최적 열수력 전산 코드인 CATHARE2 Vl.3u 코드를 이용하여 영광 3/4호기 midloop 운전중 잔열제거(RHR) 기능 상실사고를 해석하였다. 본 연구의 주된 목적은 사고시 계통에서 발생하는 열수력 현상의 이해 향상 및 증기발생기 열제거 능력 평가에 있다. 사고 복구 절차 관점에서 노심 비등, 노출 시점 및 계통압력 등이 중요한 인자이다. 본 계산 수행시 사용한 가정은 다음과 같다. 가) 초기 계통 수위는 고온관 중간에 위치하며 그 윗 부분은 질소 가스로 차 있다. 나) 3/4 인치 크기의 방출 밸브가 원자로 용기 상부 및 가압기 상부에 각각 설치되어 있으며, RHR 흡입구에 수위지시계가 설치되어 있다. 다) 증기발생기의 이차측은 U-튜브가 잠기도록 물로 차있다. 라) 두 증기발생기의 대기 방출 밸브(ADV)는 항상 열려 있어 사고시 이차측 압력을 대기압으로 유지하기에 충분하다. 사고는 원자로 정지 2일 후 발생하였다고 가정한다. 이와 같은 조건하에서 사고시 주된 계통 열제거 수단은 증기발생기 U-튜브내의 응축 작용이며 이는 전체 열제거량의 94%로 나타났다. 노심 비등 시점온 사고후∼300초 이후이며, 계통압력은 10,800초 이후에 최고 압력인 0.25MPa에 도달한 후 그 값을 계속 유지하고 있다. RHR 배관에 연결된 수위지 시계를 통해 10,200초 이후부터 냉각수가 방출되었다. 2개의 방출밸브 및 수위지시계를 통하여 방출된 유량에 근거하여 원자로 용기 냉각재 수위가 고온관 바닦까지 낮아지는 시점을 계산하면 사고 약 6.4 시간 이후가 된다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• v.22 no.2
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• pp.119-125
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• 1997

PHWR achieves high neutron economy by adopting heavy water as its moderator and coolant. On the other hand it permits much tritium generation, compared to LWR, due to the neutron capture reaction of deuterium in heavy water. Meanwhile in the reactor core, $^3He formed as the result of-decay of tritium, captures a thermal neutron and transforms to tritium again. The existing calculation models on tritium generation in PHWR neglect the contribution of $^3He$ in both moderator and coolant due to its relatively low solubility. However the neutron capture cross-section of $^3He$ is almost $1.6{\times}10^7$ times as large as that of deuterium. That means that the dissolved amount of 0.03 ppm of $^3He$ in heavy water is enough to generate the same amount of tritium as that generated by the deuterium of total heavy water in the system. This study dealt with the contribution of $^3He$ to tritium generation. As a sample case, the contribution of $^3He$ to the tritium generation in Wolsong #1 was evaluated and compared to the measured values. According to the result of this study, it is concluded that $^3He$ in coolant contributes very much to the tritium generation but that in moderator shows negligible effects due to the low solubility and $^4He$ cover gas. At the beginning of the plant operation, the contribution of $^3He$ is slightly greater than the measured value but agrees well with the measured as the operating time increases.

• Journal of Advanced Marine Engineering and Technology
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• v.33 no.8
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• pp.1116-1122
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• 2009

As a result of this study, we reached the following conclusions. With appropriate setting of oil pressure and flow rate, it operated same rotation speed with existing cooler by electrical transmission. In initial operation, a temperature of a cold storage is lower rapidly. As an internal temperature of a cold storage is lower, a decreasing rate of temperature is lower. As a result of comparing the both type, the cooler of oil pressure type showed the following results. The decreasing rate of temperature was more faster and shorter operating time was more shorter than existing cooler of electric type. The actual case of a cold storage, the cooler of oil pressure type can prevent quality deterioration and decrease power consumption. As an internal temperature of a cold storage is lower, power consumption increased rapidly, the oil pressure type showed lower power consumption. COP of two of these types decreased continuously as the internal temperature of a cold storage being reach setting temperature, and that of oil pressure type showed higher amount about 25%. As a setting temperature is lower, the number of refrigerator's operating times are less and operating time is longer, so power consumption is increased in the maintenance of a cold storage's internal temperature, power consumption of hydraulic type showed lower amount about 21~25% in two of these types.

• Proceedings of the Korean Society of Propulsion Engineers Conference
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• 1998.04a
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• pp.10-10
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• 1998

본 연구에서는 제트 추진 기관의 터빈 익렬에서의 유동과 대기 중에 부유되어 있는 입자 또는 연소 생성물들이 제트엔진 내부로 유입될 경우 이에 따른 압축기 및 터빈 날개의 마모 및 충돌 부위를 예측하기 위하여 수치해석을 수행하였다. 일반적으로 각종 항공기의 추진 기관용 가스 터빈 엔진은 대기중에 부유되어 있는 각종 입자들의 영향을 받게 된다. 특히, 확산 지역을 통과하는 항공기나 먼지 입자 부유물이 많은 공업지대 또는 사막지역을 비행하는 항공기의 경우는 모래 알갱이, 먼지 및 연소 입자의 직접적인 영향을 받아 각 요소들에 심각한 부식 및 마모가 발생됨으로써 성능 저하 및 냉각 통로의 막힘, 압축기와 터빈 날개의 손상 등이 예측되어진다. 특히 항공기용 추진 기관은 엔진 입구에 유입 공기를 정화하기 위한 여과장치의 설치가 불가능하며, 자동차용 가스터빈 엔진의 경우는 여과 장치를 부착하여도 미세한 입자들이 여과 장치에 여과되지 않고 엔진 내부로 침투하게 되므로 치명적인 손상이 예상된다. 이러한 손상들은 초기에는 미세하게 발생하지만, 손상 정도가 점점 누적됨에 따라서 항공기의 안전 운전에 심각한 위험 요소로서 작용할 수 있으며, 경제적으로도 기관의 유지 보수비용의 증가를 가져올 수 있다. 따라서 압축기에 화산재 또는 대기중에 부유되어 있는 금속 입자나 먼지입자 등이 유입되었을 경우, 압축기 날개의 손상 부위와 정도를 예측하는 것이 필요하다. 따라서 본 연구에서는 Lagangian방법을 적용하여 압축기 날개위의 부유 입자 충돌 부위를 예측하고, 설계 시 이를 보완할 수 있는 기준을 제시하였다. 아울러 설계 입구각과 크게 벗어난 유동의 유입시에 발생되는 박리 현상과 이에 따른 입자의 유동 및 날개의 입자 접착 부위를 예측하였다. 본 연구에서는 여러 크기의 입자(다양한 Stokes 수)들을 주어진 속도에서 유선을 따라 압축기 입구에서 압축기 유로로 여러 위치에서 부유 시켜서 그 입자들의 궤적 및 충돌, 점착 위지를 고찰하고, 정량적인 충돌량을 해석하기 위하여 입자 충돌 계수를 정의하여 압축기 날개 표면의 충돌특성을 알아보았다. 이러한 예측을 통하여 압축기 날개 표면의 충돌 부위를 예측하고, 날개의 표면을 코팅하는 등 보호 개선책을 제시할 수 있고, 연소의 반응물 입자가 터빈 날개에 충돌하여 발생되는 날개 표면의 파손, 냉각 홀의 막임, 연소 입자의 점착 부위 등을 예측하여 보완책을 준비할 수 있도록 하였다.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers B
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• v.40 no.3
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• pp.165-172
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• 2016

An experimental study of the thermal-hydraulic characteristics of passive safety systems (PSSs) was conducted using a system-integrated modular advanced reactor-integral test loop (SMART-ITL). The present passive safety injection system for the SMART-ITL consists of one train with the core makeup tank (CMT), the safety injection tank, and the automatic depressurization system. The objective of this study is to investigate the injection effect of the PSS on the small-break loss-of-coolant accident (SBLOCA) scenario for a 0.4 inch line break in the safety-injection system (SIS). The steady-state condition was maintained for 746 seconds before the break. When the major parameters of the target value and test results were compared, most of the thermal-hydraulic parameters agreed closely with each other. The water level of the reactor pressure vessel (RPV) was maintained higher than that of the fuel assembly plate during the transient, for the present CMT and safety injection tank (SIT) flow rate conditions. It can be seen that the capability of an emergency core cooling system is sufficient during the transient with SMART passive SISs.

• Journal of the Korean Institute of Gas
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• v.17 no.4
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• pp.1-8
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• 2013

The aim of this study is to assess thermal hazards of polystyrene polymerization process by bulk polymerization with accelerating rate calorimeter(ARC) and Multimax reactor system(MM). From this study, we found out that the polymerization process should be operated at reaction temperature of $120^{\circ}C{\sim}130^{\circ}C$. At reaction temperature over $130^{\circ}C$, there was a runaway reaction hazard due to the temperature control failure following a viscosity increase of reaction products. With a cooling failure of a reactor in the early stage of process operation at the reaction temperature ($120^{\circ}C{\sim}130^{\circ}C$), there was a high thermal hazard of burst of a reactor's rupture disk or explosion of a reactor caused by the rapid rise of temperature and pressure to $340^{\circ}C$, 5.3 bar respectively within 30 - 50 minutes.