• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2007년도 춘계학술대회B
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• pp.2626-2631
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• 2007

Air-water two phase natural circulation flow in the T-HERMES (Thermo-Hydraulic Evaluation of Reactor cooling Mechanism by External Self-induced flow)-1D experiment has been evaluated to verify and evaluate the experimental results by using the RELAP5/MOD3 computer code. The RELAP5 results have shown that an increase in the coolant inlet area leads to an increase in the water circulation mass flow rate. However, the water outlet area does not effective on the water circulation mass flow rate. As the coolant outlet moves to a lower position, the water circulation mass flow rate decreases. The water level is not effective on the water circulation mass flow rate. As the height increases in the air injection part, the void fraction increases. However, the void fraction in the upper part of the air injector maintains a constant value. An increase in the air injection mass flow rate leads to an increase in the local void fraction, but it is not effective on the local pressure.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2004년도 춘계학술대회
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• pp.2141-2145
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• 2004

As part of study on thermal hydraulic behavior in the reactor cavity under external vessel cooling in the APR (Advanced Power Reactor) 1400, one dimensional two phase flow of steady state in the reactor cavity have been analyzed to investigate a coolant circulation mass flow rate in the annulus region between the reactor vessel and the insulation material using the RELAP5/MOD3 computer code. The RELAP5/MOD3 results have shown that a two phase natural circulation flow of 300 - 600 kg/s is generated in the annulus region between the reactor vessel and the insulation material when the external vessel cooling has been applied in the APR 1400. An increase in the heat flux of the inner vessel leads to an increase of the coolant mass flow rate. An increase in the coolant outlet area leads to an increase in the coolant circulation mass flow rate, but the coolant inlet area does not effective on the coolant circulation mass flow rate. The change of the lower coolant outlet to a lower position affects the coolant circulation mass flow rate, but the variation trend is not consistent.

• 대한기계학회논문집B
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• 제22권12호
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• pp.1763-1773
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• 1998

In the present experimental study, the flow behavior in a semi-closed two-phase natural circulation loop was examined. Water was used as the working fluid. Heat flux, heater-inlet subcooling, and flow restrictions at the heater-inlet and at the expansion-tank-line were taken as the controlling parameters Six circulation modes were identified by changing heat flux and inlet subcooling conditions ; single-phase continuous circulation, periodic circulation (A), two-phase continuous circulation, and periodic circulations (B), (C), and (D). Among these, the single-phase and two-phase continuous-circulation modes exhibit no significant oscillations and are considered to be stable. Periodic circulation (A) is characterized by the large amplitude two-phase f10w oscillations with the temporal single-phase circulation between them, while periodic circulation (B) featured by the flow oscillations with continuous boiling inside the heater section. Periodic circulation (C) appears to be the manometric oscillation with continuous boiling. Periodic circulation (D) has the longer period than periodic circulation (B) and a substantial amount of liquid flow back and forth through the expansion-tank-line periodically ; this mode is considered the pressure drop oscillation. Parametric study shows that the increases of the inlet- and expansion-tank-line- restrictions and the decrease of inlet subcooling broaden the range of the stable two-phase(continuous circulation) mode.

• 한국해안해양공학회:학술대회논문집
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• 한국해안해양공학회 1996년도 정기학술강연회 발표논문 초록집
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• pp.80-83
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• 1996

연안해역에서의 흐름은 조석에 의한 주기적인 해수면의 승강작용에 의한 조류, 바람에 의해 발생되는 수면 마찰력에 의한 풍성류(wind-driven flow), 밀도가 다른 하천수 등의 유입에 의한 밀도류 등에 의하여 발생한다. 대부분의 자연수괴에서의 실제 흐름은 이러한 흐름들이 단독으로 발생하는 것이 아니라 동시에 발생하는 복합류(combined flow)이다 따라서, 연안해역에서의 오염물질의 이동ㆍ확산은 이러한 복합류에 의하여 발생하므로 복합류의 구조에 대한 정확한 이해, 평가 및 예측은 연안수의 순환 및 오염물질의 확산에 관한 자연현상을 정확히 이해하는데 있어서 반드시 필요하다. (중략)

• 대한기계학회논문집
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• 제11권1호
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• pp.105-109
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• 1987

본 연구는 열교환기의 설치 및 사용목적에 따라 전열관내유동이 경사류가 될 때 특히 자연순환(2*$10^{6}$＜Gr＜15*$10^{6}$)의 경우와 강제순환(3,000＜Re＜ 40,000)의 경우에 대해서 열전달특성과 유동마찰에 의한 손질을 규명하는데 있다. 사용되는 관은 평골관과 ribbed관이며 관경사각을 수평면에 대하여 0˚,22.5˚,45˚, 90˚로 변화시켰다.

• 대한기계학회논문집 C: 기술과 교육
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• 제3권4호
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• pp.257-264
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• 2015

원자력 발전이 중요한 에너지 공급역할을 담당하기 위해서는 안전성을 확보하고, 사용 후 핵연료 문제를 해결하여야 한다. 이와 같은 문제를 해결하기 위한 방안으로 소듐이나 납비스무스 공융합금 등과 같은 액체금속을 냉각재로 이용하는 방안이 연구되고 있다. 본 논문에서는 액체금속 유동모사 실증 설비 개발을 위한 설계변수 검토, 설계 해석, 구조재의 선정 및 설비 개발 결과를 서술하였다. 설비의 개발은 열수력 해석코드의 해석을 통해 수행되었고 충분한 자연순환 유량을 갖는 설비제작 기술을 확보하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.304-309
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• 1996

차세대원자로(KNGR) 안전주입계통은 원자로용기 하향유로(RVDC)로 직접주입(DVI)되도록 설계되며 이는 4-트레인 안전주입계통의 설계에 있어 고유한 기본구조이다. DIV 채택으로 인해 가압열충격(PTS)과 관련된 인허가 상의 관심사론 조사하고 DVI 주입구 위치에 대한 RVDC에서의 유체거동과 온도분포를 상용전산코드인 FLOW3D를 이용하여 분석하였다. PTS관점에서 가장 최악의 경우인 외부 전원상실을 동반한 영출력 주증기관 파단사고를 해석대상으로 하였으며 사고후 570 ~ 600초 사이의 과도상태를 분석하였다. 본 연구의 결과로 주증기관 파단으로 야기되는 자연순환에 의한 열혼합은 충분히 이루어져 RVDC에서의 온도가 R $T_{PTS}$ 이상임을 확인했고 손상루프측 위의 DVI 주입구의 유동중 일부가 손상루프측 저온관 유동과 상호작용하여 건전루프측 저온관아래로 흐르며 이 영향으로 건전루프측 저온관 아래에서의 온도가 국부적으로 감소함을 확인하였다.다.

• 지구물리와물리탐사
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• 제18권4호
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• pp.223-231
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• 2015

자연 전위(SP, self-potential)의 발생에는 여러 요인이 있으나 이 연구에서는 지하수의 유동에 의해 자연적으로 발생하는 유동 전위(streaming potential) 또는 전기역학적 전위(electrokinetic potential)에 대해 주로 논의한다. 유동 전위는 다공질 매질에서의 물의 흐름에 의해 인공적인 전류원 없이 전류가 발생하여 야기된 전위이다. 기존의 유동 전위를 이용한 지열 저류층 해석에서는 지표면 전위 분포 계산을 위해 일반적으로 시추공에서 주입되거나 생산되는 지하수로부터 발생하는 SP 이상만을 고려하였고, 온도 차이가 나는 지열 저류층에서의 지열수 순환에 따라 발생할 수 있는 SP에 대한 수치 모델링에는 한계가 있었다. 이에 따라 사면체 요소를 바탕으로 한 3차원 전기비저항 유한요소법에 기초하여 지열 저류층 내에서의 주입정, 생산정에 의한 SP 이상뿐만 아니라 지열 저류층에서의 지열수 순환에 따른 SP 이상까지 고려할 수 있는 알고리듬을 개발하였다. 본 논문에서는 개발한 알고리듬을 검증 한 후, 간단한 지열 저류층 모델에 지열수 주입과 양수의 효과에 의한 SP 이상대의 SP 반응을 분석하였다. 향후 개발한 알고리듬을 이용하여 지층의 물성을 고려한 지열수 유동 속도 등도 고려함으로써 보다 심도 있게 지열 저류층 SP 반응을 분석하고자 한다.

• 대한기계학회논문집B
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• 제31권5호
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• pp.482-490
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• 2007

When a molten corium is relocated in a lower head of a reactor vessel, the ERVC (External Reactor Vessel Cooling) system is actuated as coolant is supplied into a reactor cavity to remove a decay heat from the molten corium during a severe accident. To achieve this severe accident mitigation strategy, the two-phase natural circulation flow in the annular gap between the external reactor vessel and the insulation should be formed sufficiently by designing the coolant inlet/outlet area and gap size adequately on the insulation device. For this reason, one-dimensional natural circulation flow tests and the simple analysis were conducted to estimate the natural circulation flow under the ERVC condition of APR1400. The experimental facility is one-dimensional and scaled down as the half height and 1/238 channel area of the APR1400 reactor vessel. The calculated circulation flow rate was similar to experimental ones within about ${\pm}$15% error bounds and depended on the form loss due to the inlet/outlet area.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제26권1호
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• pp.19-31
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• 1994

기사용 핵연료 저장조에 대한 열수력 해석과 관련된 인자들이 열수력 해석에 미치는 영향에 대한 분석을 수행하였다. 기사용 핵연료에서 발생하는 붕괴열(decay heat)을 제거하기 위해 일어나는 자연 순환(natural circulation)현상을 모사하기 위해 단순화된 유동망(simplified flow network)해석 모델을 사용하였다. 기사용 핵연료 저장조의 각 셀에 저장되는 연료 집합체에서 발생하는 붕괴열을 제거하기 위해 흐르는 유량의 압력 손실량이 자연순환을 일으키는 밀도차이에 의해 생성되는 구동력(driving force)과 평형을 이루는 관계를 이용하여 지배 방정식을 유도하였다. 그러나 유량, 저항 계수, 붕괴열, 밀도 등의 변수들이 서로 종속 관계를 갖기 때문에 반복 계산을 통해 해를 얻게 된다. 본 해석을 적용한 영광 3, 4호기의 경우, 12채널을 고려하였고 사용되는 입력 (저항 계수, 붕괴열)을 보수적으로 결정하였다. 본 연구를 통해 영광 3, 4호기 기사용 핵연료 저장조의 열수력 특성을 구하였다. 또한 유동로를 따라 형성되는 유동 저항중에 기하학적 요인에 의한 압력 손실은, 기사용 핵연료 저장조의 경우 압력 용기내의 유동과 달리 천이 영역(transition region)이 존재하게 되므로 Reynolds수에 민감한 것을 알 수 있다. 간극 유동은 조밀화된 연료 집합체 (consolidated fuel assembly)가 아닌 경우 무시할 수 있었다.