• 대한설비공학회:학술대회논문집
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• 대한설비공학회 2006년도 하계학술발표대회 논문집
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• pp.645-650
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• 2006

The heat transfer performance and energy transport ability are relatively high due to higher specific heat. Therefore, it can be used in fields such as heating, ventilating, air-conditioning, refrigeration and heat exchangers. In this study, liquid-cooling heat exchangers were designed and tested by varying geometry and operating conditions. In addition, liquid-cooling heat exchangers were tested to provide performance data for MPCM slurry. The liquid-cooling heat exchangers had twelve rectangular channels with flow paths of 1, 2, 4 and 12. Silicon rubber heaters were used to control the heat load to the heat exchanger. Heat input ranged from 293 to 800 W, and inlet temperatures of working fluid varied from 15S to $27^{\circ}C$. The standard deviation of surface temperature was strongly affected by the coolant of MPCM Slurry, All MPCM-cooling heat exchangers showed higher cooling performance than the water-cooling heat exchanger except one path channel heat exchanger.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제45권4호
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• pp.439-458
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• 2013

REX-10 is a fully-passive small modular reactor in which the coolant flow is driven by natural circulation, the RCS is pressurized by a steam-gas pressurizer, and the decay heat is removed by the PRHRS. To confirm design decisions and analyze the transient responses of an integral PWR such as REX-10, a thermal-hydraulic system code named TAPINS (Thermal-hydraulic Analysis Program for INtegral reactor System) is developed in this study. Based on a one-dimensional four-equation drift-flux model, TAPINS incorporates mathematical models for the core, the helical-coil steam generator, and the steam-gas pressurizer. The system of difference equations derived from the semi-implicit finite-difference scheme is numerically solved by the Newton Block Gauss Seidel (NBGS) method. TAPINS is characterized by applicability to transients with non-equilibrium effects, better prediction of the transient behavior of a pressurizer containing non-condensable gas, and code assessment by using the experimental data from the autonomous integral effect tests in the RTF (REX-10 Test Facility). Details on the hydrodynamic models as well as a part of validation results that reveal the features of TAPINS are presented in this paper.

• 수산해양교육연구
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• 제6권1호
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• pp.58-76
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• 1994

Heat transfer and pressure drop measurements are made on low integral-fin tubes in turbulent water flow condition. The integral-fin tubes investigated in this paper are nominally 19mm in diameter. Eight tubes have been used with trapezoidally shaped integral-fins having fin density from 748 to 1654 fpm and 10, 30 grooves. Plain tube having same diameter as finned tube is also tested for comparison. Experiments are carried out using R-11 as working fluid. The refrigerant condensates at a saturation state of $30^{\circ}C$ on the outside tube surface cooled by coolant. The amount of noncondensable gases present in the test loop is reduced to a negligible value by repeated purging. For a given heat input to the boiler and given cooling water flow rate, all test data are taken on steady state. The heat transfer loop is used for testing single long tubes and cooling water is pumped from a storage tank through filters and flowmeters to the horizontal test section where it is heated by steam condensing on the outside of the tube. The pressure drop across the test section is measured by means of pressure gauge and manometer. Each tube tested is cleaned with sodium dichromate pickling solution and well rinsed with water prior to installation in the test section. The results obtained in this study is as follows : 1. Based on inside diameter and nominal inside area, heat transfer of finned tube is enhanced up to 4 times as that of a plain tube at constant Reynolds number and up to 2 times at constant pumping power. 2. Friction factors are up to 1.6~2.1 times those of plain tube. 3. At a given Reynolds number, Nusselt number decrease with increasing pitch to diameter. 4. The constant pumping power ratio for low integral-fin tubes increase directly with the effective area to the nominal area ratio, and with the effective area diameter ratio.

• 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.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제47권6호
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• pp.700-711
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• 2015

Sodium-cooled fast breeder reactors use liquid sodium as a moderator and coolant to transfer heat from the reactor core. The main hazard associated with sodium is its rapid reaction with water. Sodium-water reaction (SWR) takes place when water or vapor leak into the sodium side through a crack on a heat-transfer tube in a steam generator. If the SWR continues for some time, the SWR will damage the surface of the defective area, causing it to enlarge. This self-enlargement of the crack is called "self-wastage phenomena." A stepwise numerical evaluation model of the self-wastage phenomena was devised using a computational code of multicomponent multiphase flow involving a sodium-water chemical reaction: sodiumwater reaction analysis physics of interdisciplinary multiphase flow (SERAPHIM). The temperature of gas mixture and the concentration of NaOH at the surface of the tube wall are obtained by a numerical calculation using SERAPHIM. Averaged thermophysical properties are used to assess the local wastage depth at the tube surface. By reflecting the wastage depth to the computational grid, the self-wastage phenomena are evaluated. A two-dimensional benchmark analysis of an SWAT (Sodium-Water reAction Test rig) experiment is carried out to evaluate the feasibility of the numerical model. Numerical results show that the geometry and scale of enlarged cracks show good agreement with the experimental result. Enlarged cracks appear to taper inward to a significantly smaller opening on the inside of the tube wall. The enlarged outer diameter of the crack is 4.72 mm, which shows good agreement with the experimental data (4.96 mm).

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제20권4호
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• pp.253-264
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• 1988

본 논문에서는 불란서에서 건설한 900 MWe급 가압경수형 원자로의 중성자 잡음해석 결과를 제시하였다. 중성자 잡음해석이란 노심내의 반응도 변화 및 노심의 수평운동으로 인한 노외검출기 신호의 변화를 해석하는 기법을 의미한다 이러한 방법은 Deterministic Dynamic Testing 기법중에서도 발전소의 정상운전 조건을 유지시키며 기존의 발전소 계측설비를 이용할 수 있다는 장점을 지니고 있다. 본 논문에 사용된 잡음신호는 울진 1호기 원자로의 시운전 시험기간에 구하였으며 이를 통계적 기술함수인 에너지 밀도함수(PSD), 검출기간의 상관함수 (CF)및 위상차(Phase Difference)로 나타내었다. 실험결과, 원자로 용기내의 냉각수 흐름 및 압력맥동 등에 의해 유도되는 Core Support Barrel(CSB)의 진동 주파수가 8Hz 근처임을 규명하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제15권4호
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• pp.236-247
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• 1983

한국원자력 1호기(KNU-1)의 설계 및 운전자료를 이용하여 가압경수로 운전변수들의 변화에 대한 DNBR의 민감도를 분석하였다. 본 민감도 분석에는 원자로 출력, 압력, 냉각수 주입유량, 냉각수 주입온도, 반경방향 및 축방향 출력분포 그리고 축방향 출력편차 등의 운전변수가 고려되었다. 민감도 분석을 위하여는 노심의 열수력 해석용 전산코드인 COBRA-IV-K를 사용하였는데 본 코드는 COBRA-IV-i의 수정판으로써 한국에너지연구소에서 일부 프로그램을 수정하였고 또한 신뢰도도 확인하였다. 민감도 분석을 수행하기 전에 KNU-1 원자로심의 설계 및 운전조건을 근거로 하여 기초 계산을 수행하고 이 결과를 본 민감도 분석의 기본자료로 삼았다. 민감도 분석결과 원자로의 DNBR 열설계에 있어서 가장 민감한 운전변수는 냉각수 주입온도이고 가장 둔감한 변수는 축방향 출력분포라는 것이 밝혀졌다.

• 대한기계학회논문집B
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• 제37권8호
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• pp.781-788
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• 2013

엔진 설계시 실린더 주요 부품의 온도 분포 계산은 엔진 전체 구조안정성 평가시 열응력에 의한 변형을 고려하기 위해 필수적으로 수행된다. 최근 박용 및 발전용 중속엔진은 압축비 및 출력이 증대 되어 설계되고 있는 추세여서 증가된 연소실 열부하에 의한 영향을 고려하기 위해 열전달 해석의 높은 정확도가 요구되고 있다. 본 연구에서는 엔진 설계시 실린더 주요 부품의 온도 분포를 계산하고 계산된 온도 수준이 설계기준에 만족하는지를 정확히 평가 하기 위한 열전달 해석 프로세스를 정립하였다. 각 주요 열부하 영역의 경계조건 설정 과정을 1 차원 엔진 성능해석 및 3 차원 열유동 해석을 통하여 산출하여 적용하였으며 해석 결과는 해당엔진 모델의 프로토 타입엔진 주요 부품 온도를 계측하여 검증하였다.

• 수산해양교육연구
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• 제5권1호
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• pp.31-44
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• 1993

Through the early 1900's, the evolution of the surface condenser was closely tied to the development of steam engine and the turbine. As the chemical and petroleum industries evolved in the 1900's, the use of surface condensers in many different processes. Today, industry uses condensers in many shapes and sizes. The actual condensation process occurs on the outside surface of tubes. The nature of this surface geometry affects the condenser's heat transfer performance. The first condensers were built with plain tubes. As tube manufacturing techniques advanced, manufacturers started making tubes with integral fins. In the 1940's, fin densities were limited to about 600 to 700 fins per meter(fpm) because of manufacturing procedure. Today new manufacturing techniques allow production of tubes with fin densities ranging from 750 to 1600 fpm. The integral-fin tubes investigated in this paper are nominally 19 mm diameter. Eight tubes have been used with trapezodially shaped integral-fins having fin density from 748 to 1654 fpm and 10, 30 grooves. For comparison, tests are made using a plain tube having the same inside diameter and an outside diameter equal to that at the root of the fins for the finned tubes. Betty and Katz's theoretical modelis is used to predict the R-11 condensation coefficient on horizontal integral-fin tubes having 748, 1024 and 1299 fpm. Experiments are carried out using R-11 as working fluid. The refrigerant condensates at a saturation state of $30^{\circ}C$ on the outside tube surface cooled by coolant. The amount of noncondensable gases present in the test loop is reduced to a negligible value by repeated purging. For a given heat input to the boiler and given cooling water flow rate, all test data are taken at steady state. The observed heat transfer enhancement for the finned and grooved tubes significantly exceeded that to be expected on grounds of increased area. For the eight fin tubes and one plain tube tested, the best performance has been obtained with a tube having a fin density of 1299 fpm, and a fin bight of 1.2mm and 30 grooves.

• 한국산학기술학회논문지
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• 제17권5호
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• pp.346-353
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• 2016

일부 연구용 원자로의 설계조건상 사이펀 현상은 배관 파단 사고 시 수조수의 지속적인 방출을 유발할 수 있다. 사이펀 차단기는 이러한 현상을 효과적으로 제한하기 위한 안전장치로, 유체역학적인 특성상 사이펀 차단 현상 해석을 위해 고려해야 할 변수가 많고 계산이 복잡하다. 이에 사이펀 차단 현상을 쉽게 분석할 수 있는 프로그램을 개발하게 되었다. 윈도우8 운영체제에서 비쥬얼 스튜디오 2012를 이용하여 MFC프로그래밍으로 개발되었으며, 사용자가 쉽게 사용할 수 있도록 GUI형식으로 개발되었다. 개발된 프로그램은 사용자가 입력한 값으로부터 유체역학적 관계식을 통해 3단계의 연산과정을 거쳐 시뮬레이션을 진행한다. 베르누이 방정식으로부터 유속과 유량을 구하여 수위, 언더슈팅, 압력, 손실계수, 그리고 이상 유동과 관계된 값들을 연산한다. 프로그램에 적용된 이상유동 해석모델은 Chisholm 모델이며, 실제와 유사하게 시뮬레이션이 가능함을 확인하였다. 시뮬레이션 결과는 그래프를 통해 나타나기 때문에 사용자는 전체적인 차단 현상을 쉽게 파악하는 것이 가능하며, 시뮬레이션 데이터의 저장 또한 가능하다. 따라서 사용자는 사이펀 차단기 시뮬레이션 프로그램의 사용을 통해 사이펀 차단 현상을 쉽게 확인할 수 있으며, 사이펀 차단기의 실제 설계에도 이용할 수 있을 것으로 기대된다.