• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제12권1호
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• pp.85-92
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• 2016

The operating temperature of VHTR components is much higher than that of conventional PWR due to high core outlet temperature of VHTR. Material requirements and technical issues of VHTR reactor components which are mainly dominated by high temperature service condition were discussed. The codification effort for high temperature material and design methodology are explained. The design class for VHTR components are classified as class A or B according to the recent ASME high temperature reactor design code. A separation of thermal boundary and pressure boundary is used for VHTR components as an elevated design solution. Key design characteristics for reactor pressure vessel, control rod, reactor internals, graphite reflector, circulator and intermediate heat exchanger were analysed. Thermo-mechanical analysis of the process heat exchanger, which was manufactured for test, is presented as an analysis example.

• 융복합기술연구소 논문집
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• 제7권1호
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• pp.19-22
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• 2017

SI process is one of the most advanced thermochemical water splitting cycles enabling mass production of hydrogen without emitting carbon dioxide when coupled to nuclear heat energy. The highest temperature (close to $1000^{\circ}C$) required in SI process is well matched with the outlet temperature of a coolant circulating a high-temperature gas-cooled reactor at around $950^{\circ}C$. In Section 3, some heat exchangers are included to recover heats from process flows at high temperature. In this work, we designed a heat exchanger based on the $1Nm^3/hr$ $H_2$ production capacity using commercial tools for chemical process design.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.291-295
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• 1996

In CANDU reactor, each pressure tubes contain twelve fuel bundles and provide the inlet and outlet for the primary coolant. If a leak develops in the pressure tube, it is detected by Annulus Gas System which contains circulating dry $CO_2$ gas. Since the leaks caused by the flaws are resulted in pressure tube break, establishment of flaw assessment method is very significant in view of the fracture mechanics. In this paper, various criteria for assessing the flaws are presented to prevent the tube rupture and ensure the integrity of reactor operating.

• 한국산학기술학회논문지
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• 제19권12호
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• pp.924-930
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• 2018

본 연구의 목적은 수소연료전지 자동차의 난방부하 대응을 위한 스택 냉각수를 활용하여서, 전동식 히트펌프 시스템에 대한 난방성능 특성을 다양한 운전조건 변화에 대해서 고찰하는 것이다. 냉각수와 냉매(R-134a)와의 열교환을 위해서 판형열교환기를 적용하였고, 전동식 히트펌프 시스템에 적용되는 실내열교환기 입구의 공기온도와 압축기 회전수를 변화시키면서 난방 성능 특성을 분석하였다. 실내열교환기 입구 공기 온도 변화에 대해서 난방 성능은 거의 동일한 결과를 보이고 있는데, 이는 입출구 온도차와 공기 측 밀도의 변화가 균형을 이루었기 때문으로 판단된다. 반면, 히트펌프 시스템 효율(COP)의 경우, 난방 성능은 온도변화에 따라 동일하였지만, 유량 변화로 인하여서, 압축기 소모동력이 감소하였기 때문에, 실내열 교환기 입구 온도가 감소함에 따라서, 시스템 효율은 증가하는 경향을 보이고 있다. 추가적으로, EEV개도가 45%정도까지 열리는 구간에서는, 압축기 소모전력 감소하였기 때문에, 시스템 효율이 증가하였고, 그 이후에는 동일한 시스템 효율을 유지하는 것을 알 수 있었다. 압축기 회전수 변화 시에는 난방성능이 증가하면, 시스템 효율은 감소하는 경향을 보여주고 있다. 이러한 원인은 압축기 회전수 증가에 따른 유량의 증가로 판단된다. 향후, 열원으로 사용하는 냉각수에 대한 운전조건을 변화시켜가면서, 난방성능 특성을 분석하여, 전동식 히트펌프의 난방부하 대응을 위한 제어 방안을 연구하고자 한다.

• International Journal of Fluid Machinery and Systems
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• 제10권2호
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• pp.138-145
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• 2017

The problem of non-uniform inflow exists in many practical engineering applications, such as the elbow suction pipe of waterjet pump and, the channel head of steam generator which is directly connect with reactor coolant pump. Generally, pumps are identical designs and are selected based on performance under uniform inflow with the straight pipe, but actually non-uniform suction flow is induced by upstream equipment. In this paper, CFD approach was employed to analyze unsteady hydrodynamic characteristics of reactor coolant pumps with different inflows. The Reynolds-averaged Naiver-Stokes equations with the $k-{\varepsilon}$ turbulence model were solved by the computational fluid dynamics software CFX to conduct the steady and unsteady numerical simulation. The numerical results of the straight pipe and channel head were validated with experimental data for the heads at different flow coefficients. In the nominal flow rate, the head of the pump with the channel head decreases by 1.19% when compared to the straight pipe. The complicated structure of channel head induces the inlet flow non-uniform. The non-uniformity of the inflow induces the difference of vorticity distribution at the outlet of the pump. The variation law of blade to blade velocity at different flow rate and the difference of blade to blade velocity with different inflow are researched. The effects of non-uniform inflow on radial forces are absolutely different from the uniform inflow. For the radial forces at the frequency $f_R$, the corresponding amplitude of channel head are higher than the straight pipe at $1.0{\Phi}_d$ and $1.2{\Phi}_d$ flow rates, and the corresponding amplitude of channel head are lower than the straight pipe at $0.8{\Phi}_d$ flow rates.

• 한국마린엔지니어링학회:학술대회논문집
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• 한국마린엔지니어링학회 2001년도 춘계학술대회 논문집
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• pp.106-111
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• 2001

The performance characteristics of heat pump system using the new refrigerant subcooling system were investigated. The new heat pump system has the ice storage tank to accumulate the latent heat of the refrigerant during the night-time. The heat is released to subcool the saturated refrigerant liquid at the outlet of a condenser in the daytime. The experimental apparatus is a well-instrumented heat pump which consisted of a refrigerant loop and a coolant loop. The test sections(condenser and evaporator) were made of tube-in-tube heat exchanger with the horizontal copper tube of 12.7[mm] outer diameter and 9.5[mm] inner diameter. The evaporating temperatures ranged from $-5[^{\circ}C]$ to $0[^{\circ}C]$ and the subcooling degrees of the refrigerant varied from $15[^{\circ}C]$ to $25[^{\circ}C]$. The test of the ice storage was carried out at evaporating temperature of $-10[^{\circ}C]$ and the ice storage mode is an ice-on-coil type. The main results were summarized as follows ; The refrigerant mass flow rate and compressor shaft power of the heat pump system were independent of the subcooling degrees. The cooling capacity o the heat pump system increases as the evaporating temperature and subcooling degree increases. The cooling capacity of the heat pump system is about 25 to 30% higher than that of normal heat pump system. The COP of the heat pump system which subcooled the refrigerant liquid at the outlet of the condenser is about 28% higher than that of the normal heat pump system.

• 한국가스학회지
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• 제8권1호
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• pp.1-6
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• 2004

선박용 열교환기의 냉각수로 사용되고 있는 해수의 입구온도는 스팀터빈콘덴서의 경우 약 $25^{\circ}C$이고 출구온도는 약 $60^{\circ}C$이며, 오일쿨러의 경우 출구온도는 약 $40^{\circ}C$이다. 이러한 해수의 온도 변화는 열교환기 세관재의 부식특성에 크게 영향을 미친다. 그러므로 부식손상을 최소화하면서 열교환 효율을 최대로 유지할 수 있는 냉각용액의 온도설정은 매우 중요하다. 따라서 본 연구에서는 $3.5\%$ NaCl + $0.1\%\;NH_4OH$ 수용액의 유동하에서 선박용 열교환기 세관재로 사용되고 있는 Al-황동의 분극 및 응력부식균열 실험을 실시하여 분극특성, 응력부식균열거동 및 탈아연특성에 미치는 용액의 온도의 영향에 대하여 고찰하였다.

• 한국산학기술학회논문지
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• 제20권2호
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• pp.1-6
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• 2019

본 연구의 목적은 100kW급 연료전지 시스템의 열관리 성능을 실도로 운전조건에서 분석하여, 성능 해석 모델링을 개발하는 것이다. 개발된 모델을 적용하여, 열관리 시스템의 운전조건 변화에 따른 성능 변화를 고찰하고자 한다. 해석 모델링은 핵심부품들에 대한 성능 평가 데이터를 바탕으로, 성능에 영향을 주는 변수들로 개발하였다. 개발된 연료전지 열관리 시스템 해석 모델링으로 다양한 실차 운전조건에서의 최적 열관리 시스템에 대한 전력소비량을 분석하였다. 주요하게, 연료전지 열관리시스템 핵심부품(워터펌프, 냉각 팬, 3 Way Valve, 라디에이터)에 대한 성능 특성 분석 후 모델링을 진행하였다. 개발된 모델링으로 운전조건에 따른 유량 예측을 하였고, 실험값과 예측값과의 비교분석을 통하여서, 해석 모델링에 대한 검증을 진행하였다. 과도해석을 통하여서, 냉시동시 냉각수 온도가 특정온도까지의 소요시간을 예측하였다. 스택 운전조건에서 스택 입출구 온도가 적정 수준에서 움직이기 위한 열관리 시스템 운전조건에 대한 예측을 진행하였다. 그 결과를 바탕으로, 소모전력과 열방출량과의 비교분석을 하였다. 개발된 해석 모델링은 핵심부품들의 성능 변화시 연료전지 시스템 운전에 대한 영향도를 분석할 수 있도록 활용할 예정이다.

• 한국전산구조공학회논문집
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• 제26권3호
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• pp.207-212
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• 2013

APR1000(Advanced Power Reactor 1000)은 기존의 OPR1000(Optimized Power Reactor 1000)에 60년 설계수명, 국부주파수제어운전, 0.3g 안전정지지진하중 적용 등의 향상된 설계특성(Advanced Design Feature)을 적용하여 개선한 수출형 1000MW 원전이다. 이 논문에서는 Reg. Guide 1.207에서 요구하는 원자로냉각재 환경을 고려한 피로 평가를 원자로용기에 대하여 평가하였다. 원자로용기에서 비교적 누적사용계수가 높은 출구노즐을 대상으로 평가를 수행하였으며 출구노즐은 구조적 건전성을 만족하는 것으로 평가되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제47권7호
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• pp.814-826
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• 2015

The most important advantage of nanoparticles is the increased thermal conductivity coefficient and convection heat transfer coefficient so that, as a result of using a 1.5% volume concentration of nanoparticles, the thermal conductivity coefficient would increase by about twice. In this paper, the effects of a nanofluid ($TiO_2$/water) on heat transfer characteristics such as the thermal conductivity coefficient, heat transfer coefficient, fuel clad, and fuel center temperatures in a VVER-1000 nuclear reactor are investigated. To this end, the cell equivalent of a fuel rod and its surrounding coolant fluid were obtained in the hexagonal fuel assembly of a VVER-1000 reactor. Then, a fuel rod was simulated in the hot channel using Computational Fluid Dynamics (CFD) simulation codes and thermohydraulic calculations (maximum fuel temperature, fluid outlet, Minimum Departure from Nucleate Boiling Ratio (MDNBR), etc.) were performed and compared with a VVER-1000 reactor without nanoparticles. One of the most important results of the analysis was that heat transfer and the thermal conductivity coefficient increased, and usage of the nanofluid reduced MDNBR.