• 한국추진공학회지
• /
• 제4권1호
• /
• pp.46-52
• /
• 2000

축소형 액체로켓 엔진에 적용될 재생냉각유로에 대한 전산유동해석을 수행하고 결과로서 유로 내의 압력손실과 열전달률을 예측하였다. 유로의 단면적 축소/확대가 압력손실을 증가시키지만 이차유동을 유발하고 난류화를 촉진시켜 열전달률을 상승시키는 효과가 있는 것으로 밝혀졌다. 단면적 변화는 노즐목 부근에서 일어나는데 이는 열부하가 큰 노즐목을 보호하는데 효과적이다. 또한 유량 변화로 인한 재생냉각 장치의 정량적인 성능변화를 관찰하였다.

• 한국유체기계학회 논문집
• /
• 제13권5호
• /
• pp.5-10
• /
• 2010

5MW, open pool type research reactor, is commonly used to education and experimental purpose. It is necessary to prepare a standardization of system designs for considering a demand. HANARO has prepared the standardization of 5MW research reactor system designs based on the design, installation, commissioning and operating experiences of HANARO. For maintaining an open pool type reactor safety, a primary cooling system (after below, PCS) should remove the heat generated by the reactor under a reactor normal operation condition and a reactor shutdown condition. For removing the heat generated by the reactor, the PCS should maintain a required coolant flow rate. For a verification of the required flow rate, a flow network analysis of the PCS was carried under a normal operating condition. Based on the flow network analysis result, this paper describes the PCS flow characteristics of a 5MW open pool type research reactor. Through the result, it was confirmed that the PCS met design requirements including design flow rate without cavitation.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제13권3호
• /
• pp.121-129
• /
• 1981

많은 기존 공식중 세계의 가장 우수한 최대 유량공식을 찾아, 그 세개의 한계유량공식의 개요와, 냉각재상실사고시 격납용기격리에 실패하는 경우를 특정지을 수 있는 구멍의 크기와 격납용기의 압력 및 온도 등이 주어진 상태하에서 격납용기로부터 외부대기로 방출되는 개략적인 핵분열생성물의 양을 추정하기 위한 계산절차를 제시하였다. 이상기체의 임계유량공식과 이상유(two-phase flow)의 최대유량을 산출하기 위한 무디(Moody)의 도표를 이용하여 계산실예를 제시하였으며, 그 결과를 콘뎀프트-앨티(CONTEMPT-LT) 전산코드의 질량유출공식을 콘버징 노즐(converging nozzle)을 통과하는 음속류(sonic flow)의 경우에 적용하여 산출한 값과 비교하여 보았다. 이리하여 이상 기체의 임계유량공식은 무디(Moody)의 공식이 주는 값과 거의 비슷한 결과를 줌을 입증하였다. 또한 냉각재상실 사고시 격납용기로부터의 유출율을 추정하기 위해서는 콘템프트-앨티(CONTEMPT-LT)의 질량유출공식을 사용하는 것보다 이상 기체의 최대유량공식을 사용하는 것이 더 보수적인 방법임을 보여 주었다.

• 한국산학기술학회논문지
• /
• 제14권5호
• /
• pp.2069-2074
• /
• 2013

내연기관 차량에 전자기식 클러치 워터펌프의 적용은 연비 향상 및 배기가스 저감을 꾀할 수 있다. 이러한 클러치 워터펌프는 엔진 냉각시스템의 유량 단속에 의하여 최적 운전 조건을 가능케 한다. 본 연구에서는 클러치 워터펌프를 이용한 냉각시스템을 제어함으로써 디젤 차량의 연비 및 배기가스 특성을 살펴보았다. 전자기식 클러치 워터펌프에 의한 저온 시동시 냉각수 흐름을 차단하여 아이들 조건에서 예열 시간을 기존 워터펌프 대비 49% 정도 단축시켰고, 주행 중에는 냉각수가 최적 고온상태를 유지하도록 제어하였다. 그리하여 NEDC 모드에서 연소 효율이 개선되어 최대 5% 정도의 연비 향상 효과를 나타내었다. 또한 NOx를 제외한 HC, CO 및 $CO_2$ 배기가스의 농도가 전반적으로 감소하였다.

• Journal of Advanced Marine Engineering and Technology
• /
• 제17권3호
• /
• pp.24-32
• /
• 1993

Experimental data on the heat transfer characteristics of HCFC-123 and CFC-11 during condensation in horizontal smooth tube are presented. The experimental apparatus consisted of a closed working fluid loop, coolant loop, and measuring system. The major components of the working fluid loop made of a refrigerant pump, boiler, superheater, refrigerant flow meter, receiver and test section. The tube-in-tube type test section was made of smooth tube which were constructed form 9.52 mm outer diameter of smooth copper tube with 50 mm outside diameter of PVC tube duct. The ranges of parameter, such as refrigerant mass velocity, coolant flow rate, and quality were 90-325kg/($m^2$.s), 60-360kg/h, 5-95% respectively. Data were obtained under steady state condition for annular flow. As a result of these, the condensation heat transfer coefficients for HCFC-123 were slightly lower than those of CFC-11 from 8% to 15% inside horizontal smooth tube. Furthermore, a new generalized correlation for the heat transfer coefficients of HCFC-123 and CFC-11 during condensation inside horizontal smooth tube is proposed.

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

• 한국전산유체공학회:학술대회논문집
• /
• 한국전산유체공학회 2011년 춘계학술대회논문집
• /
• pp.579-586
• /
• 2011

During a reactor normal operation, a primary coolant was designed to remove the fission reaction heat of the reactor. When one pump is failure and the other pump shall supply the cooling water to cool the reduced power, it is necessary to estimate how much flow will be supplied to cool the reactor. We carried a flow net work analysis for two parallel pumping system as based on the piping net work of the primary cooling system in HANARO. As result, it is estimated that the flow of one pump increased than the rated flow of the pump below the cavitation critical flow.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제30권6호
• /
• pp.592-608
• /
• 1998

Inspection of RCS flow measurements for the domestic pressurized water reactors has been performed by the Korea Institute of Nuclear Safety (KINS) as one of the authorized periodical inspection activities. The inspection results for the Westinghouse-type plants reveal that 1) the RCS flow instrumentation has been calibrated by using the initial design and commissioning test result, without reflecting the cycle specific reference flow measurements, 2) the loop-to-loop now variation in the actual flow measurement which has not been considered in the safety analysis affects the asymmetric How transient results, and 3) the measured RCS flows in Kori 3 and 4, Yonggwang 1 and 2 do not support the definition of the best estimate RCS flow, approaching the RCS flow limit. In this study, the revealed problems were discussed with review of the design and the RCS flow measurement uncertainty evaluation, and the technical approaches and recommendations for resolving these problems were proposed.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제31권5호
• /
• pp.486-497
• /
• 1999

The local heat transfer coefficient is experimentally investigated for the reflux condensation in a countercurrent flow between the steam-air mixture and the condensate, A single vertical tube has a geometry which is a length of 2.4m, inner diameter of 16.56mm and outer diameter of 19.05mm and is made of stainless steel. Air is used as a noncondensible gas. The secondary side has a shape of annulus around vertical tube and the lost heat by primary condensation is transferred to the coolant water. The local temperatures are measured at 11 locations in the vertical direction and each location has 3 measurement points in the radial direction, which are installed at the tube center, at the outer wall and at the coolant side. In three different pressures, the 27 sets of data are obtained in the range of inlet steam flow rate 1.348∼3.282kg/hr, of inlet air mass fraction 11.8∼55.0%. The investigation of the flooding is preceded to find the upper limit of the reflux condensation. Onset of flooding is lower than that of Wallis' correlation. The local heat transfer coefficient increases as the increase of inlet steam flow rate and decreases as the increase of inlet air mass fraction. As an increase of the system pressure, the active condensing region is contracted and the heat transfer capability in this region is magnified. The empirical correlation is developed by 165 data of the local heat transfer. As a result, the Jacob number and film Reynolds number are dominant parameters to govern the local heat transfer coefficient. The rms error is 17.7% between the results by the experiment and by the correlation.

• 대한기계학회논문집B
• /
• 제24권3호
• /
• pp.338-345
• /
• 2000

A model testing has been performed to investigate the flow characteristics of a vortex chamber, which plays a role of a flow switch and passively controls the discharge flow rate. This method of passive flow control is a matter of concern in the design of advanced nuclear reactor systems as an alternative to the active flow control to provide emergency water to the reactor core in case of postulated accidents like LOCA (Loss-Of-Coolant Accident). By changing the inflow direction in the vortex chamber and varying the flow resistance inside the chamber, the vortex chamber can control passively the injection flowrate. Fundamental characteristics such as discharge flow rate and pressure drop of the vortex chamber are measured, and its parametric effects on the performance of the vortex chamber are also systematically investigated.