• Nuclear Engineering and Technology
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• 제18권3호
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• pp.200-208
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• 1986

원자로 냉각 계통의 배관 파열에 근거한 냉각재 상실 사고를 방출계수 0.4에 대하여 분석하였다. 분석은 원자로 냉각계통의 배관 파열에 의하여 발생된 감압부터 노심 복구까지의 전 과도 상태를 포함한다. 계통 열수력과 핵연료 성능 평가를 위하여 BLOWDOWN 단계에서는 RELAP4/MOD6-EM 코드와 RELAP4/MOD6-HOT CHANNEL 코드를 사용하였으며 REFLOOD 단계에서는 RELAP4/ MOD6-FLOOD 코드와 TOODEE2 코드를 각각 사용하였다. LOWER PLENUM 충전을 고려하기 위하여 DOWNCOMER에서 증기-물역방향 유동과 과열벽효과를 근사하여 간단한 해석적 모델이 개발되었다. EOB 발생시의 정보를 근거로 하여 재충전지속 시간과 초기 복구 온도가 계산되었으며 RELAP4/MOD6에 의한 분석결과와 비교하여 상당한 일치를 보였다. 또한, 조기 EOB 발생에 영향을 미치는 계통변수의 연구가 수행되어졌다. DOWNCOMER와 UPPER HEAD사이의 마찰손실이 조기 EOB 발생에 지대한 영향을 미쳤으며 적당한 마찰손실계수의 선택을 통하여 조기 EOB 발생을 방지할 수 있었다. 노심 nodalization이 여섯 개인 경우와 세 개인 경우의 분석 결과가 계통열수력학적 면에서 유사한 결과를 나타내지만, 좋은 결과를 얻기 위하여 전자의 경우가 요구된다.

• 대한기계학회논문집B
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• 제40권11호
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• pp.689-695
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• 2016

연료전지의 성능에 가장 큰 영향을 주는 요소 중에 하나가 가스확산층과 촉매층에서 물의 거동이다. 따라서 가스확산층의 특성에 따른 유체의 거동의 변화를 이해하는 것은 연료전지의 성능개선과 가스확산층의 설계를 위한 필수적인 요소이다. 이 연구에서는 가스확산층의 설계요소인 기공도, 굴곡도와 유효확산계수를 수치적으로 계산할 수 있는 방법을 제안한다. 제안한 방법의 검증을 위하여 지름이 일정한 구형입자를 이용하여 기공도가 다른 다공체를 만들고 구형입자에 Bounceback 조건을 적용한 격자 볼쯔만법 유동해석을 수행하였다. 다공체 내의 유동효과를 나타내는 투과도는 다공체에 의한 압력강하와 평균유속으로 계산하고, 질량이 없는 입자의 평균 다공체 통과 거리로부터 계산한 굴곡도와 기공도를 이용하여 계산한 유효확산계수를 Neale의 이론식과 비교하여 정확하게 일치하는 것을 확인하였다. 이 방법은 실제 다공체의 이미지를 이용한 계산에도 수정없이 이용할 수 있어 연료전지의 성능향상과 설계를 위한 가스확산층의 특성분석에 활용될 수 있다.

• 한국항공우주학회지
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• 제37권1호
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• pp.62-68
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• 2009

하이브리드 로켓 연소에서 발생하는 산화제 난류 유동과 연료의 기화로 인한 분출유동 사이의 상호 간섭은 매우 복잡하고 특별한 유동 간섭을 일으킨다. 이를 연구하기 위하여 연소반응을 제외하고, 산화제의 난류 유동과 연료 벽면에서의 분출 유동을 모사한 채널 유동에 대한 LES 해석을 수행하였다. 고체추진 로켓의 연소 과정에서 관찰되는 현상과 매우 흡사하게 벽면 근처에서 특정주파수로 진동하는 유동 현상이 존재한다는 것을 확인하였고, 산화제와 분출 유동의 간섭에 기인한 유동의 진동현상은 벽면 근처의 매우 얇은 영역에서만 존재하였다. 큰 길이 스케일의 유동현상을 보여주는 압력 섭동장으로부터 채널 내 주유동이 특정 주파수 특성을 갖고 하류로 진행해 가는데, 이는 산화제 유동이 분출유동과 상호작용을 하면서 발생된 전단유동의 특성을 나타낸 것이다. 그러나 하이브리드 로켓 연소실 유동의 진동 특성은 고체 추진 로켓에서 관찰되는 유동 특성과는 달리, 진동의 강도가 벽면에서 온도 구배를 변화시켜 열전달의 향상을 발생시키기에는 충분하지 못한 것으로 보인다. 그러나 벽면 근처에서 특정 주파수 특성을 갖는 유동현상이 존재한다는 사실은 비슷한 크기의 주파수를 갖는 음향 가진과 같은 외부교란이 작용한다면 공진으로 발전할 수 있는 가능성을 의미한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권4호
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• pp.661-673
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• 2020

The quarter-core simulation of BEAVRS Cycle 2 depletion benchmark has been conducted using the MCS/CTF coupling system. MCS/CTF is a cycle-wise Picard iteration based inner-coupling code system, which couples sub-channel T/H (thermal/hydraulic) code CTF as a T/H solver in Monte Carlo neutron transport code MCS. This coupling code system has been previously applied in the BEAVRS benchmark Cycle 1 full-core simulation. The Cycle 2 depletion has been performed with T/H feedback based on the spent fuel materials composition pre-generated by the Cycle 1 depletion simulation using refueling capability of MCS code. Meanwhile, the MCS internal one-dimension T/H solver (MCS/TH1D) has been also applied in the simulation as the reference. In this paper, an analysis of the detailed criticality boron concentration and the axially integrated assembly-wise detector signals will be presented and compared with measured data based on the real operating physical conditions. Moreover, the MCS/CTF simulated results for neutronics and T/H parameters will be also compared to MCS/TH1D to figure out their difference, which proves the practical application of MCS into the BEAVRS benchmark two-cycle depletion simulations.

• 한국유체기계학회 논문집
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• 제17권6호
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• pp.77-83
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• 2014

The vessel of integral reactor contains its major primary components such as the fuel and core, pumps, steam generators, and a pressurizer, so its size is proportional to the required space for the installation of each component. The steam generators take up the largest volume of internal space of reactor vessel and their volumes is substantial for the overall size of reactor vessel. Reduction of installation space for steam generators can lead to much smaller reactor vessel with resultant decrease of overall cost for the components and related facilities. A printed circuit heat exchanger is one of the compact types of heat exchangers available as an alternative to conventional shell and tube heat exchangers. Its name is derived from the procedure used to manufacture the flat metal plates that form the core of the heat exchanger, which is done by chemical milling. These plates are then stacked and diffusion bonded, converting the plates into a solid metal block containing precisely engineered fluid flow passages. The overall heat transfer area and pressure drops are evaluated for the steam generator based on the concept of the printed circuit heat exchanger in this study. As the printed circuit heat exchanger is known to have much larger heat transfer area density per unit volume, we can expect significantly reduced steam generator compared to former shell and tube type of steam generator. For the introduction of new steam generator, two design requirements are considered: flow area ratio between primary and secondary flow paths, and secondary side parallel channel flow oscillation. The results show that the overall volume of the steam generator can be significantly reduced with printed circuit type of steam generator.

• 대한기계학회논문집B
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• 제38권3호
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• pp.227-234
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• 2014

전기 자동차의 연료 소모량은 배터리 성능에 의존한다. 배터리의 성능은 작동온도에 민감하기 때문에, 배터리 온도 관리는 성능과 내구성을 보장한다. 특히, 배터리 팩에서의 모듈의 온도 분포는 냉각특성에 영향을 미친다. 이 연구는 모듈 사이의 온도 분포를 확인 할 수 있는 배터리 열적 모델링에 초점을 두었다. 본 연구의 배터리 모델은 NiMH 각형 모델이며, 10개의 모듈로 구성되어졌다. 배터리 열 모델은 열 발생, 채널을 통과하는 대류 열 전달 그리고 모듈 사이의 전도 열 전달로 구성되었다. 배터리 내에서 발생되는 열발생 모델은 충/방전 동안의 전기적인 저항열에 의해 계산되어 진다. 모델은 전 하이브리드 자동차의 운전 동안 적절한 열관리의 전략을 결정한다.

• 한국추진공학회:학술대회논문집
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• 한국추진공학회 2017년도 제48회 춘계학술대회논문집
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• pp.1068-1071
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• 2017

3단 터빈배기부 구성은 터빈 플랜지, 열교환기, 배기덕트와 추력노즐로 이루어진다. 냉가스 가압 방식에 비하여 열교환기 가압 방식을 사용함으로서 추진제탱크 가압을 위한 헬륨가스 자체 무게와 저장 탱크 무게가 감소하는 장점이 있기 때문에 발사체에 열교환기를 사용한다. 가스발생기는 추진제 연료과농 조건에서 연소가 이루어지며, 연소가스 중에 그을음이 많이 포함되어 있기 때문에 열교환 효율이 감소하는 것을 고려하여 열교환기를 설계해야 한다. 본 논문에서는 터빈배기부 구성품 배치, 열교환기 내부 구조 및 제작성을 고려한 설계기법, 기 설계된 노즐 설계를 바탕으로 3단 터빈배기부 재 노즐 설계 형상에 대한 장점을 기술하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권1호
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• pp.19-26
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• 2020

Small nuclear reactor features higher power capacity, longer operation life than conventional power sources. It could be an ideal alternative of existing power source applied for special equipment for terrestrial or underwater missions. In this paper, a 25kWe heat pipe cooled reactor power source applied for multiple use is preliminary designed. Based on the design, a thermal-hydraulic analysis code for heat pipe cooled reactor is developed to analyze steady and transient performance of the designed nuclear reactor. For reactor design, UN fuel with 65% enrichment and potassium heat pipes are adopted in the reactor core. Tungsten and LiH are adopted as radiation shield on both sides of the reactor core. The reactor is controlled by 6 control drums with B₄C neutron absorbers. Thermoelectric generator (TEG) converts fission heat into electricity. Cooling water removes waste heat out of the reactor. The thermal-hydraulic characteristics of heat pipes are simulated using thermal resistance network method. Thermal parameters of steady and transient conditions, such as the temperature distribution of every key components are obtained. Then the postulated reactor accidents for heat pipe cooled reactor, including power variation, single heat pipe failure and cooling channel blockage, are analyzed and evaluated. Results show that all the designed parameters satisfy the safety requirements. This work could provide reference to the design and application of the heat pipe cooled nuclear power source.

• 멤브레인
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• 제30권6호
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• pp.433-442
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• 2020

본 연구에서는 수전해용 ionomer의 분자동역학 전산모사 모델 제작을 위하여, 과량의 물 분자가 존재하는 수전해 시스템의 특성을 반영한 ionomer 모델을 제작한 후, 기존 연료전지용 전해질막 전산모사 조건에 맞춰 제작한 ionomer 모델과 비교하였다. 최종적으로 얻어진 모델은 과불소계 ionomer의 중요 특징 중 하나인 명확한 상분리 및 수화채널이 관찰되었으며, 과량의 물 및 높은 운전 온도 조건에서도 물에 녹지 않고 안정된 구조를 나타내었다. 제조된 ionomer 모델에서는 과량의 물분자로 인한 이온 희석 효과로 이온 전달 성능 감소가 나타났으며, 반대로 수소 기체의 투과는 더 증가할 것으로 분석되었다. 따라서 이러한 수전해 시스템의 특성을 반영한 수전해용 ionomer 분자 구조 설계 전략이 필요하고, 분자동역학 전산모사 연구 시에도 이를 감안한 수전해용 ionomer 모델 제작이 필요하다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권3호
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• pp.1062-1070
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• 2022

In the present communication, pure and stable α-Bismuth Oxide (Bi₂O₃) nanoparticles (NPs) were synthesized by low temperature solution combustion method using urea as a fuel and calcined at 500℃. The synthesized sample was characterized by using powder X-ray Diffraction (PXRD), Scanning Electron Microscopy (SEM), Energy dispersive X-ray analysis (EDAX), Transmission Electron Microscopy (TEM), Fourier Transform Infrared Spectroscopy (FTIR) and UV-Visible absorption spectroscopy. The PXRD pattern confirms the formation of mono-clinic, stable and low temperature phase α-Bi₂O₃. The direct optical energy band gap was estimated by using Wood and Tauc's relation which was found to be 2.81 eV. The characterized sample was studied for X-ray/gamma ray shielding properties in the energy range 0.081-1.332 MeV using NaI (Tl) detector and multi channel analyzer (MCA). The measured shielding parameters agrees well with the theory, whereas, slight deviation up to 20% is observed below 356 keV. This deviation is mainly due to the influence of atomic size of the target medium. Furthermore an accurate theory is necessary to explain the interaction of X-ray/gamma ray with the NPs.The present work opens new window to use this facile, economical, efficient, low temperature method to synthesize nanomaterials for X-ray/gamma ray shielding purpose.