• Nuclear Engineering and Technology
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• 제48권1호
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• pp.16-25
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• 2016

In severe loss of coolant accidents (LOCA), similar to those experienced at Fukushima Daiichi and Three Mile Island Unit 1, the zirconiumalloy fuel claddingmaterials are rapidlyheateddue to nuclear decay heating and rapid exothermic oxidation of zirconium with steam. This heating causes the cladding to rapidly react with steam, lose strength, burst or collapse, and generate large quantities of hydrogen gas. Although maintaining core cooling remains the highest priority in accident management, an accident tolerant fuel (ATF) design may extend coping and recovery time for operators to restore emergency power, and cooling, and achieve safe shutdown. An ATF is required to possess high resistance to steam oxidation to reduce hydrogen generation and sufficient mechanical strength to maintain fuel rod integrity and core coolability. The initiative undertaken by Electric Power Research Institute (EPRI) is to demonstrate the feasibility of developing an ATF cladding with capability to maintain its integrity in $1,200-1,500^{\circ}C$ steam for at least 24 hours. This ATF cladding utilizes thin-walled Mo-alloys coated with oxidation-resistant surface layers. The basic design consists of a thin-walled Mo alloy structural tube with a metallurgically bonded, oxidation-resistant outer layer. Two options are being investigated: a commercially available iron, chromium, and aluminum alloy with excellent high temperature oxidation resistance, and a Zr alloy with demonstratedcorrosionresistance.Asthese composite claddings will incorporate either no Zr, or thin Zr outer layers, hydrogen generation under severe LOCA conditions will be greatly reduced. Key technical challenges and uncertainties specific to Moalloy fuel cladding include: economic core design, industrial scale fabricability, radiation embrittlement, and corrosion and oxidation resistance during normal operation, transients, and severe accidents. Progress in each aspect has been made and key results are discussed in this document. In addition to assisting plants in meeting Light Water Reactor (LWR) challenges, accident-tolerant Mo-based cladding technologies are expected to be applicable for use in high-temperature helium and molten salt reactor designs, as well as nonnuclear high temperature applications.

• 설비공학논문집
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• 제19권1호
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• pp.19-27
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• 2007

Analytical investigation on the performance of a two stage twin rotary compressor for $CO_2$ heat pump water heater system has been carried out. A computer simulation program was made based on analytical models for gas compression in control volumes, leakages among neighboring volumes, and dynamics of moving elements of the compressor. Calculated cooling capacity, compressor input, and COP were well compared to those of experiments over the compressor speeds tested. For the operating condition of suction pressure of 3 MPa, and discharge pressure of 9 MPa, and compressor inlet temperature of $35^{\circ}C$, the compressor efficiency was calculated to be 80.2%: volumetric, adiabatic, and mechanical efficiencies were 88.3%, 93.2%, and 92.7%, respectively. For the present compressor model, volumetric and adiabatic efficiencies of the second stage cylinder were lower by about $6{\sim}7%$ than those of the first stage mainly due to the smaller discharge port at the second stage. Parametric study on the discharge port size showed that the compressor performance could be improved by 3.5% just by increasing the discharge port diameter by 20%.

• 한국항공우주학회지
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• 제33권3호
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• pp.99-106
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• 2005

액체로켓엔진 개발에서 필수 단계인 연소안정성 확인을 위한 연소안정성 평가시험(stability rating test) 방법의 개발을 위해서는 압력교란장치의 특성과 더불어 안전한 연소시험 절차(sequence)의 확립이 필수적이다. 따라서 본 연구에서는 연소안정성 평가시험을 위해 개발된 펄스건을 액체로켓엔진의 연소시험에 실제로 적용하기 위한 단계로서, 적절한 연소 시험 절차를 개발/검증하고자 하였다. 먼저 펄스건을 실제로 연소실 외벽에 장착하게 되는 압력파 유도장치를 설계하고, 펄스건의 오작동을 방지하기 위한 압력파 유도장치 내부의 냉각시스템의 설계 및 시험을 수행하였다. 이러한 일련의 연소시험 단계를 통하여 실물형 액체로켓엔진에서의 연소안정성 평가시험이 가능한 적절한 시험 단계를 국내 독자적으로 개발하는데 성공하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제48권6호
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• pp.1330-1337
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• 2016

A visualization test of the fuel-coolant interaction in the Test for Real cOrium Interaction with water (TROI) test facility was carried out. To experimentally simulate the In-Vessel corium Retention (IVR)- External Reactor Vessel Cooling (ERVC) conditions, prototypic corium was released directly into the coolant water without a free fall in a gas phase before making contact with the coolant. Corium (34.39 kg) consisting of uranium oxide and zirconium oxide with a weight ratio of 8:2 was superheated, and 22.54 kg of the 34.39 kg corium was passed through water contained in a transparent interaction vessel. An image of the corium jet behavior in the coolant was taken by a high-speed camera every millisecond. Thermocouple junctions installed in the vertical direction of the coolant were cut sequentially by the falling corium jet. It was clearly observed that the visualization image of the corium jet taken during the fuel-coolant interaction corresponded with the temperature variations in the direction of the falling melt. The corium penetrated through the coolant, and the jet leading edge velocity was 2.0 m/s. Debris smaller than 1 mm was 15% of the total weight of the debris collected after a fuel-coolant interaction test, and the mass median diameter was 2.9 mm.

• 대한금속재료학회지
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• 제48권11호
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• pp.1021-1027
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• 2010

The charpy impact property was lower at the surface and middle regions than that at the root region in metal welded by Tandem EGW of 82 mm thick EH40-TM steel plates. Temperature distribution in the weld sample and the heating/cooling temperature throughout the various regions in the weld metal were estimated by the commercial weld simulation program SYSWELD. The microstructure of the weld metal consisted of acicular ferrite and grain boundary ferrite. Grain boundary ferrite in the acicular ferrite matrix was found more in the surface and middle regions than in the root region, and the acicular ferrite was also coarser in the surface and middle regions where the impact toughness was lower and the input temperature was higher. Our results indicated that the impact toughness property was related to the microstructure morphology, the distribution of grain boundary ferrite, and the acicular ferrite.

• 한국추진공학회:학술대회논문집
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• 한국추진공학회 2008년도 제31회 추계학술대회논문집
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• pp.424-426
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• 2008

초소형 가스터빈에 사용되는 소형 고속 구름베어링의 연료윤활 특성을 실험적으로 조사하였다. 윤활유로는 항공용 가스터빈에서 사용되는 MIL-PRF-7808 터빈오일과 항공용 가스터빈의 추진연료로 사용되는 JP-8 연료를 사용하여 운용특성을 비교하였고, 시험용 베어링으로는 내경 17 mm의 깊은 홈(deep groove) ball bearing과 내경 20 mm의 원통형(cylindrical) roller bearing을 사용하였다. 베어링의 연료윤활에 따른 특성을 비교하기 위하여 오일 및 연료를 공급하며 고속베어링 시험을 수행할 수 있는 시험 장치를 개발하여 하중, 냉각공기 온도, 윤활유량 및 회전속도를 변화시키면서 시험을 수행하였다. 30,000 rpm에서 70,000 rpm까지 회전속도를 변화시키면서 시험한 결과 깊은 홈 볼베어링은 축하중과 회전속도가 증가하는 경우 베어링 케이지에 마모가 발생하였으며 마모상태는 오일윤활보다 연료윤활시 마모가 더 많이 발생하였고 본 베어링의 속도한계인 59,000 rpm까지는 연료 윤활로 운용이 가능하다는 것을 확인할 수 있었다. 연료윤활의 경우가 오일윤활의 경우보다 베어링 온도가 더 낮은 것을 알 수 있었는데 이는 베어링의 냉각특성이 연료윤활인 경우가 오일윤활의 경우보다 더 좋기 때문이라 판단된다. 본 실험을 통하여 소형 항공용 가스터빈의 주축 베어링 윤활방식으로 연료윤활 방식이 적용 가능함을 확인할 수 있었다.

• 해양환경안전학회지
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• 제27권6호
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• pp.839-845
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• 2021

본 연구에서는 CO₂ 가스 배출 저감 및 선박 폐열 회수 증대를 목적으로 선박 배기로 버려지는 폐열을 전기로 변환하는 ORC(Organic Rankine Cycle) 발전에 대해 시뮬레이션을 통한 냉매별 효율을 보여주고 있다. 상대적으로 고온인 배기가스의 폐열과 상대적으로 저온인 냉각해수를 이용하여 Aspen HYSYS 11을 이용하여 시뮬레이션을 수행하였다. 해수냉각 ORC 발전시스템의 시뮬레이션 결과, 작동유체 효율은 R717 냉매가 2.86 %로 가장 높았고, 다음 순으로 R152a, R134a, R143a, R125a로 나타났다.

• 한국재료학회지
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• 제31권10호
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• pp.576-581
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• 2021

To improve the shortcomings and expand the advantages of the single-roll melt drag method, which is a type of continuous strip casting method, the melt drag method with a molding belt is applied to AZ31 magnesium alloy. By attaching the forming belt to the melt drag method, the cooling condition of the thin plate is improved, making it possible to manufacture thin plates even at high roll speed of 100 m/min or more. In addition, it is very effective for continuous production of thin plates to suppress oxidation of the molten metal on the roll contact surface by selecting the protective gas. As a result of investigating the relationship between the contact time between the molten metal and the roll and the thickness of the sheet, it is possible to estimate the thickness of the sheet from the experimental conditions. The relationship between the thin plate thickness and the grain size is one in which the thinner the thin plate is, the faster the cooling rate of the thin plate is, resulting in finer grain size. The contact state between the molten metal and the roll greatly affects the grain size, and the minimum average grain size is 72 ㎛. The thin plate produced using this experimental equipment can be rolled, and the rolled sample has no large cracks. The tensile test results show a tensile strength of 303 MPa.

• 한국추진공학회지
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• 제24권6호
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• pp.1-9
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• 2020

케로신/액체산소를 추진제로 하는 직사각형 2열 오리피스를 갖는 1.5톤급 액체-액체 핀틀 분사기를 설계 및 제작하여 액체로켓엔진의 실운용 조건인 초임계 상태에서 핀틀 분사기의 연소성능 및 연소 안정성 검증 연소시험을 수행하였다. 연소시험결과 연소실 내부의 고혼합비 재순환 영역에서 생성되는 고온의 연소가스에 핀틀 팁이 손상되었다. 핀틀 팁으로 전달되는 열유속 또는 하중에 대한 냉각 성능을 증가시키기 위해 핀틀 분사기 내부에 인서트 노즐을 설치하였다. 연소시험 결과 인서트 노즐의 설치, AR 및 BF가 핀틀 팁 냉각 성능에 큰 영향을 주는 인자로 확인되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제25권2호
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• pp.248-254
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• 1993

본 연구에서는 법규에서 규정하고 있는 주변온도 38$^{\circ}C$의 정상수송조건하에서 수송용기의 건식수송조건에 대한 열해석을 평가하였다. 수송용기는 1회에 PWR 핵연료집합체 4개를 운반할 수 있는 용량을 가지며, 설계기준 핵연료는 연소도 38,000 MWD/MTU, 냉각기간 3년을 기준으로 하였다. 건식수송조건에 대한 열해석을 평가하기 위하여 COBRA-SFS 전산코드를 이용하였다. 수송용기 내부 cavity에 공기, 질소 및 헬륨가스를 채우는 세가지 조건에 대한 해석을 수행하였으며, 최대 핵연료봉의 온도는 수송용기 내부 cavity가 공기인 경우에는 277$^{\circ}C$, 헬륨인 경우에는 226$^{\circ}C$로 계산되었다. 이 값은 건식수송조건에서 수송용기 내부에 장전된 PWR 핵연료집합체가 열적으로 건전성을 유지하기 위한 규정온도보다 낮은 것으로 나타났다.