TMI 및 Chernobyl 사고이후 향후 원전에 대한 안전성 향상을 강화하기위해 개량형 원전에 대해 여러가지 피동형 안전설비가 제안되고 있다. 피동냉각계통의 타당성을 검증하고 상세 설계자료를 제공하기 위해, 본 연구는 웨스팅하우스사의 AP-600 피동격납용기와 같은 한쪽 가열면을 갖는 폐쇄유로에 대한 공기 유입구 위치 및 외부영향이 자연순환 공기유량에 미치는 영향과 자연 및 강제대류하에서 대류열전달계수를 조사하였다. 본 실험은 AP-600 격납용기를 1/26로 축소한 segment 유형의 실험장치를 토대로 수행되었다. 자연 및 강제대류 조건하의 공기유로내 특정 위치에서 공기의 속도 및 온도를 측정하였다. 실험결과는 일차원 단순 모델과 비교하였으며, 좋은 일치점을 보였다.
유한요소법에 의한 고체내부 사각열원 주위 열전도특성은 실험에서 구한 결과와 거의 일치하였으며 열전도특성을 요약하면 다음과 같다. 1. 사각열원의 중심거리 이동에 따른 열전도에 미치는 중심방향의 영향은 열원 사이의 거리가 가까울수록 낮은 온도분포를 보이며 x=16cm 일 때 model 4에서 $\theta$=0.698 model 3에서는 $\theta$=0.401이다. 그리고 내부로 감에 따라 그 차는 감소한다. x=40cm에서 model 4은 $\theta$=0.907이고 model 6은 $\theta$=0.895이다. 2. 높이방향의 영향은 공기와 접하므로 대류현상이 일어나므로 열원의 크기를 벗어나는 구역은 model 1~3에서는 y=8~12cm model 4~6에서는 y=4~8cm이다. 그리고 두 곳의 온도의 차는 $\theta$≒0.009이다. 3. 열전도도의 변화에 따른 열전도의 영향은 그 값이 클수록 강하게 나타나며 model 2에 대해서 높이 방향의 전 경계에 대한 무차원온도의 변동은 k=7 일 때 $\theta$=0.079~0.054 k=0.3일 때 $\theta$=0.0036~0.0025의 값을 나타낸다
The exhaust emissions from diesel vehicle are known to be harmful to human health and environment. Recently, one of the most environment problems is particulate matter. In this study, through the actual exper iment and heat transfer of exhaust pipe in light duty diesel engine equipped with the ceramic filter trap of throttling type, following results are obtained. 1. In case of light duty diesel engine equipped with ceramic filter trap of throttling type, Power and torque of engine were decreased about 5%, compared with the case without trap system. It means that was not so much effect on base engine performance.2. If the length of exhaust pipe when equipping with ceramic filter trap is suitably controlled, the range of regeneration will be expand much more.3. Particulate matter reduction efficiency of ceramic filter trap system was about 70%-80%, so it was proved a good system to reduce particulate matter.In experiment, test was conducted to estimate engine emission in 2,476cc light duty diesel engine which was equipped with ceramic filter trap.
In this paper, a battery model for electric vehicle virtual platform was developed. A battery model consisted of a battery cell model and battery thermal management system. A battery cell model was developed based on Randles equivalent circuit model. Circuit parameters in the form of 3D map data was obtained by charge-discharge experiment of Li-Polymer battery in various temperature condition. The developed battery cell model was experimentally verified by comparing voltages. Thermal management system model was also developed using heat generator, heat transfer and convection model, and cooling fan. For verification of the developed battery model in vehicle level, the integrated battery model was applied in to EV(electric vehicle) virtual platform, and virtual driving simulation using UDDS velocity profile was conducted. The accuracy of the developed battery model has been verified by comparing the simulation results from EV platform with the experimental data.
A two-phase flow observed in a heat exchanger or nuclear power generation often has a profound effect on undesirable noise or flow characteristics. Void fraction, which refers to the ratio of gas (or liquid) to the total fluid, affects heat transfer coefficient, vibration and so forth. In other words, void fraction is one of most important parameters in two-phase flow since it contributes to comprehend the characteristics of two-phase flow. We developed a two-phase flow visualization system to measure cross-sectional and volumetric void fractions by using quick closing valves and image processing software. With this system, we could observe the plug, slug, and stratified flow patterns of two-phase flow and measure a myriad of void fractions. As a consequence of the experiment, we found that the estimated void fractions were largely coincident with the predictive values by Chisholm model.
A heat transfer analysis for the two-dimensional (2-D) steady state using finite difference method (FDM) is performed to predict the thermal behavior of the primary first-wall (FW) system of fusion reactor under various geometric and thermo-hydraulic conditions, such as the beryllium (Be) armor thickness, pitch of cooling tube, and coolant velocity. The FW consists of authentic steel (type 316 stainless steel solution annealed) for cooling tubes, Cu for cooling tubes embedding material, and Be for a protective armor, based on the International Thermonuclear Experiment Reactor (ITER) report. The present 2-D analysis, the control volume discretized with hybrid grid (rectangular grid and polar grid) and Gauss-Seidel iteration method are adapted to solve the governing equations. In the present study, geometric and thermo-hydraulic parameters are optimized with consideration of several limitations. Consequently, it is suggested that the adequate pitch of cooling tube is 22-32mm, the beryllium armor thickness is 10-12mm, and that the coolant velocity is 4.5m/s-6m/s for $100^{\circ}C$ of inlet coolant temperature. The cooling tube should locate near beryllium armor. But, it would be better for locating the center of Cu wall, considering problems of material and manufacturing. Also, 2-D analysis neglecting the axial temperature distribution of cooling tube is appropriate, regarding the discretization error in axial direction.
The cryogenic vessel, storing a liquified solutions as LOX and $LN_2$, consists of a external vessel, internal vessel, thermal insulator and internal support. The internal support should be satisfied with mechanical strength not only to support weight of internal tank but also to maintain uniform space between external and internal tank in spite of external mechanical shock. However, excessive structure design of internal supports is able to increase the amount of heat conduction and the rate of vaporization. The thermal insulator, filled with space between a external and internal vessel, reduces the rate of heat transfer and guarantees the standing time of cryogenic vessel. Especially powder type of insulator has low thermal conductivity and reduce the specification of structure design. In order to evaluate the effect of insulator on structure design, the experiment set-up simulated cryogenic vessel was tested in shock environment according to thermal insulator. As a result, the behavior of internal support under external shock was understood and the design criteria was able to be suggested.
E. Hemanth Rao;Prabhat Kumar Shukla;D. Ponraju;B. Venkatraman
Nuclear Engineering and Technology
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제56권1호
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pp.283-291
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2024
Sodium cooled Fast Reactors (SFR) are built with several engineered safety features and hence a severe accident such as a core melt accident is hypothetical with a probability of <10-6/ry. However, in case of such accidents, the mixture of the molten fuel and structural materials interacts with sodium. This phenomenon is known as Molten Fuel Coolant Interaction (MFCI) and results in fragmentation of the melt due to various instabilities. The fragmented particles settle as a debris bed on the core catcher at the bottom of the reactor vessel, and continue to generate decay heat. Characteristics of the debris particles play a vital role in heat transfer from the bed and need thorough investigation. The size, shape, and physical state of the debris depend on the associated fragmentation mechanism, superheating of the melt, and sodium temperature. Experiments have been conducted by releasing simulated corium, a molten mixture of alumina and iron generated by the aluminothermy process at ~2400 ℃ into liquid sodium, to study the fragmentation phenomena. After the experiment, the fragmented debris was retrieved and the particle size distribution was determined by sieve analysis. The debris was subjected to microscopic investigation for obtaining morphological characteristics. Based on the characteristics of debris, an attempt has been made to assess of fragmentation mechanism of simulated corium in sodium.
컴퓨터용 방열기의 헤더부 튜브 삽입길이에 따른 열전달 및 유동특성을 파악하기 위하여 수치해석을 수행하였다. 튜브삽입길이 0, 5, 10mm의 3가지 해석모델을 선정하였으며 해석결과의 타당성 검증을 위해 삽입길이가 5mm 일 때 샘플을 실험결과와 비교하였다. 유량분배의 균일성을 판단하기 위해 각 튜브에서 유량비를 분석하였고, 유량분배 특성을 정량적으로 비교하기 위하여 유량균일도를 정의하였다. 해석결과를 통하여 모든 샘플에서 열전달량과 압력강하는 질량유량이 증가함에 따라 점차 증가하였으며, 튜브삽입길이가 10mm(h/D=0.5)인 샘플 3의 열전달량과 압력강하는 가장 크게 나타났다. 유량균일도(Stotal )를 조사하였을 때 튜브삽입길이가 0mm(h/D=0)인 샘플 1이 0.0052로 가장 균일한 유량분포를 보였다.
Measurements of the local heat transfer coefficients on hemispherical convex and concave surfaces with a turbulent impinging jet were made. The Reynolds number used was 11000, 23000, 50000 and the nozzle- to- surface distance was L/d=2, 4, 6, 8, and 10 and the jet angle was a = $0^{\circ}$, $15^{\circ}$, $30^{\circ}$ and $40^{\circ}$. In case of concave surface, the Nusselt number at the stagnation point decreases as the jet angle increases and has the maximum value for L/d=6. The X-axis Nusselt number distributions exhibit secondary maxima at $0^{\circ}$$\leq$ a $\leq$$15^{\circ}$, L/d $\leq$ 4 for X/d<0(upstream) and at $0^{\circ}$$\leq$ a $\leq$$40^{\circ}$, L/d $\leq$ 4 and at $30^{\circ}$$\leq$ a $\leq$$40^{\circ}$, 4 < L/d $\leq$ 6 for X/d<0(downstream). The secondary maximum occurs at long distance from the stagnation point as the jet angle increases or the nozzle-to-surface distance decreases. In case of convex, correlations of the stagnation point Nusselt number according to Reynolds number, jet-to-surface distance ratio and dimensionless surface angle are presented. In the stagnation point, in term of Ren, n ranges from 0.43 in case of 2 $\leq$ L/d $\leq$ 6 to 0.45 in case of 6 < L/d $\leq$ 10, there agrees roughly appears to be laminar boundary layer result. The maximum Nusselt number, in this experiment, occurred in the direction of upstream. The displacement of the maximum Nusselt number from the stagnation point increases with increasing surface angle or decreasing nozzle-to-surface distance. On this condition about surface curvature D/d=10, the maximum displacement is about 0.7 times of the jet nozzle diameter. The ratio of the maximum Nusselt number to the stagnation Nusselt number increases as the jet angle increases.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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