• 한국지하수토양환경학회지:지하수토양환경
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• 제20권3호
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• pp.51-64
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• 2015

In the present study, we develop two history matching techniques based on Markov chain Monte Carlo method where radial basis function and Gaussian distribution generated by unconditional geostatistical simulation are employed as the random walk transition kernels. The Bayesian inverse methods for aquifer characterization as the developed models can be effectively applied to the condition even when the targeted information such as hydraulic conductivity is absent and there are transient hydraulic head records due to imposed stress at observation wells. The model which uses unconditional simulation as random walk transition kernel has advantage in that spatial statistics can be directly associated with the predictions. The model using radial basis function network shares the same advantages as the model with unconditional simulation, yet the radial basis function network based the model does not require external geostatistical techniques. Also, by employing radial basis function as transition kernel, multi-scale nested structures can be rigorously addressed. In the validations of the developed models, the overall predictabilities of both models are sound by showing high correlation coefficient between the reference and the predicted. In terms of the model performance, the model with radial basis function network has higher error reduction rate and computational efficiency than with unconditional geostatistical simulation.

• Ecology and Resilient Infrastructure
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• 제5권4호
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• pp.210-218
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• 2018

본 연구에서는 침수된 계단 흐름의 변화에 따른 인명의 대피 안전성을 분석하기 위하여 실규모의 계단 수로 모형을 제작하여 수리 실험을 수행하였다. 실험에서는 계단 각각의 단에서의 수심과 유속을 측정하였으며 이를 이용하여 단위 폭당 비력을 산출하였다. 그리고 산출된 단위 폭당 비력 값을 이용하여 침수된 계단 흐름의 변화에 따른 구간별 대피 안전성을 제시하였다. 실험을 통해 측정된 수심 값과 Ishigaki의 단위 폭당 비력에 따른 대피 안전성 그래프를 결합하여 분석한 결과 계단 흐름 수심 0.20 m 이상에서는 도움 없이 성인 남성의 대피가 어려운 것이 확인되었으며, 수심 0.15 m 이상에서는 성인 여성과 노인 남성이 도움 없이 대피가 어려운 것으로 확인되었다. 노인 여성의 경우 수심 0.13 m 이상에서 도움 없이 대피가 어려운 것으로 나타났다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권10호
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• pp.3874-3897
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• 2023

A high-fidelity computational fluid dynamics (CFD) analysis was performed using the Large Eddy Simulation (LES) model for the lower plenum of the High-Temperature Test Facility (HTTF), a ¼ scale test facility of the modular high temperature gas-cooled reactor (MHTGR) managed by Oregon State University. In most next-generation nuclear reactors, thermal stress due to thermal striping is one of the risks to be curiously considered. This is also true for HTGRs, especially since the exhaust helium gas temperature is high. In order to evaluate these risks and performance, organizations in the United States led by the OECD NEA are conducting a thermal hydraulic code benchmark for HTGR, and the test facility used for this benchmark is HTTF. HTTF can perform experiments in both normal and accident situations and provide high-quality experimental data. However, it is difficult to provide sufficient data for benchmarking through experiments, and there is a problem with the reliability of CFD analysis results based on Reynolds-averaged Navier-Stokes to analyze thermal hydraulic behavior without verification. To solve this problem, high-fidelity 3-D CFD analysis was performed using the LES model for HTTF. It was also verified that the LES model can properly simulate this jet mixing phenomenon via a unit cell test that provides experimental information. As a result of CFD analysis, the lower the dependency of the sub-grid scale model, the closer to the actual analysis result. In the case of unit cell test CFD analysis and HTTF CFD analysis, the volume-averaged sub-grid scale model dependency was calculated to be 13.0% and 9.16%, respectively. As a result of HTTF analysis, quantitative data of the fluid inside the HTTF lower plenum was provided in this paper. As a result of qualitative analysis, the temperature was highest at the center of the lower plenum, while the temperature fluctuation was highest near the edge of the lower plenum wall. The power spectral density of temperature was analyzed via fast Fourier transform (FFT) for specific points on the center and side of the lower plenum. FFT results did not reveal specific frequency-dominant temperature fluctuations in the center part. It was confirmed that the temperature power spectral density (PSD) at the top increased from the center to the wake. The vortex was visualized using the well-known scalar Q-criterion, and as a result, the closer to the outlet duct, the greater the influence of the mainstream, so that the inflow jet vortex was dissipated and mixed at the top of the lower plenum. Additionally, FFT analysis was performed on the support structure near the corner of the lower plenum with large temperature fluctuations, and as a result, it was confirmed that the temperature fluctuation of the flow did not have a significant effect near the corner wall. In addition, the vortices generated from the lower plenum to the outlet duct were identified in this paper. It is considered that the quantitative and qualitative results presented in this paper will serve as reference data for the benchmark.

• 한국유체기계학회 논문집
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• 제17권4호
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• pp.47-52
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• 2014

An inducer is forward-attached to an impeller to improve the suction performance. This paper described the experimental and numerical investigations on the concept of NPSH similarity about the inducer scale. As Reynolds number decreased for the same scale inducer, the hydraulic performance is slightly reduced because of the viscosity. The suction performance similarity is in good agreement. For different scale inducers, the NPSH similarity did not follow the conventional rule which is proportional to the square of the inducer diameter. A cavity of two times scale inducer grows faster under cavitation inception, and the head is more drop as the fluid passes blades. Because of the simplified cavitation model and vapor pressure, the NPSH similarity dose not have an accuracy. This study suggested an empirical formula for the NPSH similarity.

• 한국지반공학회논문집
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• 제30권1호
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• pp.37-47
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• 2014

불포화 수리전도도는 Mualem 모세관 모델에 의하여 이론적으로 함수특성곡선으로부터 적분된다. 하지만 예측된 수리전도도는 포화 부근에서 모관흡수력의 미소한 변화에도 극도로 민감하다. 원활한 형태의 함수특성곡선에 의한 Mualem 수리전도도는 포화 부근에서 급격하게 감소하며, 수리적 거동을 신뢰할 수 있게 모델하지 못하거나 수치해의 안정성을 저해 한다. van Genuchten-Mualem(VGM) 수리전도도를 개선하기 위하여, 낮은 모관흡수력 수준에 있는 임의의 공기함입치이내에서 van Genuchten 함수특성곡선을 수정하였다. 수정 VG 곡선은 대수축에서 임의의 공기함입치에서 포화상태까지 선형화된다. 수정 VG 함수특성곡선은 실제 함수특성거동의 회귀분석에 영향을 끼치지 않으며 원래의 VG 함수특성곡선의 계수를 그대로 사용한다. 수정 VG 곡선을 이용하여, VGM 수리전도도는 임의의 공기합입치를 기준으로 구간별 적분하여 수정되었다. 수정 VGM 수리전도도가 해석적 해로 제안되었으며, 포화부근 영역에서 수리전도도가 급격하게 감소하는 현상이 제거되었다. 실제 사면의 2차원 침투해석을 통하여 VGM 수리전도도와 제안된 모델에 따른 수리거동을 비교하였다. 제안된 모델은 여러 강우조건에 따른 해의 수렴성을 확보하였지만, VGM 수리전도도를 적용하면, 포화부근의 수리전도도가 급격하게 감소하여 강우량이 많은 경우 해가 수렴하지 않았다. 특히 선행강우에 의한 초기 안전율과 집중강우 후 최종 안전율을 크게 평가할 수 있었다. 제안된 수리전도도 모델은 침투해석과 안정해석을 통하여 실제 사면의 붕괴를 재현할 수 있었다.

• 터널과지하공간
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• 제24권6호
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• pp.440-448
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• 2014

수압파쇄 기술은 가스나 석유, 지열 등 에너지자원의 회수율을 향상시키기 위해 다양한 분야에서 응용되고 있으며 수압파쇄 메커니즘 규명 및 응용분야에 대한 연구는 꾸준히 진행되어 왔다. 본 연구에서는 효과적인 수압파쇄를 위하여 실제 현장과 유사한 상황을 구현할 수 있는 축소모형실험을 통해 유도홈의 개수에 따른 수압파쇄시 균열발생 압력을 분석하기 위하여 수압파쇄 시험 장치를 구축하여 수압파쇄 시험을 실시하였다. 또한 그 결과를 토대로 물성과 역학적인 특성을 취득하여 3차원 개별 요소 프로그램인 3DEC을 이용한 수치해석적 모델링 값과 비교 분석함으로써 신뢰성 있는 결과를 도출하고자 하였다. 그 결과 유도홈을 이용할 경우 효과적인 균열 발생이 가능할 것으로 사료된다.

• 물과 미래
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• 제28권1호
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• pp.107-120
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• 1995

본 연구는 네팔의 Modi Khola 강 유역에 건설되는 Modi Khola 수력발전소의 취수구 구조물 및 침사지 구조물에 대한 수리모형실험 연구이다. 취수구 구조물은 축척이 1:20인 정상모형으로, 침사지 구조물은 수직방향 축척이 1:10, 수평방향 축척이 1:15인 왜곡모형으로 제작되었다. 본 실험에서는 이동상 모형이론에 의해 'Anthracite'($\rho_s$ =1.48)를 모형사로 선택하였다. 실험결과 취수구 구조물 부분에서는 세사영역의 유사퇴적을 막기 위해 적정한 높이의 guide wall 설치가 바람직하며, 효율적 배사를 위해 배사수문의 적절한 조작이 필요한 것으로 나타났다. 침사지 구조물 부분에서는 효율적인 침사를 위해 침사지내의 난류호흡을 억제시키는 설계가 요구되었고, 침사지내 퇴사를 처리하기 위하여 설치된 유출구측의 배사 파이프는 침사지 전영역의 배사를 효율적으로 수행하지 못하였으므로 최대 퇴사가 발생하는 지점 근처에 추가로 배사 파이프를 설치하는 것이 바람직하다. 또한 침사효율은 평균 약 95%로 관측되었는데, 비교적 좋은 침사지 설계라 판단된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권8호
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• pp.1626-1637
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• 2020

This work covers an important point of the benchmark released by the expert group on Uncertainty Analysis in Modeling of Light Water Reactors. This ambitious benchmark aims to determine the uncertainty in light water reactors systems and processes in all stages of calculation, with emphasis on multi-physics (coupled) and multi-scale simulations. The Gesellschaft für Anlagen und Reaktorsicherheit methodology is used to propagate the thermal-hydraulic uncertainty of macroscopic parameters through TRACE5.0p3/PARCSv3.0 coupled code. The main innovative points achieved in this work are i) a new thermal-hydraulic model is developed with a highly-accurate 3D core discretization plus an iterative process is presented to adjust the 3D bypass flow, ii) a control rod insertion occurrence -which data is obtained from a real PWR test- is used as a transient simulation, iii) two approaches are used for the propagation process: maximum response where the uncertainty and sensitivity analysis is performed for the maximum absolute response and index dependent where the uncertainty and sensitivity analysis is performed at each time step, and iv) RESTING MATLAB code is developed to automate the model generation process and, then, propagate the thermal-hydraulic uncertainty. The input uncertainty information is found in related literature or, if not found, defined based on expert judgment. This paper, first, presents the Gesellschaft für Anlagen und Reaktorsicherheit methodology to propagate the uncertainty in thermal-hydraulic macroscopic parameters and, then, shows the results when the methodology is applied to a PWR reactor.

• 한국해안해양공학회지
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• 제10권2호
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• pp.83-92
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• 1998

대격자망 수치모형에서 저항물체에 의한 유수저항을 평가하기 위하여, 항력으로부터 유도된 drag stress를 수심적분된 Reynolds 방정식에 도입하였다. 그리고, 해석해가 존재하는 조건에 대한 다양한 수치실험을 통하여 본 모형의 적용성 및 문제점을 검토하였다. 단일물체의 경우, 수치해는 해석해에 대하여 유속의 크기에 있어서$\pm$10% 정도의 오차범위를 나타내는 좋은 일치를 보였으며 후류폭의 크기도 전 경우에 있어서 해석해와 잘 일치 하였다. 또한, 열을 이룬 물체에 대한 항력계수와 와동점성계수가 정확하게 결정된다면, 본 모형은 열을 이룬 물체 배후에서 평균류의 흐름분포를 평가하는 데 효율적으로 이용될 수 있을 것이다.

• Journal of Mechanical Science and Technology
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• 제14권9호
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• pp.985-996
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• 2000

The issue of quench is related to safety operation of large-scale superconducting magnet system fabricated by cable-in-conduit conductor. A numerical method is presented to simulate the thermal hydraulic quench characteristics in the superconducting Tokamak magnet system, One-dimensional fluid dynamic equations for supercritical helium and the equation of heat conduction for the conduit are used to describe the thermal hydraulic characteristics in the cable-in-conduit conductor. The high heat transfer approximation between supercritical helium and superconducting strands is taken into account due to strong heating induced flow of supercritical helium. The fully implicit time integration of upwind scheme for finite volume method is utilized to discretize the equations on the staggered mesh. The scheme of a new adaptive mesh is proposed for the moving boundary problem and the time term is discretized by the-implicit scheme. It remarkably reduces the CPU time by local linearization of coefficient and the compressible storage of the large sparse matrix of discretized equations. The discretized equations are solved by the IMSL. The numerical implement is discussed in detail. The validation of this method is demonstrated by comparison of the numerical results with those of the SARUMAN and the QUENCHER and experimental measurements.