• 한국추진공학회지
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• 제9권4호
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• pp.48-54
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• 2005

액체 산소(LOx)와 Jet A-1(Jet engine fuel)을 추진제로 하는 소형 액체 로켓 연소기에서 막 냉각의 효과에 관한 실험적 연구를 수행하였다. 막 냉각제(Jet A-1과 물)는 막냉각장치를 통해 분사되도록 하였다. 막 냉각 유량 변화에 따른 연소기의 외벽온도 및 막 냉각 길이는 추진제 혼합비, 연소실 압력 및 막냉각장치의 형상 변화(분사각)에 따라 비교하였다. 막 냉각에 따른 특성속도 효율의 손실도 막 냉각제를 물과 Jet A-1을 사용하였을 경우에 대해서 각각 구하였다. 연소실 압력의 증가에 따라 노즐에서의 외벽 온도는 증가하였으나, 퍼센트 막냉각 유량이 9% 이상인 경우에 연소실에서는 거의 영향을 받지 않았다. 특성속도는 퍼센트 막냉각 유량이 9% 이상일 때 추진제 혼합비에 영향을 받지 않았다.

• 한국환경과학회지
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• 제25권9호
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• pp.1269-1281
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• 2016

This study evaporative cooling system a heat wave climate change and reduction of the inside and outside thermal environment change research. Measurement items included micro meteorological phenomena and measured comfort indices. A micro meteorograph of temperature, relative humidity, surface temperature, and the comfort indices of WBGT, UTCI, and PMV were measured. The difference in inside and outside temperatures were compared for different land types, with the largest difference found in Type A ($4.81^{\circ}C$), followed by Type B ($4.40^{\circ}C$) and Type C ($3.12^{\circ}C$). Relative humidity was about 10.43% higher inside due to water injection by the evaporative cooling system. Surface temperature was inside about $6.60^{\circ}C$ higher than the outside all types. WBGT were Type A ($3.50^{\circ}C$) > Type B ($2.71^{\circ}C$) > Type C ($1.88^{\circ}C$). UTCI was low heat stress inside than outside all types. PMV was analysed Type C for inside predicted percentage of dissatisfied 75%, other types was percentage of dissatisfied 100% by inside and outside. Correlation analysis between land cover type and temperature, surface temperature, pmv, utci. T-test analysed inside and outside temperature difference was significant in all types of land.

• 한국산학기술학회논문지
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• 제17권1호
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• pp.244-251
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• 2016

본 연구에서는 폼 모니터의 유로 형상에 따라 유동 특성 및 분사거리에 비치는 영향을 수치적 해석기법인 유동해석을 통해 예측, 비교하고 실제 분사 성능 시험을 통해 검증하였다. 폼 모니터의 유로 형상에 따라 유체의 유동 양상이 달라지며, 유동손실이 발생함에 따라 분사거리에 영향을 미치는 것을 수치해석을 통해 계산하였다. 폼 모니터의 기본 형상은 N사에서 설계한 형상을 사용 하였고, 변경모델은 유로의 길이를 증가시킨 모델과 직선형태의 모델을 사용하였다. 입구압력은 6.5bar를 주었고, 계산 결과 유로의 길이를 증가시킨 모델과 직선형상 모델 모두 노즐에서의 분사거리가 향상되었다. 분사 성능시험결과와 비교한 결과 오차율은 7.43%로 비교적 잘 일치 하여 해석 기법의 타당성을 검증하였다.

• 한국추진공학회지
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• 제17권4호
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• pp.81-88
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• 2013

케로신과 액체산소를 추진제로 하는 다단연소방식 액체엔진용 산화제 과잉 예연소기를 설계하여 설계점에서 연소시험을 수행하였다. 설계된 산화제 과잉 예연소기는 산화제 일부와 연료를 혼합헤드를 통해 연소실에 공급하여 연소시키고 나머지 산화제를 연소실 재생냉각채널을 거쳐 연소실 중앙의 분사공을 통해 연소실로 주입하여 기화시키는 형태로 최종적으로 연소압 20 MPa, 혼합비 60에서 작동한다. 혼합헤드에는 단일 와류형 분사기를 벌집형태로 배열하였으며 가스 온도 균일성 향상과 연소 안정성 향상을 위한 혼합링과 터빈까지의 배관을 고려한 노즐을 장착하였다. 설계점 연소시험에서 산화제 과잉 예연소기는 높은 연소 안정성과 생성가스의 균일한 온도분포를 보였다.

• 한국추진공학회지
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• 제22권2호
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• pp.1-10
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• 2018

본 연구에서는 횡단류 공기유동에 수직으로 분사되는 액체제트의 분열거리와 액주궤적에 대한 음향가진의 영향을 살펴보았다. 이를 위해 단공 원형노즐 분사기를 이용하여 동일한 횡단류 공기속도에서 분사압력과 음향가진의 크기를 변화시켜가며 수류실험을 수행하였다. 또한 음향가진 주파수 기준 12개의 위상각에서 분무 이미지를 얻어 위상각 변화에 따른 영향을 확인하였다. 실험결과 분열길이는 비가진 상태에 비해 음향가진 상태에서 전반적으로 감소하였지만 위상각에 따른 변화는 발견되지 않았다. 본 실험 범위 내에서 음향가진은 수직분사 액체제트의 액주궤적에 거의 영향을 주지 못하였다.

• 한국수소및신에너지학회논문집
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• 제32권4호
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• pp.205-211
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• 2021

Recently, it is necessary for study on renewable energy due to environmental pollution and fossil fuel depletion. Therefore, in this study, the filling temperature according to the nozzle geometry was evaluated based on the limit temperature specified in SAEJ2601 for charging hydrogen, a new energy. There are three types of nozzles, normal, angle and round, fixed the average pressure ramp rate at 52.5 MPa/min, and the injection temperature was set at 293.4 K. As a result, the lowest temperature distribution was found in the round type, although the final temperature did not differ significantly in the three types of nozzles. In addition, Pearson's coefficient was calculated to correlate the mass flow rate with the heat transfer rate at the inner liner wall, which resulted in a strong linear relationship of 0.98 or higher.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권6호
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• pp.2002-2010
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• 2024

Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) has operated an integral effect test facility, the Advanced Thermal-Hydraulic Test Loop for Accident Simulation (ATLAS), with reference to the APR1400 (Advanced Power Reactor 1400) for tests for transient and design basis accidents simulation. A test for a loss of coolant accident (LOCA) at the top of the reactor pressure vessel (RPV) had been conducted at ATLAS to address the impact of the loss of safety injections (LSI) and to evaluate accident management (AM) actions during the postulated accident. The experimental data has been utilized to validate system analysis codes within a framework of the domestic standard problem program organized by KAERI in collaboration with Korea Institute of Nuclear Safety. In this study, the test has been analyzed by using thermal-hydraulic system analysis codes, MARS-KS 1.5 and TRACE 5.0 Patch 6, and a comparative analysis with experimental and calculation results has been performed. The main objective of this study is the investigation of the thermal-hydraulic phenomena during a small break LOCA at the RPV upper head with the LSI as well as the predictability of the system analysis codes after the AM actions during the test. The results from both codes reveal that overall physical behaviors during the accident are predicted by the codes, appropriately, including the excursion of the peak cladding temperature because of the LSI. It is also confirmed that the core integrity is maintained with the proposed AM action. Considering the break location, a sensitivity analysis for the nodalization of the upper head has been conducted. The sensitivity analysis indicates that the nodalization gave a significant impact on the analysis result. The result emphasizes the importance of the nodalization which should be performed with a consideration of the physical phenomena occurs during the transient.

• Korean Chemical Engineering Research
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• 제48권4호
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• pp.499-505
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• 2010

본 연구에서는 두 개의 기포유동층으로 구성된 연속장치(높이: 1.2 m, 내경: 0.11 m)를 이용하여 실험장치의 최소유동화속도와 고체순환량을 측정하여 수력학적 특성을 파악하고 흡수-재생 조업변수에 의한 반응특성을 알아보았다. 사용된 K-계열 건식흡수제는 한국전력연구원으로부터 공급되었고 $CO_2$ 흡수를 위한 35%의 탄산칼륨과 기계적 강도를 위한 65%의 지지체로 구성되어 있다. 연속 장치는 두 개의 기포유동층 반응기, 수송관, 상승관, 냉각장치, 분석기, 히터 등으로 구성되어 있다. 이 장치의 최소유동화속도는 0.0088 m/s이고 수송관의 유속이 1.05 m/s일 때 고체순환량은 $10.3kg/m^2{\cdot}s$로 측정되었다. 모사가스를 이용하여 실험을 수행하였고 흡수반응기 입구 $CO_2$ 농도(Dry basis)는 약 10 vol%였고, 온도는 흡수반응온도 $70^{\circ}C$, 재생반응온도 $200^{\circ}C$에서 각각 일정하게 유지하였다. 반응기의 차압은 흡수반응기 $415mmH_2O$, 재생반응기 $350mmH_2O$에서 안정적으로 유지하였다. 실험은 조업변수들인 $H_2O$ 주입농도(7.28~19.66%), 모사가스 유속(0.053~0.103 m/s), 흡수반응온도($60{\sim}80^{\circ}C$), 재생반응온도($150{\sim}200^{\circ}C$), 고체순환량($7.0{\sim}10.3kg/m^2{\cdot}s$)의 변화에 따라 반응실험이 실시되었다. 각 변수실험은 정상상태 도달 후 1시간 정도 유지한 후 결과를 저장, 분석하였다. 실험결과 수증기 주입량, 재생반응온도, 고체순환량이 증가할수록 제거율은 증가하였고 흡수반응온도, 유속이 증가함에 따라 제거율은 감소하였다.

• Korean Chemical Engineering Research
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• 제54권6호
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• pp.863-870
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• 2016

본 논문의 목적은 소듐냉각고속로(sodium cooled fast reactor, SFR)와 초임계 $CO_2$ Brayton cycle의 연계 시, 원자로 열수송 계통과 동력변환 계통의 압력 경계를 형성하는 회로인쇄형 열교환기의 경계면에 균열이 발생해 고압(약 200 bar)의 $CO_2$가 상압 수준의 액체소듐유로 측에 유입되었을 때의 물리/화학적 현상을 파악하여 열교환기 설계에 활용 가능한 실험 자료를 생산하는 것이다. 열교환기의 소듐-$CO_2$ 경계면 균열 현상은 경계면의 균열 크기에 따라 미세 균열에 의한 소듐유로막힘(plugging) 현상과 상대적으로 큰 균열에 의한 열교환기 재료손상(wastage) 현상으로 나뉜다. Plugging 실험결과, 소듐유로 직경이 3mm일 때 $CO_2$ 주입 즉시 소듐 흐름이 정지한 반면 소듐유로 직경이 5 mm일 때는 유량이 감소되기 시작하는 시점은 3 mm의 경우와 유사하게 $CO_2$ 주입 즉시 나타났지만 소듐의 흐름이 완전히 정지할 때까지는 상대적으로 오랜 시간이 소요되었다. 이러한 실험결과는 실제 열교환기의 소듐-$CO_2$ 경계면에서 미세균열이 발생했을 때, 소듐유로 직경이 3 mm로 좁을 경우 균열 발생과 동시에 해당 소듐유로가 반응생성물에 의해 막혀 해당 유로 외의 유로들로 지속적인 열교환기 운전이 가능하지만, 소듐유로의 직경이 5 mm로 넓어질 경우 소듐유로가 고체생성물에 의해 즉시 막히지 않고 생성물이 소듐유로를 따라 계통 내부를 이동하다 일정 농도 이상이 되어야 소듐유로를 막게 할 것으로 예상할 수 있는 결과이다. Wastage 실험결과, 열교환의 재질(STS316, Inconel600, G91 합금강), 운전온도($400{\sim}500^{\circ}C$), 노즐직경(0.2~0.8 mm), 시편-노즐 거리(2~6 mm)와 무관하게 고압(약 200~250 bar)의 $CO_2$ 분사에 의한 시편의 물리적 손상(erosion) 현상은 발생하지 않았다. 노즐에서의 분사되는 $CO_2$의 분사속도는 마하 0.4~0.7인 것으로 확인되었다. 본 연구의 실험결과는 열교환기 파손 대처 설계에 배경 실험 자료로 활용될 것으로 기대된다.

• 비파괴검사학회지
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• 제24권2호
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• pp.164-170
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• 2004

중수로 내부구조물 중 칼란드리아관(CT)와 액체주입노즐관(LIN)은 서로 수평으로 90도 교차되게 배열되어 있으며 원자로 내의 열, 방사선, 하중에 의해 creep 현상이 발생되어 처짐이 일어난다. 칼란드리아관은 액체주입노즐관과 동일 재료이나 운전 온도와 방사선 조사량으로 인해 액체주입노즐관에 비해 상당히 열악한 조건에 노출되어 있으므로 처짐이 심각할 것으로 예상된다. 만약 두 관의 접촉이 발생되면 원전 안전성에 영향을 미칠 것이므로 인접관에 대한 접촉여부 점검은 중수로 안전현안 중 하나이다. 이러한 접촉여부를 확인하기 위하여 핵연료채널 내부로 탐촉자를 삽입하여 인접관과의 교차점에서 간격을 직접측정하기 위한 방법으로 원거리장 와전류검사 (RFECT) 기술을 적용하였다. 핵연료채널 인접관인 액체주입노즐관 신호 취득시 발생 가능한 잡음 신호(두께변화, Lift-off, 수축)에 대해 체적적분법에 의한 모델링으로 조사하였고, 신호와 잡음과의 분리 가능한 조건을 확인하였다. 원거리장 와전류검사 적정 조건은 민감도와 투과력 그리고 잡음신호 등을 동시에 고려하여 주파수 1kHz와 코일간격 200m로서 결정하였다. 원거리장 와전류검사 실험 결과 칼란드리아관과 액체주입노즐관 사이의 간격 변화에 대한 신호 특성을 전압평면을 이용하여 상관관계를 도출하였다.