• 한국해양공학회지
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• 제10권3호
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• pp.138-152
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• 1996

Many studies of heat transfer on the swirling flow or unswirled flow in a abrupt pipe expansion are widely carried out. The mechanism is not fully found evidently due to the instabilities of flow in a sudden change of the shape and appearance of turbulent shear layers in a recirculation region and secondary vortex near the corner. The purpose of this study is to obtain data through an experimental study of the swirling flow and heat transfer downstream of an abrupt expansion in a circular pipe with uniform heat flux. Experiments were carried out for the turbulent flow nd heat transfer downstream of an abrupt circular pipe expansion. The uniform heat flux condition was imposed to the downstream of the abrupt expansion by using an electrically heated pipe. Experimental data are presented for local heat transfer rates and local axial velocities in the tube downstream of an abrupt 3:1 & 2:1 expansion. Air was used as the working fluid in the upstream tube, the Reynolds number was varied from 60, 00 to 120, 000 and the swirl number range (based on the swirl chamber geometry, i.e. L/d ratio) in which the experiments were conducted were L/d=0, 8 and 16. Axial velocity increased rapidly at r/R=0.35 in the abrupt concentric expansion turbulent flow through the test tube in unswirled flow. It showed that with increasing axial distance the highest axial velocities move toward the tube wall in the case of the swirling flow abrupt expansion. A uniform wall heat flux boundary condition was employed, which resulted in wall-to-bulk temperatures ranging from 24.deg. C to 71.deg. C. In swirling flow, the wall temperature showed a greater increase at L/d=16 than any other L/d. The bulk temperature showed a minimum value at the pipe inlet, it also exhibited a linear increase with axial distance along the pipe. As swirl intensity increased, the location of peak Nu numbers was observed to shift from 4 to 1 step heights downstream of the expansion. This upstream movement of the maximum Nusselt number was accompanied by an increase in its magnitude from 2.2 to 8.8 times larger than fully developed tube flow values.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권8호
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• pp.3017-3029
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• 2023

In the late in-vessel phase of a nuclear reactor severe accident, the internal heat transfer and crust evolution during the debris bed melting process have important effects on the thermal load distribution along the vessel wall, and further affect the reactor pressure vessel (RPV) failure mode and the state of melt during leakage. This study coupled the phase change model and large eddy simulation to investigate the variations of the temperature, melt liquid fraction, crust and heat flux distributions during the debris bed melting process in the hypothetical severe accident of HPR1000. The results indicated that the heat flow towards the vessel wall and upper surface were similar at the beginning stage of debris melting, but the upward heat flow increased significantly as the development of the molten pool. The maximum heat flux towards the vessel wall reached 0.4 MW/m². The thickness of lower crust decreased as the debris melting. It was much thicker at the bottom region with the azimuthal angle below 20° and decreased rapidly at the azimuthal angle around 20-50°. The maximum and minimum thicknesses were 2 and 90 mm, respectively. By contrast, the distribution of upper crust was uniform and reached stable state much earlier than the lower crust, with the thickness of about 10 mm. Moreover, the sensitivity analysis of initial condition indicated that as the decrease of time interval from reactor scram to debris bed dried-out, the maximum debris temperature and melt fraction became larger, the lower crust thickness became thinner, but the upper crust had no significant change. The sensitivity analysis of in-vessel retention (IVR) strategies indicated that the passive and active external reactor vessel cooling (ERVC) had little effect on the internal heat transfer and crust evolution. In the case not considering the internal reactor vessel cooling (IRVC), the upper crust was not obvious.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제34권1호
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• pp.68-79
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• 2002

The approach for evaluating the critical heat flux (CHF) margin using the departure from nucleate boiling ratio (DNBR) concept has been widely applied to PWR core design, while DNBR in this approach does not indicate appropriately the CHF margin in terms of the attainable power margin-to-CHF against a reactor core condition. The CHF power margin must be calculated by increasing power until the minimum DNBR reaches a DNBR limit. The Critical Power Ratio (CPR), defined as the ratio of the predicted CHF power to the operating power, is considered more reasonable for indicating the CHF margin and can be calculated by a CPR orrelation based on the heat balance of a test bundle. This approach yields directly the CHF power margin, but the calculated CPR must be corrected to compensate for many local effects of the actual core, which are not considered in the CHF test and analysis. In this paper, correction of the calculated CPR is made so that it may become equal to the DNB overpower margin. Exemplary calculations showed that the correction tends to be increased as power distribution is more distorted, but are not unduly large.

• Journal of Mechanical Science and Technology
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• 제16권7호
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• pp.966-974
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• 2002

An analytic approach has been employed to study condensate film thickness distribution inside cave-shaped cavity of a flat plate heat pipe. The results indicate that the condensate film thickness largely depends on mass flow rate and local velocity of condensate. The increasing rate of condensate film for circular region reveals about 50% higher value than that of vertical region. The physical properties of working fluid affect significantly the condensate film thickness, such as the condensate film thickness for the case of FC-40 are 5 times larger than that of water. In comparison with condensation on a vertical wall, the average heat transfer coefficient in the cave-shaped cavity presented 10∼15% lower values due to the fact that the average film thickness formed inside the cave-shaped cavity was larger than that of the vertical wall with an equivalent flow length. A correlation formula which is based on the condensate film analysis for the cave-shaped cavity to predict average heat transfer coefficient is presented. Also, the critical minimum fill charge ratio of working fluid based on condensate film analysis has been predicted, and the minimum fill charge ratios for FC-40 and water are about Ψ$\_$crit/=3∼7%, Ψ$\_$crit/=0.5∼1.3% respectively, in the range of heat flux q"=5∼90kW/㎡.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제35권4호
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• pp.274-285
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• 2003

Film boiling heat transfer coefficients for a downward-facing hemispherical surface are measured from the quenching tests in DELTA (Downward-boiling Experimental Loop for Transient Analysis). Two test sections are made of copper to maintain Bi below 0.1. The outer diameters of the hemispheres are 120 mm and 294 mm, respectively. The thickness of both the test sections is 30 mm. The effect of diameter on film boiling heat transfer is quantified utilizing results obtained from the two test sections. The measured heat transfer coefficients for the test section with diameter 120 mm lie within the bounding values from the laminar film boiling analysis, while those for diameter 294 mm are found to be greater than the numerical results on account of the Helmholtz instability. There is little difference observed between the film boiling heat transfer coefficients measured from the two test sections. In addition, the higher thermal conductivity of copper results in the higher minimum heat flux in the tests. For the test section of diameter 120 mm, the Leidenfrost point is lower than that for the test section of diameter 294 mm. Destabilization of film boiling propagates radially inward for the 294 mm test section versus radially outward for the 120 mm Test Section.

• 한국지구과학회지
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• 제26권5호
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• pp.395-403
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• 2005

본 연구는 1993년부터 2003년 동안 겨울철 제주도 지방에 눈이 내린 경우를 대상으로 대기가 해양으로부터 얻은 열교환량을 계산하여 보웬비(현열속/잠열속)와 강설간의 관계를 분석한 것이다. 대상지역은 제주도 4개 관측지점인 제주, 서귀포, 성산포, 고산이다. 적설 예측의 신뢰도를 높일 수 있는 방법을 찾기 위하여 바람과 같은 기상의 영향이 가미된 보웬비와 적설과의 관계를 해기차와 적설과의 관계와 비교해 보았다. 그 결과 신적설 시, 지역별 최저 해기차는 제주시, 서귀포, 성산포, 고산에서 각각 10.9, 12.3, 11.5, $14.3^{\circ}C$였고, 그 이상의 해기차에서 신적설 확률은 각각 26, 29, 13, $23\%$인데 비해, 신적설시 지역별 최저 보웬비는 각각 0.59, 0.60, 0.65, 0.65였고, 그 이상의 보웬비에서 신적설 확률은 33, 70, 31, $58\%$로 나타나 보웬비가 해기차보다 높은 확률을 보였다. 보웬비에 의한 확률이 해기차에 의한 확률보다 높게 나타나는 이유는 해기차에 의해 형성된 강설의 조건에 바람에 의한 열교환이 강설의 조건을 강화시킨 것이 보웬비에 나타났기 때문으로 생각된다. 10년$(’93\~’02)$간 자료를 분석한 결과 각 지역별 신적설이 $10.0\~0.9cm$ 일 때 평균 보웬비는 $0.63\~0.67$이고 신적설이 $1.0\~4.9cm$ 일때 평균 보웬비는 0.72 이상으로 조사되어 강설시 적설량과 보웬비는 비례관계가 있음을 알 수 있었다.

• 한국해양학회지
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• 제30권6호
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• pp.543-549
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• 1995

연속된 AVHRR/SST 자료를 이용한 표층유속의 추정에 역행렬법이 이용되어 왔다. 본 모델에서 방정식체계는 열방정식과 제한요소로서 가중치가 있는 발산최소화이다. 제한요소는 열방정식의 속도해중에서 null space(Menke, 1984)에 해당하는 해를 구하기 위하여 도입되었으며 이 식들은 격자화한 영역에서 AVHRR/SST의 수온경사에 의해 선형화된다. 실험은 열방정식에 대한 발산최소화의 상대적 중요성을 나타내는 가중치의 크기를 설정하기 위하여 수행하였으며 행렬식은 SVD(Singular Value Decomposion)에 의해 해를 구했다. 실험에서 가상온도분포의 수온경사와 가상유속장의 발산의 크기는 실제해역에 근사시켰다. 열방정식은 착산의 효과를 무시하고 열속이 공간적으로 일정한 것으로 가정하여 구성하였으며 이와같은 가정에 의한 오류를 고려하기 위하여 가상 온도자료에 무작위오류를 도입하였다. 실험결과에 의하면 가중치를 설정하는 기준으로서 상대오차 최소화가 잔차최소화보다 바람직한 것으로 나타났으며 가중치가 $10^{-1}$의 크기일 때 추정유속의 오류가 가장 작은것으로 나타났다.

• 한국재난정보학회 논문집
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• 제10권4호
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• pp.583-597
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• 2014

난방기기에 의한 화재는 다양한 난방기기의 종류처럼 그 원인도 다양하고. 매년 계속되는 전통재래시장에서의 난방기기에 의한 화재사고가 빈번히 발생하여 인명 및 재산상의 손실을 초래하고 있다. 일반주택이나 아파트 등 대부분의 주거시설은 난방용 보일러가 보급되어 난방기기로 인한 화재가 그리 많지 않으나 식당, 시장의 점포와 사무실, 체육관, 공장, 작업장 등에서는 여전히 석유난로, 전기난로 등 난방기기를 사용 하고 있어 화재의 위험성에 노출되어 있다. 또한 난방용 기기의 발생건수를 살펴보면 가정용보일러, 목탄난로, 석유난로, 가스난로/스토브, 전기스토브/히터 순으로 발생한 것으로 분석되었으며, 인명피해 별 건수는 가스난로/스토브, 석유난로 /곤로, 전기히터/스토브, 연탄/석탄난로 순으로 분석되었다. 또한 가스 및 석유관련 난방용기기가 발생빈도(frequency)는 낮지만 화재강도(intensity)가 높은 것으로 분석 되었다. 따라서 본 연구의 목적은 다중이용시설인 전통재래시장에서 아직도 많이 사용되고 있고, 실제 화재발생사례가 많은 석유난로와 전기스토브에 의한 발화 위험성 즉 최소발화온도, 탄화 정도와 그에 따른 열유속을 정상상태와 비정상상태 하에서의 가연물의 접촉 및 전도로 인한 화재 발생 가능성을 재연하여 검토해 봄으로서 보다 과학적인 화재조사 및 감식 접근방법을 강구하고자 하였다. 재연실험 결과 실험체 2종(석유난로/전기스토브) 모두 양호한 축열 조건이 만들어지지 않는 한 발화위험성은 극히 적은 것으로 나타났지만 탄화의 상태는 각 부위별로 진행되는 것으로 분석되었다. 결국 화재로의 전이는 축열에 의한 발화이므로 최소한 화재장소의 축열 온도조건이 $500^{\circ}C$ 이상일 때 발화되는 것으로 분석되었다. 특히 전기스토브의 발열체인 석영관인 경우 가장 짧은 시간 내(10sec)에 $600^{\circ}C$ 이상의 온도로 급 가열 되어 이때의 열유속은 6.26kW/m2으로 나타나 이는 보온된 PVC케이블이 손상과 함께 인체에는 2도 화상을 입히는 결과를 나타내는 것으로 분석 되었다. 아울러 온도 조건 이외에 거리변화에 따른 열량의 감소분을 나타내는 형태계수(Geometric View Factor)와 화재하중(Fire Load)에 따른 온도 변화도 고려되어야 할 중요한 변수임 알았다. 따라서 이에 관한 세심한 화재조사 및 감식의 매뉴얼이 있어야 할 것으로 사료되며 이러한 실험에 의한 과학적이고 합리적인 노력들이 향후 화재조사 및 감식에 대한 매뉴얼 작성과 이론적 토대를 세우는데 기여하기를 기대한다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.409-414
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• 1997

Reflood model in RELAP5/MOD3.1 are modified to improve the unrealistic prediction results of the model. In the new method, the modified Zuber pool boiling critical heat flux (CHF) correlation is adopted. The reflood drop size is characterized by the use of We=1.5 and the minimum drop size of 0.0007 m for $p^{*}\;{\leq}\;0.025$. To describe the wall to vapor heat transfer at low pressure and low flow condition, the Webb-Chen correlation is utilized . The suggested method has been verified through the simulations of the Lehigh University rod bundle reflood tests. Through sensitivity study it is shown that the effect of drag coefficients is dominant in the reflood model. It is proved that the present modifications result in much more improved quench behavior and accurate wan and vapor temperature predictions.

• 대한기계학회논문집
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• 제13권5호
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• pp.1032-1043
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• 1989

본 연구에서는 해석적으로 열적 입구 길이를 규명하는데 필요한 와류 열확산 계수를 실험 결과를 이용하여 결정하고, 시험관 입구의 형상 변화가 열전달 특성에 미치는 영향을 실험적으로 결정하며, 열적 입구 길이 영역에서 국소 열전달 계수를 표시할 수 있는 실험식을 제시하고, 유체의 전단율에 따른 점성 계수의 실험 결과와 점탄성 유체의 특성시간을 이용한 새로운 무차원 수인 Weissenberg수를 결정하여 퇴화 현상을 분석하고저 한다.