• 한국전자통신학회논문지
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• 제9권7호
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• pp.799-804
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• 2014

무한정한 발전자원과 무공해성 등의 장점을 가진 태양광 발전 시스템은 직류전력을 생산하기 때문에 계통의 연계송전이 가능한 교류전력으로 변환시켜주기 위해서는 태양광 인버터의 사용이 필요하다. 외부에 옥외형 구조로 노출되어 설치되는 소용량의 태양광 인버터는 태양이 강하게 내리쬐는 낮 시간 및 여름철과 같이 외부 환경의 온도가 상승함에 따라 에너지 손실이 발생하고 효율이 감소하게 된다. 태양광 발전 산업의 범위가 확대됨에 따라 태양광 인버터 또한, 상당한 에너지 손실 문제를 야기하므로 이에 따른 대책이 필요하다. 따라서 본 논문에서는 온도조건에 구애받지 않도록 태양광 인버터 외함에 열전소자를 부착한 냉각장치를 설치하고 냉각효과의 극대화를 위해 두 개의 냉각장치를 사용하여 위치 조절에 따른 냉각효과를 비교분석하고자 한다.

• 한국연소학회:학술대회논문집
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• 한국연소학회 2004년도 제28회 KOSCO SYMPOSIUM 논문집
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• pp.149-157
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• 2004

In the present paper we studied experimentally fundamental optimization of oxygen enriched pyrolysis melting incinerator, Characteristics of this system was confirmed dealing with the gas flow and combustion properties for the inside secondary air injection. The experiment setup has a disposal rate of 30kg/hr which was measured by the inside temperature and gas. Along with above experiments, the three-dimensional computation was employed to analyse the combustion fluid dynamics and gas residence time. Equations for turbulence and heat - transmission as well as chemical reactions were solved by using common codes. The experimental combustion chamber was composed of staged combustion types structure for reducing NOx. Finally, it was verified that the control of the secondary air and air ratio of thermo stack were important. In the computational analysis, it showed reasonable agreement with the experimental results regarding the temperature and discharged gas concentration.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권9호
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• pp.3112-3121
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• 2021

One of the major factors affecting the life span of a Reactor Pressure Vessel (RPV) is the Pressurised Thermal Shock (PTS). PTS is a thermo-mechanical load on the RPV wall due to steep temperature gradients and structural load created by internal pressure of the fluid within the RPV. Safe operating life of a nuclear power plant is ensured by carrying out fracture analysis of the RPV against thermal shock. Carrying out fracture tests on RPV/large scale components is not always feasible. Hence, studies on laboratory level specimens are necessary to validate and supplement the prototype results. This paper aims to study the fracture behaviour of standard Compact Tension [C(T)] specimens, made of RPV steel 20MnMoNi55, subjected to thermal shock through experimental and numerical investigations. Fracture tests have been carried out on the C(T) specimens subjected to thermal transient load and tensile load to quantify the effect of thermal shock. Crack resistance curves are obtained from the fracture tests as per ASTM E1820 and compared with those obtained numerically using XFEM and a good agreement was found. A quantitative study on the crack tip plastic zone, computed using cohesive segment approach, from the numerical analyses justified the experimental crack initiation toughness.

• 대한환경공학회지
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• 제27권8호
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• pp.877-885
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• 2005

반 밀폐형 공간에서 발생되는 비등온 고농도의 연무를 제거하기 위해 필요한 배연량 산정을 위한 실형과 모형사이의 Froude 상사연구를 시행하였다. Zukoski의 연무상승 방정식을 기반으로 하는 무차원 상사방정식을 구성한 다음 체적 $1\;m^3(1\;m\;{\times}\;1\;m\;{\times}\;1\;m)$인 모형 A와 체적 $0.125\;m^3(0.5\;m\;{\times}\;0.5\;m\;{\times}\;0.5\;m)$인 모형 B를 사용하여 기하학적 상사성에 따른 파라메터인 무차원 에너지방출량과 무차원 질량유량과의 상관관계를 실험적으로 평가하였다. 실험적 결과는 고농도 배연에 관련하며 구성된 이론적 상사가 타당함을 보여주었고 본 연구에서 구성된 이론적 방정식이 범용으로 적용될 수 있음을 보여 주었다. 본 연구의 실험조건에서 제어공간에 투입된 최대 에너지량은 $20\;kW/m^3$이며 이 범위 이하의 열량 투입조건에서 배연량 대비 에너지 투입양 간의 상사가 잘 이루어졌다. 연구 범위의 에너지 투입조건에서 열적영향에 의한 필요 배연량의 증가는 단순한 양론적 추정 배연량에 비해 20-30% 추가되는 것으로 나타났다. 본 연구 자료를 바탕으로 고농도 비등온 조건에서 열부력 및 확산효과에 의해 이탈되는 제어대상 연무를 효율적으로 제어하기 위한 국소배기시스템의 설계 개선을 가져 올 수 있다.

• 지질공학
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• 제26권4호
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• pp.461-471
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• 2016

수주지열정의 지하수 유동 및 지열 이동 현상을 모사할 수 있는 수치 모델링 기법을 제시하기 위하여 열-수리학적 모델인 TOUGH2를 기반으로 한 모듈을 개발하였고 두 유형의 수주지열정에서의 냉방 및 난방 운영을 수치 모의하였다. 수치 모델링 결과들은 수주지열정의 냉난방 운영이 주변 지층 및 지하수와의 열교환 및 유체 혼합에 크게 영향을 받으며, 특히 PVC 또는 PE 파이프 내부와 수주지열정 내부에서 서로 반대방향으로 유동하는 유입수와 유출수 간의 열교환이 중요한 요소임을 보여준다. 또한 본 연구에서 개발 및 제안된 수치 모델링 기법이 수주지열정의 내부 구조 및 유체 유동과 열 이동 현상을 합리적으로 모사할 수 있음을 보여준다. 이러한 수치 모델링 기법은 수주지열정의 설계, 시공 및 운영 단계에서 열교환 성능을 정량적으로 분석할 때 유용하게 활용될 수 있을 것으로 기대된다.

• 한국지반공학회논문집
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• 제29권8호
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• pp.65-73
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• 2013

지중 열교환 시스템은 지속적인 에너지 효율의 개선으로 공간 냉난방을 위한 친환경적 에너지 기술로 주목받고 있다. 지중에 매설된 파이프는 내부 유체 순환을 통하여 인접한 지반과 열적 상호작용으로부터 직접적인 열에너지 교환을 수행한다. 하지만, 파이프의 수치모델링에서 열-수리가 연관된 난류해석과 파이프의 긴 세장비에 의한 메쉬사이즈의 부적합성은 열교환 시스템의 적절한 수치해석을 어렵게 하고 있다. 본 논문에서는 파이프 내부 유체흐름에 대한 에너지 보존의 법칙을 적용하여 지배방정식을 유도하였으며, Galerkin수식화와 시간적분을 통하여 열-수리 연동일차원 파이프 요소를 개발하였다. 그리고 제안된 파이프 요소를 기 개발된 다공질 재료를 위한 열-수리-역학(Thermo-Hydro-Mechanical) 해석을 위한 유한요소 프로그램과 결합하였다. 개발된 요소를 이용한 수치해석 결과는 열응답 시험(Thermal Response Test) 결과로부터 주위지반의 유효 열전도도를 평가하기 위하여 사용하는 선형 열원 모델이 인접 파이프간의 열적상호작용과 파이프의 단부효과에 의하여 지반의 열전도도를 과다 평가하는 것으로 보여주었다. 따라서 열응답 시험 해석 결과에 대한 역해석을 적용하여 최적의 수렴성을 보여주는 변환행렬을 제시하였다.

• 한국유체기계학회 논문집
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• 제20권1호
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• pp.41-47
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• 2017

This study aimed to analyze organic Rankine cycle(ORC) which recovers discarded heat from a gas turbine based combined cycle cogeneration(CC-cogen) plant in terms of both performance and economics. The nominal electric power of the CC-cogen plant is around $120MW_e$, and heat for district heating is $153MW_{th}$. The major purpose of this study is to compare various options in selecting heat source of the ORC. Three heat sources were compared. Case 1 uses the exhaust gas from the HRSG, which is purely wasted to environment in normal plant operation without ORC. Case 2 also uses the exhaust gas from the HRSG. On the other hand, in this case, the DH economizer, which is located at the end of the HRSG, does not operate. Case 3 generates power using some of the district heating water which is supplied to consumers. The estimated ORC power generation ranges between 0.3 to 2.3% of the power generation capacity of the CC-cogen plant. Overall, Case 3 is evaluated to be better than other two options in terms of system design flexibility and power generation capacity.

• 동력기계공학회지
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• 제9권2호
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• pp.33-39
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• 2005

Experiments are performed to study the mixed convection flow and heat transfer in an inclined parallel plates with the upper part cooled and the lower part heated uniformly. The Reynolds number ranges from $4.0{\times}10^{-3}\;to\;6.2{\times}10^{-2}$, the angle of inclination, ${\theta}$, from 0 to 45 degree from the horizontal line, and Pr of the high viscosity fluid is 909. In this paper, the PIV(Particle image velocimetry) with TLC(Thermo-sensitive liquid crystal) tracers is used for visualizing and analysis. This method allows simultaneous measurement of velocity and temperature field at a given instant of time. Quantitative data of the temperature and velocity are obtained by applying the color-image processing to a visualized image, and neural network is applied to the color-to-temperature calibration. This paper describes the methods, and presents the quantitative visualization of mixed convection. From this study, it is found that the flow pattern can be classified into three patterns which are affected by Reynolds number and the angle of inclination.

• 설비공학논문집
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• 제17권1호
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• pp.1-7
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• 2005

The heat transfer characteristics of an internal heat exchanger for $CO_2$ refrigeration cycle are numerically investigated. The numerical model is verified using the published experimental results for the concentric tube type internal heat exchanger. The Hardy-Cross Method gives very good agreement between the calculation and experimental results on the heat transfer rates and exit temperatures. Also, appropriate combination of heat transfer correlations is found. The operating parameters of the heat exchanger are calculated at transcritical region of $CO_2.$ The heat transfer rate of the counter flow type heat exchanger shows the $32\%$ greater than that of the parallel flow type heat exchanger. The increase of heat exchanger length enhances the heat transfer rate. The thermodynamic characteristics and heat transfer coefficient of $CO_2$ in the internal heat exchanger are estimated.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제41권3호
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• pp.307-318
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• 2009

KAERI (Korea Atomic Energy Research Institute) has developed the GAMMA+ code for a thermo-fluid and safety analysis of a VHTR (Very High Temperature Gas-Cooled Reactor). A key safety issue of the VHTR design is to demonstrate its inherent safety features for an automatic reactor power trip and power stabilization during an anticipated transient without scram (ATWS) accident such as a loss of forced cooling by a trip of the helium circulator (LOFC) or a reactivity insertion by a control rod withdrawal (CRW). This paper intends to show the ATWS assessment capability of the GAMMA+ code which can simulate the reactor power response by solving the point-kinetic equations with six-group delayed neutrons, by considering the reactivity changes due to the effects of a core temperature variation, xenon transients, and reactivity insertions. The present benchmark calculations are performed by using the safety demonstration experiments of the 10 MW high temperature gas cooled-test module (HTR-10) in China. The calculation results of the power response transients and the solid core temperature behavior are compared with the experimental data of a LOFC ATWS test and two CRW ATWS tests by using a 1mk-control rod and a 5mk-control rod, respectively. The GAMMA+ code predicts the power response transients very well for the LOFC and CRW ATWS tests in HTR-10.