• 폴리머
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• 제37권6호
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• pp.685-693
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• 2013

반응 컴파운딩으로 개질한 poly(lactic acid)를 초임계 $CO_2(scCO_2)$를 사용하여 발포하였다. 발포는 $105{\sim}135^{\circ}C$와 12~24 MPa 범위에서 실시하였다. 발포체의 발포 배율과 셀 구조는 온도, 압력 및 감압 속도와 같은 발포 조건에 크게 영향을 받았다. 발포 온도와 포화 압력 증가에 따라서 발포 배율은 증가하다가 감소하였으며, 그 결과로 $120^{\circ}C$ 발포 온도 및 20 MPa 포화 압력에서 최대 발포 배율이 얻어졌다. 감압 속도가 느린 경우에는 셀이 장시간 동안 팽창함으로써 보다 큰 셀 구조를 가지는 발포체가 얻어졌다.

• 폴리머
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• 제36권1호
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• pp.34-40
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• 2012

초임계 $CO_2(scCO_2)$를 사용하여 poly(butylene succinate) (PBS)를 발포하였다. PBS는 용융 강도를 높이기 위하여 반응 컴파운딩 기법으로 개질하였다. $scCO_2$로 포화된 PBS를 강하 융점 이상의 온도에서 빠르게 압력을 낮춤으로써 미세기포 발포체를 제조하였다. 발포체의 구조는 공정 조건을 변화시켜 제어할 수 있었다. 다른 변수들은 고정하고 발포 온도만 변화시킨 실험은 발포 온도가 높을수록 셀 크기는 증가하고, 셀 밀도는 감소함을 보여주었다. 포화 압력이 클수록 기핵 밀도가 높아졌으며, 그 결과로 셀의 크기는 감소하였다. 감압 속도가 느린 경우에는 셀이 장시간 동안 팽창함으로써 보다 큰 셀이 얻어졌다.

• 한국추진공학회:학술대회논문집
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• 한국추진공학회 2012년도 제38회 춘계학술대회논문집
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• pp.539-544
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• 2012

창이 있고 밀폐되어있는 시험챔버를 사용하여 고속압력하중부가에 의한 고체추진제의 균열진전시험을 수행하였다. 고체추진제 예균열 시험편은 시험챔버내에 설치되고, 고속압력하중을 부가하기 위해 어큐뮬레이터 내에 고압으로 축적된 질소가스를 가압밸브를 통해 시험챔버 내에 가압하였으며, 시험챔버내의 압력이 설정압력에 도달하게 되면 가압밸브는 닫히고 배기밸브를 통해 시험챔버는 감압이된다. 시험결과로부터 시간에 따른 시험챔버압력을 나타내는 압력-시간 선도를 얻었으며, 선도로부터 가압비(${\Delta}P/{\Delta}t$)를 계산하였다. 3가지 가압비 64.34, 73.86, 85.44 MPa/s 에 대한 시험을 수행하였으며, 가압비에 따른 균열진전길이가 측정되었다. 또한 고속 디지털카메라촬영을 통해 균열진전과정을 분석하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제51권4호
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• pp.987-995
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• 2019

Steam jet condensation is of great importance to pressure suppression containment and automatic depressurization system in nuclear power plant. In this paper, the condensation processes of sonic steam jet in a quiescent subcooled pool are recorded and analyzed, more precise understanding are got in direct contact condensation. Experiments are conducted at atmospheric pressure, and the steam is injected into the subcooled water pool through a vertical nozzle with the inner diameter of 10 mm, water temperature in the range of $25-60^{\circ}C$ and mass velocity in the range of $320-1080kg/m^2s$. Richardson number is calculated based on the conservation of momentum for single water jet and its values are in the range of 0.16-2.67. There is no thermal stratification observed in the water pool. Four condensation regimes are observed, including condensation oscillation, contraction, expansion-contraction and double expansion-contraction shapes. A condensation regime map is present based on steam mass velocity and water temperature. The dimensionless steam plume length increase with the increase of steam mass velocity and water temperature, and its values are in the range of 1.4-9.0. Condensation heat transfer coefficient decreases with the increase of steam mass velocity and water temperature, and its values are in the range of $1.44-3.65MW/m^2^{\circ}C$. New more accurate semi-empirical correlations for prediction of the dimensionless steam plume length and condensation heat transfer coefficient are proposed respectively. The discrepancy of predicted plume length is within ${\pm}10%$ for present experimental results and ${\pm}25%$ for previous researchers. The discrepancy of predicted condensation heat transfer coefficient is with ${\pm}12%$.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제14권2호
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• pp.77-87
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• 2018

In the case of high-energy line breaks in nuclear power plants, supersonic steam jet is formed due to the rapid depressurization. The steam jet can cause impingement load on the adjacent structures, piping systems and components. In order to secure the design integrity of the nuclear power plant, it is necessary to evaluate the load characteristics of the steam jet generated by high-energy pipe rupture. In the design process of nuclear power plant, jet impingement load evaluation was usually performed based on ANSI/ANS 58.2. However, U.S. NRC recently pointed out that ANSI/ANS 58.2 oversimplifies the jet behavior and that some assumptions are non-conservative. In addition, it is recommended that dynamic analysis techniques should be applied to consider transient load characteristics. Therefore, it is necessary to establish an evaluation methodology that can analyze the dynamic load characteristics of steam jet ejected when high energy pipe breaks. This research group has developed and validated the CFD analysis methodology to evaluate the transient behavior of supersonic impinging jet in the previous study. In this study, numerical study on the transient load characteristics of supersonic steam jet impingement was carried out and amplitude and frequency analysis of transient jet load was performed.

• 한국산학기술학회논문지
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• 제22권1호
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• pp.37-44
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• 2021

수소연료전지차(FCEV)는 전기를 자체 생산하는 연료전지를 동력원으로 하고 있으며 기존 기계식 레귤레이터의 출구압은 시스템 사양에 의해 제작 시점에서 고정되며 순간적인 수소 공급량에 의한 출구압 강하가 발생하는 경우 수소의 공급유량이 부정확해지는 문제가 있다. 본 연구에서는 기존에 존재하는 1단 기계식 감압 레귤레이터를 보완하기 위한 2단 감압 레귤레이터의 형상 설계 및 재질 선정을 수행하였다. 2단계 감압을 통한 맥동과 느린 응답을 보상하고 고압 편차 문제를 해결하기 위해 감압 유닛의 접촉면 형상을 가공성을 고려하여 설계하였다. 기밀성 측면에서 TPU의 변형량은 최대 15.82% 작은 변위량을 보였으며, 재질 선정에서는 2단 감압에 보편성을 확보하고 다양한 수소 연료 공급시스템에 적용 가능한 전자식 솔레노이드를 고려하여 자성체를 선정하고 적절한 도금 종류를 검증하기 위한 수소 취성 및 내식성 평가를 실시하였다. 시편의 표면 부식은 Cr 도금의 경우에서만 발생되지 않았으며, 인장 시험을 통해 부식과정간 연신율을 비교하였을 때, 2% 이내의 차이를 확인하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제18권3호
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• pp.200-208
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• 1986

원자로 냉각 계통의 배관 파열에 근거한 냉각재 상실 사고를 방출계수 0.4에 대하여 분석하였다. 분석은 원자로 냉각계통의 배관 파열에 의하여 발생된 감압부터 노심 복구까지의 전 과도 상태를 포함한다. 계통 열수력과 핵연료 성능 평가를 위하여 BLOWDOWN 단계에서는 RELAP4/MOD6-EM 코드와 RELAP4/MOD6-HOT CHANNEL 코드를 사용하였으며 REFLOOD 단계에서는 RELAP4/ MOD6-FLOOD 코드와 TOODEE2 코드를 각각 사용하였다. LOWER PLENUM 충전을 고려하기 위하여 DOWNCOMER에서 증기-물역방향 유동과 과열벽효과를 근사하여 간단한 해석적 모델이 개발되었다. EOB 발생시의 정보를 근거로 하여 재충전지속 시간과 초기 복구 온도가 계산되었으며 RELAP4/MOD6에 의한 분석결과와 비교하여 상당한 일치를 보였다. 또한, 조기 EOB 발생에 영향을 미치는 계통변수의 연구가 수행되어졌다. DOWNCOMER와 UPPER HEAD사이의 마찰손실이 조기 EOB 발생에 지대한 영향을 미쳤으며 적당한 마찰손실계수의 선택을 통하여 조기 EOB 발생을 방지할 수 있었다. 노심 nodalization이 여섯 개인 경우와 세 개인 경우의 분석 결과가 계통열수력학적 면에서 유사한 결과를 나타내지만, 좋은 결과를 얻기 위하여 전자의 경우가 요구된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제26권1호
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• pp.126-139
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• 1994

본 연구에서는 BETHSY 실험장치에서 수행한 6" 소형 냉각재 상실사고(LOCA) 실험을 최적 열수력 코드인 CATHARE2 V1.2와 RELAP5/MOD3를 이용하여 계산했다. 본 연구의 주 목적은 소형 LOCA시 관심을 가지는 주요 물리현상인 이상 임계유동, 감압과정, 노심수위 감소, loop seal clearing 등에 대한 두 코드의 소형 LOCA 계산모의능력을 평가하는 것이다. 두코드는 이상 유동현상의 전개 경향이나 발생시점을 비교적 잘 예측하는 것으로 나타났고, CATHARE2의 경우가 실험과 더 잘 일치했다. 그렇지만 두 코드는 loop seal clearing 현상, loop seal clearing 발생후의 노심수위, accumulator 유량거동 등의 예측에는 약간의 편차를 보였는데, 편차의 정도는 RELAP5가 CATHARE2보다 더 큰 것으로 나타났다. 두 코드의 편차요인을 보다 상세히 분석하기 위하여 계면 마찰력, mesh크기, 파단노즐 junction에서의 방출계수(Discharge coefficient)등에 대하여 민감도분석을 수행하였다. 그 결과 CATHARE2의 경우는 계면 마찰력을 증가시킴으로써 감압과정시 일차계통의 질량분포, 즉 증기 발생기 입구 공동(SG inlet plenum)에서의 차압과 Cross√er leg의 차압이 개선되었으며, 증기발생기 외측 열전달계수를 증가시킴으로써 중기발생기의 압력변화를 개선할 수 있었다. RELAP5의 경우는 어떤 하나의 입력변수를 변화시켜서 과도기의 결과를 개선할 수 없었으며 다만, 계면 마찰력 모델링에 여전히 많은 불화실성이 내포되어 있음을 확인했다.확인했다.

• 해양환경안전학회지
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• 제25권6호
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• pp.757-764
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• 2019

수중에서 빠른 속도로 운동하는 물체 주변에서 감압이 발생하며, 이로 인해 공동 핵이 팽창함으로써 캐비테이션이 발생한다. 캐비테이션이 발생하게 되면 소음 및 진동이 증가하며, 추진기의 경우 추진 성능이 저해되는 악영향을 초래하기 때문에 이에 대한 예측이 필요하다. 본 연구에서는, 캐비테이션 발생으로 인한 공동소음의 해석절차를 정립하고, 타원형 날개에 적용하였다. 먼저 전산유체역학해석을 수행하여, 날개 형상 주위 유동장 정보를 도출하였다. 공동 핵 밀도 함수를 활용하여, 핵의 초기 반경 별로 개수를 계산하였고 이들을 압력 강하가 큰 날개 끝 전류에 랜덤하게 배치하였다. 이후 공동소음 해석을 위해 각각의 핵에 대하여 Lagrangian 관점에서 버블 다이나믹스를 활용하였고, 계산된 공동의 거동으로부터 소음해석을 수행하였다. 공동소음은 광대역 소음의 특성을 가지는 것을 확인하였으며, 최종적으로 선박해양플랜트연구소(KRISO)의 대형캐비테이션터널(LCT)에서 수행된 실험 계측결과와의 비교를 통해 검증을 수행하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제28권2호
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• pp.129-136
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• 1996

영향도를 이용하여 영광 3, 4호기의 격납용기 성능해석을 수행하였다. 기존의 사상수목기법을 응용한 격납용기 성능해석은 사건들 사이의 의존 관계를 명확히 나타내기 어렵고, 사고진행사상수목(APET) 에서 알 수 있듯이, 격납용기와 같은 복잡한 계통에 적용할 경우 그 의존 관계를 그림으로조차 나타낼 수가 없으며, 또한, 의사결정문제를 다루는 데에도 많은 한계점을 지니고 있다. 이러한 문제점들을 해결하기 위하여 새로이 개발된 방법론인 영향도를 영광 3, 4호기 격납용기 성능해석과 사고관리방안을 평가하는 데에 적용하여 보았다. 본 연구에서 얻은 계산 결과와 기존의 사상수목 기법을 이용하여 계산한 결과와 비교한 결과, 거의 일치하는 계산 결과를 얻을 수 있으면서도 전체 격납용기 계통을 한 눈에 알기 쉽게 그림으로 나타낼 수 있었다. 또한, 향도가 의사결정문제를 일반적으로 다룰 수 있음을 보이기 위하여 본 방법론을 사고관리방안을 평가하는 데에 이용하여, 원자로 냉각계통 감압과 원자로공동 범람 방안, 두 가지 사고관리방안을 평가하여 보았다. 모두 초기 격납용기 파손에는 나쁜 영향을 주는 것으로 나 타났으나, 후기 격납용기 파손이나 중기발생기 세관파손에는 원자로공동범람과 일차계통 감압이 각각 어느 정도 긍정적인 영향을 미치는 것으로 나타났다. 본 연구를 통하여, 영향도를 이용한 격납응기 성능 해석은 사상수목기법을 이용한 분석에 비해, 진행되는 사건들 사이의 의존관계를 보다 명확히 나타낼 수 있고, 또한 영향도는 운전자의 의사결정을 잘 나타낼 수 있으므로 사고관리기법을 평가하는 데에도 쉽게 적용할 수 있음을 알 수 있다. 결론적으로, 본 연구에서는 영향도가 사상수목기법이 지니고 있는 여러 한계점들을 쉽게 극복하며 격납용기 성능해석에 적용할 수 있음을 보였다.