• Nuclear Engineering and Technology
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• 제51권6호
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• pp.1487-1503
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• 2019

The methods and performance of a pin-level nuclear reactor core thermal-hydraulics (T/H) code ESCOT employing the drift-flux model are presented. This code aims at providing an accurate yet fast core thermal-hydraulics solution capability to high-fidelity multiphysics core analysis systems targeting massively parallel computing platforms. The four equation drift-flux model is adopted for two-phase calculations, and numerical solutions are obtained by applying the Finite Volume Method (FVM) and the Semi-Implicit Method for Pressure-Linked Equation (SIMPLE)-like algorithm in a staggered grid system. Constitutive models involving turbulent mixing, pressure drop, and vapor generation are employed to simulate key phenomena in subchannel-scale analyses. ESCOT is parallelized by a domain decomposition scheme that involves both radial and axial decomposition to enable highly parallelized execution. The ESCOT solutions are validated through the applications to various experiments which include CNEN $4{\times}4$, Weiss et al. two assemblies, PNNL $2{\times}6$, RPI $2{\times}2$ air-water, and PSBT covering single/two-phase and unheated/heated conditions. The parameters of interest for validation include various flow characteristics such as turbulent mixing, spacer grid pressure drop, cross-flow, reverse flow, buoyancy effect, void drift, and bubble generation. For all the validation tests, ESCOT shows good agreements with measured data in the extent comparable to those of other subchannel-scale codes: COBRA-TF, MATRA and/or CUPID. The execution performance is examined with a mini-sized whole core consisting of 89 fuel assemblies and for an OPR1000 core. It turns out that it is about 1.5 times faster than a subchannel code based on the two-fluid three field model and the axial domain decomposition scheme works as well as the radial one yielding a steady-state solution for the OPR1000 core within 30 s with 104 processors.

• 한국전산구조공학회논문집
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• 제35권5호
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• pp.267-275
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• 2022

Non-conforming mesh를 이용해 구조적인 불연속성을 해석 시 요소 내 함수 불연속성과 특이점이 존재하며, 이로 인해 계산의 효율성이 저하된다. 본 연구에서는 이 문제를 해결하기 위해 모멘트 피팅법을 응용한 선택적 확장기법(Duster and Allix, 2020)을 토대로 새로운 고효율 확장 기법을 제시하였다. 특히, 적분과정에서의 비효율성에 초점을 두고 두가지 개선 방안을 제안하고 이를 수치 예제를 통해 검증하였다. 첫째로 음함수-모멘트간 효율적 계산을 위해 인공신경망을 도입하였으며, 기존 확장 기법에 비해 해의 정확성이 유지되면서도 효율적인 계산이 가능함을 확인하였다. 더불어, 구조 해석과 형상 표상용 격자를 분리, 낮은 밀도의 구조 해석 격자에서도 정확성이 향상되었음을 보였다.

• 정보교육학회논문지
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• 제25권6호
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• pp.917-925
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• 2021

본 연구의 목적은 모듈형 데이터 분석 도구를 활용하여 구성주의 기반의 교수학습방법을 구체화하는데 있다. 인공지능교육을 위한 내용기준에서 제시하는 인공지능이 적용된 도구로서 모듈형 데이터 분석도구가 갖는 가치와 의미를 살펴보고 컴퓨팅사고력을 기반으로 문제해결력을 기르는 단계와 과정을 살펴보고자 하였다. 모듈형 데이터분석 도구는 구성주의적 관점에서 동화와 조절을 통해 평형화를 이루는 과정에서 스키마를 형성하는 인지적 사고절차를 시각적으로 표현함으로서 인공지능에서 데이터의 구조를 형상화하는 특징을 갖고 있는 도구라는 장점을 갖는다. AI교육은 문제해결의 절차를 알고리즘으로 구현된 블랙박스로서의 표상화된 스키마를 적용한다는 점에서 데이터 분석의 모듈을 구조화하고 추상적 지식의 구조를 구체화하는 특징을 갖는다고 할 수 있다. 따라서 개념적 스키마와 내재적 스키마를 연결하는 도구로서의 장점을 갖는다는 점에서 모듈형 데이터 분석 도구의 활용가치를 살펴볼 수 있다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권6호
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• pp.2230-2245
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• 2023

KANT (KAIST Advanced Nuclear Tachygraphy) is a PWR core simulator recently developed at Korea Advance Institute of Science and Technology, which solves three-dimensional steady-state and transient multigroup neutron diffusion equations under Cartesian geometries alongside the incorporation of thermal-hydraulics feedback effect for multi-physics calculation. It utilizes the standard Nodal Expansion Method (NEM) accelerated with various Coarse Mesh Finite Difference (CMFD) methods for neutronics calculation. For thermal-hydraulics (TH) calculation, a single-phase flow model and a one-dimensional cylindrical fuel rod heat conduction model are employed. The time-dependent neutronics and TH calculations are numerically solved through an implicit Euler scheme, where a detailed coupling strategy is presented in this paper alongside a description of nodal equivalence, macroscopic depletion, and pin power reconstruction. For validation of the steady, transient, and depletion calculation with pin power reconstruction capacity of KANT, solutions for various benchmark problems are presented. The IAEA 3-D PWR and 4-group KOEBERG problems were considered for the steady-state reactor benchmark problem. For transient calculations, LMW (Lagenbuch, Maurer and Werner) LWR and NEACRP 3-D PWR benchmarks were solved, where the latter problem includes thermal-hydraulics feedback. For macroscopic depletion with pin power reconstruction, a small PWR problem modified with KAIST benchmark model was solved. For validation of the multi-physics analysis capability of KANT concerning large-sized PWRs, the BEAVRS Cycle1 benchmark has been considered. It was found that KANT solutions are accurate and consistent compared to other published works.

• 한국전산구조공학회논문집
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• 제20권3호
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• pp.273-279
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• 2007

복잡한 구조물의 유한요소해석 응답값으로부터 계산된 요소신뢰성 지수와 파괴확률은 음함수의 미분 및 극히 작은 파괴확률의 계산상 1계2차 모멘트법 (FOSM)과 몬테카를로 시뮬레이션(Monte-Carlo Simulation)의 적용이 어려우므로, 선택된 확률변수만의 함수인 한계상태방정식을 음함수로 구성하는 응답면기법을 적용하여, 기본설계단계의 아치교량의 설계값으로 구성된 확률변수를 고려하여 교량시스템의 완성단계에 대한 위험성을 해석하였다. 체계신뢰성 해석에서는 모든 붕괴모드의 발생경로와 단면에 대한 해석에 많은 시간이 소요되어 유한요소 구조해석 결과와 기존의 아치교 사고사례 등을 통해서 밝혀진 중요한 위험경로 및 위험단면의 파괴를 일으키는 사건에 대하여만 고려하였다. 교량시스템의 체계신뢰성을 평가하여 상관관계의 변동에 따른 시스템붕괴에 대한 발생확률의 상하한계를 결정하였다. 시스템의 요소간 저항연결구조는 요소파괴의 순서와 전체강성의 감소정도에 따라서 결정하였다. 체계신뢰성에서 검토되지 않는 다른 요소간의 상관관계를 검토하기 위해서 가정된 붕괴순서와 다른 거동을 보일 경우에 대해서는 통계적으로 독립된 요소들의 파괴와 그 모든 붕괴모드 조합경우에 대해서 검토하였다. 붕괴모드조합의 검토 결과 거더와의 파괴조합과 아치리브와의 파괴조합에서 체계신뢰성보다 위험한 상한계 시스템 파괴확률과 안전한 하한계 파괴확률이 발견되었다.

• Composites Research
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• 제26권6호
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• pp.363-372
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• 2013

RTM (Resin Transfer Molding) 공정을 수치해석하기 위해 Level set 방법과 결합된 확장 유한 요소 법을 적용하였다. 유동 전면 부에서 비연속적인 구배를 가지는 압력을 계산하기 위해 확장 유한 요소 법을 이용하여 계산의 정밀성을 높였다. 확장 유한 요소 법에 이용되는 확장 형상 함수는 Level set 값을 이용하여 정의하였다. 이 확장 형상 함수는 요소를 통과하는 수지 유동 전면부의 위치를 반영할 수 있다. 게다가 Level set 법이 금형 충전 동안 수지 유동 전면부의 위치를 계산할 때 적용되었다. 수지 유동 전면부의 위치를 계산하는 미분방정식은 내연적 특성 Galerkin 유한 요소 법을 적용하여 풀었다. 선형 시스템 계산에서는 IPSAP의 다중 프론트 솔버를 이용한다. 본 연구에서 계산한 해석 값은 이론 값과 비교하여 검증하였다. 계산 효율을 높이기 위해 확장 유한 요소 법과 Level set 방법의 국소화 기법이 제안되었다. 이 기법은 계산 영역을 수지 유동 전면 부 근처의 영역으로 축소한다. 그러므로 전체 계산 양은 최소화될 수 있었다. 이 기법의 계산 효율은 채널 유동 모델을 이용하여 평가된다. 본 연구의 해석 능력을 보여주기 위해 몇 가지 적용 예제를 계산하였다. 첫 번째 예제를 이용해서 복잡하게 흘러가는 수지 전면부의 갈라짐과 합쳐지는 현상 해석하였다. 그리고 금형 내부의 Race-tracking 효과와 기공 생성 현상을 확인하기 위해 복잡한 모양의 구조물을 시뮬레이션 하였다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제24권5호
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• pp.1075-1083
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• 2000

The prediction of the inelastic behavior of the structure is an essential part of reliability assessment procedure, because most of the failures are induced by the inelastic deformation, such as creep and plastic deformation. During decades, there has been much progress in understanding of the inelastic behavior of the materials and a lot of inelastic constitutive equations have been developed. These equations consist of the definition of inelastic strain and the evolution of the state variables introduced to quantify the irreversible processes occurred in the material. With respect to the definition of the inelastic strain, the inelastic constitutive models can be categorized into elastoplastic model, unified viscoplastic model and separated viscoplastic model and the different integration methods have been applied to each category. In the present investigation, the generalized integration method applicable for various types of constitutive equations is developed and implemented into ABAQUS by means of UMAT subroutine. The solution of the non-linear system of algebraic equations arising from time discretization with the generalized midpoint rule is determined using line-search technique in combination with Newton method. The strategy to control the time increment for the improvement of the accuracy of the numerical integration is proposed. Several numerical examples are considered to demonstrate the efficiency and applicability of the present method. The prediction of the inelastic behavior of the structure is an essential part of reliability assessment procedure, because most of the failures are induced by the inelastic deformation, such as creep and plastic deformation. During decades, there has been much progress in understanding of the inelastic behavior of the materials and a lot of inelastic constitutive equations have been developed. These equations consist of the definition of inelastic strain and the evolution of the state variables introduced to quantify the irreversible processes occurred in the material. With respect to the definition of the inelastic strain, the inelastic constitutive models can be categorized into elastoplastic model, unified viscoplastic model and separated viscoplastic model and the different integration methods have been applied to each category. In the present investigation, the generalized integration method applicable for various types of constitutive equations is developed and implemented into ABAQUS by means of UMAT subroutine. The solution of the non-linear system of algebraic equations arising from time discretization with the generalized midpoint rule is determined using line-search technique in combination with Newton method. The strategy to control the time increment for the improvement of the accuracy of the numerical integration is proposed. Several numerical examples are considered to demonstrate the efficiency and applicability of the present method.

• 한국지진공학회논문집
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• 제6권6호
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• pp.33-39
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• 2002

반응수정계수는 구조물의 비탄성 거동을 설계에 반영하고 설계지진력 산정시 설계강도를 탄성범위 이내로 저감시키기 위한 목적으로 사용하고 있다. 그러나 설계코드에서 채택하고 있는 반응수정계수는 과거의 지진피해로부터 관찰된 보편적 구조성능에 기인한 경험치이므로, 주기에 따른 동적성능과 구조 시스템의 구성에 따른 내진성능을 정확히 대변하지 못하고 있다. 본 연구에서는 중간모멘트 연성골조를 대상으로 N2 Method를 이용하여 반응수정계수와 내진성능을 평가하였으며, 그 결과를 미국의 IBC 2000 코드와 비교하여 이론적 타당성을 검증하였다. 해석결과 코드에 제시된 반응수정계수와 잘 부합되는 것으로 나타났으나, 동일한 구조시스템의 경우에도 주기에 따라 비교적 큰 차이를 보였다. 성능목표에 따른 사용성 기준을 설정하여 IDI를 평가한 결과, 설계지진에 대한 성능목표가 건물에 대한 내진성능을 대변하기는 어려우며 PBD(Performance Based Design)에 의거한 합리적인 접근이 필요한 것으로 판단된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권1호
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• pp.162-176
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• 2022

In Lead-based reactor (LBR) severe accident, the meltdown and migration inside the reactor core will lead to fuel fragment concentration, which may further cause re-criticality and even core disintegration. Accurately predicting the migration and solidification behavior of melt in LBR severe accidents is of prime importance for safety analysis of LBR. In this study, the Moving Particle Semi-implicit (MPS) method is validated and used to simulate the migration and solidification behavior. Two main surface tension models are validated and compared. Meanwhile, the MPS method is validated by the L-plate solidification test. Based on the improved MPS method, the migration and solidification behavior of melt in LBR severe accident was studied furthermore. In the Pb-Bi coolant, the melt flows upward due to density difference. The migration and solidification behavior are greatly affected by the surface tension and viscous resistance varying with enthalpy. The whole movement process can be divided into three stages depending on the change in velocity. The heat transfer of core melt is determined jointly by two heat transfer modes: flow heat transfer and solid conductivity. Generally, the research results indicate that the MPS method has unique advantage in studying the migration and solidification behavior in LBR severe accident.

• 해양환경안전학회지
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• 제24권1호
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• pp.119-125
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• 2018

입자기반 전산유체역학 기법은 유체역학에서의 라그란지안 접근법에 기반을 두고 있다. 입자기반 방식은 입자 각각이 물리량을 가지고 움직이며 이러한 입자의 움직임을 추적하는 방식으로 유체의 거동을 구현할 수 있다. 이러한 방식은 격렬한 움직임에 의한 자유표면 혹은 경계면의 운동 재현에 우수성이 있으나 연속체역학을 위반할 수 있다는 문제점 역시 포함하고 있다. 이를 반대로 말하자면 특별한 조치를 취하지 않는 경우에는 연속체가 아닌 물질에 대한 구현이 매우 쉽게 가능하다는 것이기도 하다. 이에 따라, 기존의 유체에서 사용되는 입자기반 전산해석방식을 지배방정식 단계에서부터 고체입자형으로 변형이 가능하다는 것을 알 수있다. 본 연구에서는 입자기반 전산해석방식을 고체입자에 알맞은 형태로 변환하였다. 변환을 위해 유체에서 사용되는 점성항을 제거하고 대신 마찰항을 추가하였다. 본 연구에서 개발된 고체입자형 전산해석 프로그램을 이용하여 고체입자의 붕괴를 구현하였으며 이를 유체입자 붕괴와의 비교를 통해 입증하였다. 또한 유체입자가 가질 수 없는 고체입자만의 특성인 안식각을 구현하여 고체입자를 위한 입자기반 전산해석 프로그램을 완성하였다.