• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권2호
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• pp.460-474
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• 2023

A simple but accurate mathematical model is crucial for dynamic simulations and controller design of helical coil once-through steam generator (OTSG). This paper presents a three-region movable boundary dynamic model of the helical coil OTSG. Based on the secondary side fluid conditions, the OTSG is divided into subcooled region (two control volumes), two-phase region (two control volumes) and superheated region (three control volumes) with movable boiling boundaries between each region. The nonlinear dynamic model is derived based on mass, energy and momentum conservation equations. And the linear model is obtained by using the transfer function and state space transformation, which is a 37-order model of five input and three output. Validations are made under full-power steady-state condition and four transient conditions. Results show good agreements among the nonlinear model, linear model and the RELAP5 model, with acceptable errors. This model can be applied to dynamic simulations and controller design of helical coil OTSG with constant primary-side flow rate.

• Journal of Advanced Marine Engineering and Technology
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• 제10권2호
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• pp.156-164
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• 1986

In the case of boiling on high temperature wall, vapor film covers fully or parcially the surface. This phenomenon, film boiling or transition boiling, is very important in the surface heat treatment of metal, design of cryogenic heat exchanger and emergency cooling of nuclear reactor. Mainly supposed hydraulic-thermal accidents in nuclear reactor are LCCA (Loss of Coolant Accident) and PCM (Power-Cooling Mismatch). Recently, world-wide studies on reflooding of high temperature rod bundles after the occurrence of the above accidents focus attention on wall temperature history and required time in transient cooling process, wall superheat at rewet point, heat flux-wall superheat relationship beyond the transition boiling region, and two-phase flow state near the surface. It is considered that the further systematical study in this field will be in need in spite of the previous results in ref. (2), (3), (4). The paper is the study about the fast transient cooling process following the wall temperature excursion under the CHF (Critical Heat Flux) condition in a forced convective subcooled boiling system. The test section is a vertically arranged concentric annulus of 800 mm long and 10 mm hydraulic diameter. The inner tube, SUS 304 of 400 mm long, 8 mm I.D, and 7 mm O.D., is heated uniformly by the low voltage AC power. The wall temperature measurements were performed at the axial distance from the inlet of the heating tube, z=390 mm. 6 chromel- alumel thermocouples of 76 .mu.m were press fitted to the inner surface of the heating tube periphery. To investigate the heat transfer characteristics during the fast transient cooling process, the outer surface (fluid side) temperature and the surface heat flux are computed from the measured inner surface temperature history by means of a numerical method for inverse problems of transient heat conduction. Present cooling (boiling) curve is sufficiently compared with the previous results.

• 설비공학논문집
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• 제19권12호
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• pp.821-830
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• 2007

Feedwater heaters of many nuclear power plants have recently experienced severe wall thinning damage, which will increase as operating time progresses. Several nuclear power plants in Korea have experienced wall thinning damage in the area around the impingement baffle-installed downstream of the high pressure turbine extraction steam line- inside number 5A and 5B feedwater heaters. At that point, the extracted steam from the high pressure turbine is two phase fluid at high temperature, high pressure, and high speed. Since it flows in reverse direction after impinging the impingement baffle, the shell wall of the number 5 high pressure feedwater heater may be affected by flow-accelerated corrosion. This paper describes the comparisons between the numerical results using the FLUENT code and the down scale experimental data on effect of geometry of the impingement baffle plate on the shell wall thinning. Additionally, a new type impingement baffle plate was installed above the impingement baffle plate in the feedwater heater and then the numerical and experimental study were performed in the same progress.

• 한국추진공학회지
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• 제22권2호
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• pp.66-73
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• 2018

밀폐용기 내 Zirconium/Potassium Perchlorate의 연소를 수치적 모델링을 통해 전산해석을 수행하였다. 5차 WENO 공간차분법과 improved delayed detached eddy (IDDES) 난류모델을 사용하여 충격파가 동반되는 내부 유동구조를 모사하였고, 라그랑지안 연소모델을 통해 화약 입자를 계산하였다. 옆면 중앙에 센서가 설치된 원통형 밀폐용기 내부 유동분석을 통해 압력 진동이 발생하는 원인을 규명하였다. 또한 센서 다이어프램 깊이 변화에 따라 측정되는 압력 데이터를 실험값과 비교분석 하였다. 그 결과 센서 탭의 깊이가 약 2.36 mm 이상으로 커지면 유동속도가 아음속으로 감쇠하고 복잡한 eddy가 발생하여 측정값에 큰 불규칙성을 야기하는 현상을 관측하였다.

• 한국지구물리탐사학회:학술대회논문집
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• 한국지구물리탐사학회 2006년도 공동학술대회 논문집
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• pp.201-206
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• 2006

지구과학은 지구와 지구시스템을 기술(description)하던 기존의 역할에서 벗어나, 진화하는 지구 시스템 안에서 일어나는 프로세스의 모델링(process modeling), 시뮬레이션(simulation) 그리고 이러한 현상들을 구상화(visualization)하는 방향으로 그 접근 방법이 서서히 그러나 매우 역동적으로 변화하고 있다. 하지만 이러한 모델링 및 시뮬레이션은 현대의 컴퓨터 기술의 발달에도 불구하고 그 수행이 쉽지는 않다. 그 이유로는 지구의 현상들은 그 현상의 기초원인이 되는 물리적 화학적 프로세스들이 비선형적이며, 서로 다른 프로세스들이 상호 연동되어 발생하고, 시간에 따라 변화를 보이기 때문이다. 더구나 이러한 복잡한 프로세스들이 암석의 공극구조라는 매우 복잡한 구조 안에 일어날 때, 그 현상의 모델링 및 시뮬레이션은 그 어려움이 더욱 커지게 된다.따라서 이러한 지구시스템의 여러 가지 프로세스들에 대한 효과적인 모델링 및 시뮬레이션을 위해선 지구의 기본 구성단위인 암석의 구조, 즉 복잡한 공극구조의 이해 및 그 형태를 효과적으로 컴퓨터상에서 수치적으로 기술하는 방법의 개발이 선행되어야 한다. 본 발표에서는 이러한 공극스케일의 모델링을 위한 격자볼츠만 방법, 유한요소법을 이용한 수치방법과 그 결과와, 지구의 여러가지 비선형적이고 시간종속적인 프로세서의 모델링에의 응용가능성에 대한 내용을 제시한다.

• 대한토목학회논문집
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• 제28권5B호
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• pp.575-589
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• 2008

본 연구는 지진해일단파(tsunami bore) 혹은 조석단파(tidal bore)와 같은 단파의 동수역학적인 거동특성을 검토할 목적으로, 댐파괴류에서 단파의 형성과 동일한 방법, 즉 수조의 한쪽 끝단에 있는 고수위의 저수조(貯水槽) 게이트를 순간적으로 제거하는 방법으로 단파를 발생시킨다. 이러한 단파의 형성과 전파에 관한 수치시뮬레이션에 이상유(二相流)모델에 기초한 Navier-Stokes식을 적용하며, 이 때 비압축성 및 비혼합성의 액체와 기체흐름을 각각 고려한다. 기체와 액체의 접면을 VOF법으로 추적하고, Navier-Stokes방정식을 수치적으로 풀기 위하여 MCIP법을 적용한다. 1차원인 CIP법을 분할스텝기법을 사용하여 고차원으로 확장한 MCIP법은 수치확산이 매우 작고, 또한 안정된 스킴으로 알려져 있다. 게다가, 난류를 시뮬레이션하기 위하여 그의 유용성이 잘 알려져 있는 LES모델을 사용한다. 단파의 형성과 전파에 관한 수치해석결과를 검증하기 위하여 수리실험을 수행하였으며, 시간경과에 따른 수위변동과 평균유속변동에 대한 수치해석결과 및 실험결과를 비교하여 매우 양호한 상호대응관계를 확인할 수 있었다.

• 한국안전학회지
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• 제35권4호
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• pp.84-91
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• 2020

The Korean nuclear industry developed the SPACE (Safety and Performance Analysis Code for nuclear power plants) code and this code adpots two-phase flows, two-fluid, three-field models which are comprised of gas, continuous liquid and droplet fields and has a capability to simulate three-dimensional model. According to the revised law by the Nuclear Safety and Security Commission (NSSC) in Korea, the multiple failure accidents that must be considered for accident management plan of nuclear power plant was determined based on the lessons learned from the Fukushima accident. Generally, to improve the reliability of the calculation results of a safety analysis code, verification work for separate and integral effect experiments is required. In this reason, the goal of this work is to verify calculation capability of SPACE code for multiple failure accident. For this purpose, it was selected the experiment which was conducted to simulate a Multiple Steam Generator Tube Rupture(MSGTR) accident with Passive Auxiliary Feedwater System(PAFS) operation by Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) and focused that the comparison between the experiment results and code calculation results to verify the performance of the SPACE code. The MSGR accident has a unique feature of the penetration of the barrier between the Reactor Coolant System (RCS) and the secondary system resulting from multiple failure of steam generator U-tubes. The PAFS is one of the advanced safety features with passive cooling system to replace a conventional active auxiliary feedwater system. This system is passively capable of condensing steam generated in steam generator and feeding the condensed water to the steam generator by gravity. As the results of overall system transient response using SPACE code showed similar trends with the experimental results such as the system pressure, mass flow rate, and collapsed water level in component. In conclusion, it could be concluded that the SPACE code has sufficient capability to simulate a MSGTR accident.

• Wind and Structures
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• 제27권1호
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• pp.11-27
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• 2018

The straight-cone steel cooling tower is a novel type of structure, which has a distinct aerodynamic distribution on the internal surface of the tower cylinder compared with conventional hyperbolic concrete cooling towers. Especially in the extreme weather conditions of strong wind and heavy rain, heavy rain also has a direct impact on aerodynamic force on the internal surface and changes the turbulence effect of pulsating wind, but existing studies mainly focus on the impact effect brought by wind-driven rain to structure surface. In addition, for the indirect air cooled cooling tower, different additional ventilation rate of shutters produces a considerable interference to air movement inside the tower and also to the action mechanism of loads. To solve the problem, a straight-cone steel cooling towerstanding 189 m high and currently being constructed is taken as the research object in this study. The algorithm for two-way coupling between wind and rain is adopted. Simulation of wind field and raindrops is performed with continuous phase and discrete phase models, respectively, under the general principles of computational fluid dynamics (CFD). Firstly, the rule of influence of 9 combinations of wind sped and rainfall intensity on flow field mechanism, the volume of wind-driven rain, additional action force of raindrops and equivalent internal pressure coefficient of the tower cylinder is analyzed. On this basis, the internal pressures of the cooling tower under the most unfavorable working condition are compared between four ventilation rates of shutters (0%, 15%, 30% and 100%). The results show that the 3D effect of equivalent internal pressure coefficient is the most significant when considering two-way coupling between wind and rain. Additional load imposed by raindrops on the internal surface of the tower accounts for an extremely small proportion of total wind load, the maximum being only 0.245%. This occurs under the combination of 20 m/s wind velocity and 200 mm/h rainfall intensity. Ventilation rate of shutters not only changes the air movement inside the tower, but also affects the accumulated amount and distribution of raindrops on the internal surface.

• 자원환경지질
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• 제35권3호
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• pp.203-210
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• 2002

해저 열수 광화작용을 대효할 수 있는 황화물 침니(sulfide chimney)의 성장 메카니즘을 고찰하기 위하여 Juan de Fuca 혜령의 최남단에 위치하는 Cleft segment의 열수장(hydrothermal field)에서 회수한 비활동성이고 황화물과 실리카가 풍부한 침니를 대상으로 광물 및 유체포유물 연구를 수행하였다. 기존 연구에 의하면, Cleft sogment에는 많은 활동성 및 비활동성의 열수 분출구가 존재하는 것으로 보고되어 있다. 연구 대상 침니는 주로 비정질 실리카, 황칠석, 섬아연석 및 섬유아연석(wurtzite)으로 구성되어 있고,소량의 황동석 및 백칠석을 함유하고 있다. 유체통로로 추정되는 침니의 내부는 다공질이며, 비정질의 교질성(colloidal) 실리카로 피복되어 있다. 섬아연석과 섬유아연석으로 구성되어 있는 아연이 풍부한 황화물의 FeS 함량은 13.9~34.3 mole%의 범위를 보이며, 철이 풍부한 중심부와 철이 부족한 연변부를 지닌다. 이는 광화유체의 화학적.물리석 특성들의 변화로부터 기인되었으리라 사료된다. 침니 내부성장대별 화학조성은 열적구배 및 구성광물의 차이로 인해 다른 특징들을 보여주고 있다. 광화후기에 침전된 비정질 실리카중의 액상이 풍부한 유체포유물을 대상으로 가열 및 냉각 실험을 수행한 결과, 열수유체의 최소 포획 온도는 약 114$^{\circ}$~145$^{\circ}C$이며, 해당 염농도는 3.2~4.8 wt.% NaCl equip, 이다. 실제 열구에서 배출되는 유체 온도 자료를 입수하지는 못했지만, 본 연구를 통해서 광물의 침전작용 동안 상대적으로 저온의 침전조건이 매우 지배적이었음을 알수 있다. Juan de Fuca 해령내 Cleft seamen에서 회수된 황화물 침니는 산출형태, 교질성 조직, 전(bulk) 화학조성, 광물조합(황철석+백철석+섬유아연석+비정질 실리카) 등으로 볼 때, 기존 보고된 침니 유형보다는 상당히 낮은 온도에서 느린 유체 유동과 전도성 냉각(<25$0^{\circ}C$)에 의해 생성되었으리라 사료된다.

• 태양에너지
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• 제16권2호
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• pp.113-122
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• 1996

본 연구는 수직원통형 빙축열조 내에 상변화물질로서 순수한 물을 $-10^{\circ}C$의 초기 과냉온도로 응고시킨 후, 작동유체의 입구온도를 $7^{\circ}C,\;4^{\circ}C,\;1^{\circ}C$로, 작동유체의 유입방향을 상향과 하향으로 각각 변화시키면서 외향용융시켰을 경우, 시간경과에 따른 축열매질의 온도분포, 상경계면의 형상, 용융율, 용융에너지를 실험적으로 구하여 이를 비교 검토한 것이다. 작동유체의 입구온도가 $7^{\circ}C,\;4^{\circ}C$의 경우에는 작동유체의 유입방향이 상 하향 모두 물의 최대 밀도점인 $4^{\circ}C$ 부근에서 일시적으로 온도가 상승하지 않고 일정 시간동안 정체하는 온도정체구간이 나타났다. 또한, 용융이 진행됨에 따라 물이 축열조의 하부에 적체되고, 이에 따라 하부에서의 용융이 활발히 진행됨으로써 상경계면 형상은 전체적으로 종모양 형태의 곡선을 나타낸다. 작동 유체의 입구온도가 $7^{\circ}C$인 경우, 용융율(Vl/Vtot)과 용융에너지는 작동유체의 유입방향이 상향인 경우가 하향인 경우에서보다 크게 나타난 반면, 작동유체의 입구온도가 $4^{\circ}C,\;1^{\circ}C$인 경우는 $7^{\circ}C$의 경우와는 달리 하향인 경우가 상향인 경우에서보다 큰 것으로 나타났다.