• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.423-428
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• 1996

피동형원자로 AP600을 참조발전소로하여 설정된 1000MWe급 대용량 피동형원자로의 계통개념에 대한 안전계통 성능 평가 및 코드의 적용성 평가를 목적으로 RELAP5/MOD3코드를 사용하여 대형냉각재상실사고를 모의 해석하였다. 피동형 안전계통으로 축압기, CMT IRWST를 모델하였으며 가압기에 연결된 1단계부터 3단계까지의 자동감압밸브계통을 모델링 하고 4단계 자동감압밸브계통은 각 루프의 고온관에 연결되어 있는 것으로 모델링 하였다. 피동형 안전계통의 모델이 향상된 RELAP5/MOD3.2와 그 이전의 코드인 RELAP5/MOD3.1의 냉각재상실사고 모의계산결과 원자로내의 압력변화, 노심냉각수 주입유량 및 핵연료 피복재 온도 거동이 거의 유사하게 나타났으며 1000MWe급 대용량 피동형원자로의 안전계통은 냉각재 상실사고시 충분한 노심냉각능력을 가지는 것으로 분석되었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.795-800
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• 1998

월성 발전소에서의 중대사고 진행을 예측하고 분석하기 위하여 CANDU 발전소의 중대사고 해석코드인 ISAAC을 이용하여 능동 안전 장치들이 동작하지 않는 발전소 정전사고에 대한 분석을 수행하였다. ISAAC은 사고 관리용 전산코드로 개발된 MAAP4/PWR를 근간으로 월성 발전소의 고유 특성에 관한 모델들을 추가하여 개발되었다 월성 발전소의 경우 칼랜드리아 안의 감속재와 칼랜드리아 볼트 안의 냉각수는 피동 열침원으로, 능동 안전 장치들이 동작하지 않는 중대사고시 노심으로부터의 붕괴열을 제거하여 노심 손상을 지연시킬 수 있다. 발전소 정전사고에 대한 ISAAC 계산 결과 노심 손상후 칼랜드리아 파손까지 약 40 시간이 예상되며, 이 동안에 운전자는 사고를 완화시킬 수 있는 방안을 모색할 수 있다. 따라서, 월성발전소의 피동안전장치는 사고 관리 전략 수립에 중요한 기능을 담당한다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05d
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• pp.253-258
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• 1996

원자로의 가동 중지 중이나 재장전시 원자로가 설치되어 있는 수조의 냉각수가 증기발생기 안으로 유입되는 것을 막는 장비로써 노즐댐을 사용한다. 현재의 노즐댐은 알루미늄 재질로 그 무게가 무거워 노즐댐 작업자가 취급하기 어렵다. 이 노즐댐의 경량화와 동시에 구조적 강도를 증가시키기 위해서 비강성이 높은 탄소섬유 강화 복합재료와 굽힘 강성 및 전단강성을 증가시키기 위하여 벌집구조(honeycomb)의 알루미늄을 사용하여 KAERI 노즐댐-II를 설계하였다. 노즐댐에 발생하는 응력 해석을 통하여 중앙판과 측면판의 변위가 충분히 작은 값을 가지면서 파괴지수도 충분히 작은 값이 되는 탄소섬유의 적층각도를 구하였으며, 중앙판은 ［$\pm$15］로 적층하고 측면판은 ［$\pm$45 ］로 적층 하였다. 그리고 각 판의 최대 파괴지수는 중앙판의 경우 0.32, 측면판의 경우 0.27 이었고 최대변위는 각각 3.1mm, 2.7mm로 노즐댐을 사용할 때 예상되는 하중에 대하여 노즐댐의 구조적 건전성을 입증하였다.

• Transactions of the Korean Society of Automotive Engineers
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• v.14 no.5
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• pp.9-16
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• 2006

The present study is to simulate coolant flow in IC engine cooling passages under subcooled nucleate boiling conditions and investigate thermal stress analysis of the solid part. To consider nucleate boiling heat transfer effect, Chen's empirical formula is used through user subroutine programing in CFD code and then nucleate boiling model is compared with Robinson's experimental results, which shows reasonable agreement. This Chen's nucleate boiling model is applied to single cylinder IC engine model and we do cylinder liner thermal stress analysis using commercial FEM code.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05a
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• pp.309-314
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• 1996

가압 경수로형 원전 안전정지/ 안전 주입 변수와 관련된 계기는 관련 기술 기준에 따라 정기 보수시 교정이 이루어지면, 정지 신호를 모의 주입하여 물리량 검출기로 부터 원자로 정지집계 권선의 풀림시간까지의 총 응답 시간이 사고해석시 가정된 계통의 응답 지연시간이내에 들어 있는 지를 확인한다. 이 정지 신호에 응답하는 동적 보상기의 특성과 관련하여 설계과정에서 삽입된 근사화 오차에 대한 정략적인 평가가 이미 알려진 바 있고, 시간 응답 측정시 삽입되는 지연 요소로 인한 오차도 이에 포함시켜 분석한 바 있어 실제 교정시 정밀도 향상을 위하여 활용하고 있다. 이 논문을 통하여 원자로 정지계통의 응답시간 측정시 노 냉각수 평균 온도 변화율 동적 보상 미분-지연 카드에 모의입력으로 스텝신호를 주입할 경우, 이를 과도하게 큰 신호로 인식하여 매우 짧은 시간(1초 이내)에 응답되고, 스텝신호대신 1%P.U./초로 평균온도 변화율만을 주입할 경우, 보다 늦게 응답됨을 밝혔다. 따라서 모의 시험 방범에 있어서 입력 선택을 적합하게 하여야만 계통의 건전성을 응답시간으로 확인한 수 있는 데, 이에 적합한 모의 입력 방법을 제안하였다.

• Journal of the Semiconductor & Display Technology
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• v.21 no.1
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• pp.33-38
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• 2022

This study investigates the outlet temperature of coolant heater based on heat and flow volume conditions. Through computer simulation, the coolant temperature at the outlet was analyzed to investigate the heat and flow volume conditions of the coolant heater, and the optimal conditions were derived. Results show that heat and flow volume conditions, it was confirmed that heat condition is 0.424 W/mm³, and flow volume condition is 500 l/h, demonstrates optimal conditions. The results of this study can be utilized to efficiently control the coolant temperature through various heat and flow volume conditions.

• Journal of Korea Water Resources Association
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• v.30 no.6
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• pp.769-776
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• 1997

The behavior of surge induced in the discharge system of the thermal power plants by the sudden stop of cooling water pump is analyzed using the numerical model developed by Yoon and Lee (1997). Various effects, which are ignored earlier, such as discharge from internal system, air chamber and air inlet of seal well, monholes, open channel and sea are included. These effects of the surge behavior are systematically analyzed. Especially, the surge control effect and air pressure change in the air chamber associated with the area of air inlet are presented for easy application in practice.

• Journal of the Korea Academia-Industrial cooperation Society
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• v.10 no.10
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• pp.2572-2576
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• 2009

The wafer prober is used in mass production process of semiconductor chips. The chuck in wafer prober must have a uniform temperature distribution when the chuck is heated or cooled. The temperature distribution of prober chuck is measured by using a thermocouple when the chuck is cooled. The temperature distribution is also calculated by using a CFD program, FLUENT. The measured temperature and calculated temperature show similar distributions. A modified coolant circuit distribution for the improving temperature uniformity is suggested based on the numerical analysis results.

• The KSFM Journal of Fluid Machinery
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• v.12 no.5
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• pp.7-12
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• 2009

A nuclear fuel test loop(after below, FTL) is installed in the IRI of an irradiation hole in HANARO for testing the neutron irradiation characteristics and thermo hydraulic characteristics of a fuel loaded in a light water power reactor or a heavy water power reactor. There is an in-pile section(IPS) and an out-pile section(OPS) in this test loop. When HANARO is operated normally, the fuel loaded into the IPS has a nuclear reaction heat generated by a neutron irradiation. To remove the generated heat and to maintain the operation conditions of the test fuel, a main cooling water system(MCWS) is installed in the OPS of the FTL. The MCWS is composed of a main cooler, a pressurizer, two circulation pumps, a main heater, an interconnection pipe line and instruments. The interconnection pipeline is a closed loop which is connected to an inlet and an outlet of the IPS respectively. The MCWS is under a cold function test during a start-up period. This paper describes the system flow network analysis results of the flow control of a main cooling water system in the HANARO fuel test loop. It was confirmed through the results that the flow was met the system design requirements.

• Proceedings of the KSME Conference
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• 2003.11a
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• pp.1234-1239
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• 2003

A failure analysis of holddown spring screw was performed using fracture mechanics approach. The spring screw was designed such that it was capable of sustaining the loads imposed by the initial tensile preload and operational loads. In order to investigate the cause of failure, a stress analysis of the top nozzle spring assembly was done using finite element analysis and a life prediction of the screw was made using a fracture mechanics approach. The elastic-plastic finite element analysis showed that the local stresses at the critical regions of head-shank fillet and thread root significantly exceeded than the yield strength of the screw material, resulting in local plastic deformation. Primary water stress corrosion cracking life of the Inconel 600 screw was predicted by using integration of the Scott model and resulted in 1.42 years, which was fairly close to the actual service life of the holddown spring screw.