• 대한기계학회논문집B
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• 제34권10호
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• pp.885-891
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• 2010

고분자 전해질 연료전지(PEMFC)의 열관리는 성능 향상과 내구성 측면에서 중요한 문제이다. 일반적으로 냉각수 순환 유로를 가진 냉각판이 여러 개의 단전지 사이에 삽입되어 PEMFC 내부에서 발생하는 반응열을 외부로 배출한다. 본 연구에서는 개선된 병렬 사형유로(MPSFF)를 향상된 냉각성능을 가진 냉각판 유로형상으로 제안하고, 이를 전산유체역학(CFD) 해석을 통하여 평가하였다. 비교를 위하여 냉각수 유로로 일반적으로 사용되는 사형유로 및 병렬형유로의 냉각성능에 대한 계산도 수행하였다. CFD 결과는 개선된 병렬 사형유로가 냉각판 표면에서의 온도의 비균일도를 상당히 감소시키고, 따라서 PEMFC의 내구성과 성능을 향상시킬 수 있음을 보여주었다.

• 대한기계학회논문집B
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• 제34권12호
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• pp.1051-1060
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• 2010

고화 입자 크기의 관점에서 TROI 용융물-냉각수 반응 실험의 결과에 대한 물질 효과를 분석하였다. 고화 입자 크기를 분석하면 용융물-냉각수 반응에서 초기 조건, 혼합, 폭발을 기적으로 해석할 수 있다. 증기 폭발이 발생한 경우와 폭발이 발생하지 않는 경우의 고화 입자 크기를 분석한 결과 증기 폭발이 발생한 경우에는 미세 입자가 많고 비교적 큰 입자는 적은 것으로 나타났다. 또한, 혼합 과정에 대한 정보를 보존할 수 있는 증기 폭발이 발생하지 않은 용융물-냉각수 반응을 이용하여 용융물 입자 크기에 대한 물질 효과를 분석하였다. 증기 폭발이 잘 발생하는 용융물은 증기 폭발에 참여할 수 있는 큰 입자를 많이 포함하고 있었고, 증기 폭발이 잘 발생하지 않는 용융물은 증기 폭발보다는 냉각되기 쉬운 작은 입자 혹은 미세 입자를 많이 포함하고 있었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2004년도 요약집 춘계학술발표대회
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• pp.163.1-163.1
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• 2004

• 한국전산유체공학회:학술대회논문집
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• 한국전산유체공학회 2008년도 춘계학술대회논문집
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• pp.444-447
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• 2008

A nuclear fuel test loop (after below, FTL) is installed in IR1 of an irradiation hole in HANARO for testing neutron irradiation characteristics and thermo hydraulic characteristics of a fuel loaded in a light water power reactor (PWR) or a heavy water power reactor (CANDU). There is an in-pile section (IPS) and an out-pile section (OPS) in this test loop. When HANARO is normally operated, the fuel loaded in the IPS has a nuclear reaction heat generated by a neutron irradiation. To remove the generated heat and to maintain an operation condition of the test fuel, a main cooling water system (MCWS) is installed in the OPS of the FTL. The pump can not continuously suck a fluid and not pressurize the fluid during a cold function test. To verify the flow characteristics of the MCWS, a flow net work analysis has been conducted. When the higher elevation pipelines wholly filled with coolant, it was confirmed through the analysis results that the pump pressurized the coolant normally. And the analysis results described the system characteristics with operation temperature and pressure variation satisfactorily.

• 한국산학기술학회:학술대회논문집
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• 한국산학기술학회 2005년도 춘계학술발표논문집
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• pp.75-78
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• 2005

본 논문은 CPU의 수냉식 쿨러 자켓에 대하여 CFD(computational fluid dynamics) 해석을 수행하여 내부면적이 큰 쿨러 자켓의 효율이 어느 정도 좋은 지를 내부면적이 작은 쿨러 자켓과 비교 분석한다. 쿨러 자켓이 냉각수와 열 교류를 원활히 할 수 있도록 쿨러 자켓의 온도분포를 통하여 적절한 형상을 설계하여 CPU 수냉식 쿨러 자켓의 제작시 설계 자료로 이용하고자 한다.

• 대한기계학회논문집
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• 제8권1호
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• pp.71-78
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• 1984

본 논문은 왕복동 내연기관의 방열에 관한 연구의 하나로서 디이젤 기관 실린더 헤드와 흡 배기 밸브의 온도 분포와 열유속의 분포를 구한 것이다. 방열 해석은 기관의 정상 작동된 다음의 실린 더 헤드의 열부하가 일정하다고 생각하여 실린더 헤드의 밸드 시이트 양단의 온도와 연소 가스 배출 온도, 흡기 및 냉각수 온도를 측정하고 온도분포 및 열유속을 유한요소법을 적용하여 구하 였다. 본 연구의 결과 실린더 헤드 및 밸브의 과부하는 밸브의 경우에는 밸브 헤드 중심과 밸브 헤드 중심 부근에서 일어나며, 실린더 헤드의 경우에는 헤드 중심부 표면에서 발생하였다. 흡 배 기 밸브 및 물재킷부의 온도 분포 및 열유속의 분포를 주어진 냉각수 온도 조건에 대하여 구한 후 이들을 비교 검토 하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.430-436
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• 1997

피동형 원자로에서 냉각수 펌프의 작동불능시나 계통 내의 강제 순환이 충분치 못할 경우, 냉각수와 분리된 비상 저온 고농축의 붕산수를 노심에 피동으로 주입시키고 자연 대류에 의한 잔열 제거가 이루어져야 한다. PIUS형 원자로나 SPWR형 원자로에서는 Honeycomb구조의 Density Lock을 사용하여 Shutdown 및 잔열 제거 기능을 수행하며 정상운전시에는Primary Coolant(고온, 저농축 붕산수)와 Pool Water(저온, 고농축 붕산수)를 분리하고 있다. Density Lock을 사용할 경우, 기동 운전이나 출력 변경과 같은 비정상 운전시 Density Lock을 통하여 노심으로 Pool Water가 유입될 수가 있다. 따라서 불필요한 Pool Water의 유입을 방지하고 피동형 원자로의 설계 개념을 만족시키며, 피동적으로 강제 순환으로부터 자연 순환으로의 경로를 열어 줄 수 있는 Hydraulic Valve에 대한 이론적 해석을 수행하여 실제 밸브를 제작하여 실험을 통해 이론과 비교하고 Valve의 특성곡선을 개발한다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.469-474
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• 1995

피동형 원자로에서 냉각수 펌프의 작동불능시나 계통내의 강제순환이 충분치 못할 경우, 냉각수와 분리된 비상저온 고농축의 붕산수를 노심에 피동으로 주입시키고 자연대류에 의한 잔열제거가 이루어져야 한다. PIUS형 원자로나 SPWR형 원자로에서는 Honeycomb구조의 Density Lock을 사용하여 Shutdown 및 잔열제거기능을 수행하며 정상운전시에는 Primary Coolant(고온, 저농축 붕산수)와 Pool Water(저온, 고농축 붕산수)를 분리하고 있다. Density Lock을 사용할 경우 기동운전이나 출력변경과 같은 비정상 운전시 Density Lock의 경계가 불안정하고 제어가 용이치 않으므로 Pool의 저온, 고농축 보론수가 Density Lock을 통하여 노심으로 유입될 수 있다. 따라서 불필요한 Pool Water의 유입을 방지하고 피동형 원자로의 설계개념을 만족시키며, 피동적으로 강제순환으로부터 자연순환으로의 경로를 열어줄 수 있는 Hydraulic Valve에 대한 이론적 해석을 수행하여 모델밸브의 주요변수와 제원을 결정하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.179-185
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• 1996

피동형 원자로에서 냉각수 펌프의 작동불능시나 계통 내의 강제 순환이 충분치 못할 경우, 냉각수와 분리된 비상저온 고농축의 붕산수를 노심에 피동으로 주입시키고 자연 대류에 의한 잔열 제거가 이루어져야 한다. PIUS형 원자로나 SPWR형 원자로에서는 Honeycomb구조의 Density Lock을 사용하여 Shutdown 및 잔열 제거 기능을 수행하며 정상운전시에는 Primary Coolant(고온, 저농축 붕산수)와 Pool Water(저온, 고농축 붕산수)를 분리하고 있다. Density Lock을 사용할 경우, 기동 운전이나 출력 변경과 같은 비정상 운전시 Density Lock을 통하여 노심으로 Pool Water가 유입될 수가 있다. 따라서 불필요한 Pool Water의 유입을 방지하고 피동형 원자로의 설계 개념을 만족시키며, 피동적으로 강제 순환으로부터 자연 순환으로의 경로를 열어 줄 수 있는 Hydrauric Valve에 대한 이론적 해석을 수행하여 실제 밸브를 제작하였다.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제8권2호
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• pp.33-41
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• 2012

The component cooling water heat exchangers are critical components in a nuclear power plant. As the operation years of the heat exchanger go by, the maintenance costs required for continuous operation also increase. Most heat exchangers have carbon steel shells, tube support plates and flow baffles. The titanium tube is susceptible to flow induced vibration. The damage on carbon steel tube support rod and titanium tube around cooling water entrance area is inevitable. Therefore, analysis of internal flow around the component cooling water entrance and tube channel is a good opportunity to seek for failure prevention practice and maintenance method. The numerical study was carried out by FLUENT code to find out the causes of tube failure and its location.