• Solar Energy
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• v.15 no.3
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• pp.59-73
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• 1995

The thermal analysis is accomplished with the route for the underground power transmission system which adopts the water pipe cooling with trough in tunnel. As a result, in case of a cooling system based on a refrigerator, the optimum condition for the flow rate of cooling water and the air velocity are calculated as the $2{\sim}3{\ell}/s/pipe$ and $1{\sim}2m/s/fan$, respectively. On the other hand, in case of cooling tower the optimum condition for them are calculated as the $2{\sim}3{\ell}/s/pipe$ and 6 m/s/fan, respectively. But the cooling system based on a cooling tower has the problem of enlarging the size of cooling fan and suppressing the labor of operator in tunnel. Therefore, to meet all the cooling conditions for a given cooling section, the cooling system based on a refrigerator is more acceptable.

• Journal of Power System Engineering
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• v.13 no.6
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• pp.22-28
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• 2009

열역학 제 2법칙의 관점의 열역학적 가용에너지인 엑서지 해석법을 적용하여 가솔린, 메탄올, M90 연료를 사용한 전기점화 기관의 성능해석을 수행하였다. 열역학적 사이클 해석을 위하여 사이클을 구성하는 각 과정은 열역학적 모델로 단순화하였고, 크랭크 각도에 따른 실린더의 압력과 작동유체를 구성하는 연료, 공기 및 연소생성물의 열역학적 물성 값들을 이용하여 각 과정에서의 엑서지와 손실 일을 계산하였다. 실험데이터는 단기통 전기점화기관을 가솔린, 메탄올과 M90(메탄을 90%+부탄 10%의 혼합연료)을 연료로 WOT(Wide Open Throttle), MBT(Minimum advanced spark timing for Best Torque), 2500rpm 조건으로 운전하여 측정하였다. 계산에 이용한 자료는 실험으로 측정한 크랭크 각도에 따른 연소실의 압력, 흡입공기와 연료유량, 흡입공기 온도, 냉각수 온도와 배출가스 온도 등이다. 이를 이용하여 각 과정에서의 엑서지와 손실 일을 계산하였으며 각 과정에서의 손실 일은 연소과정에서 가장 크며 팽창과정, 배출과정, 압축과정 및 흡입과정 순으로 크게 나타났다.

• 한국신재생에너지학회:학술대회논문집
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• 2005.06a
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• pp.498-501
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• 2005

삼천포 등 국내 대형 화력발전단지에서 냉각수로 사용되고 방류되는 해수는 약 150 cms로 (100 MWe당 약 5 cms) 약 3,000 kW 이상의 수력에너지를 보유하고 있으나, 현재 활용되지 못하고 그대로 해양으로 방류되고 있어 이 수력에너지의 개발을 추진하고 있다 온배수를 이용한 수력 개발시에는 기존 발전소의 배수로를 변경하여 이용하는 것으로 기존 발전소에 미치는 영향을 최소화하는 것이 중요하다. 본 검토에서는 삼천포화력에 댐식 수력발전소를 건설할 경우 기존 배수로의 수리특성 변화를 3차원 유동해석 프로그램인 FLOW-3D를 이용하여 해석한 결과를 소개하였다. 수치해석 결과를 이용하여 수력에너지의 최적 개발을 도모하였고, 다양한 운전조건을 설계에 반영할 수 있었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.67-72
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• 1996

수격현상(Waterhammer)으로 인한 과도압력하중은 월성원자력발전소 비상노심냉각계통 (Emergency Core Cooling System : ECCS) 설계의 주요 고려사항이다. 비상노심냉각계통은 특수안전계통으로서 냉각재상실사고(Loss of Coolant Accident : LOCA)후 일차열수송계통을 다시 채워주고 핵연료 손상을 막기위해 노심으로부터 잔열 및 붕괴열을 제거한다. 일차열수송계통으로의 비상냉각수 주입은 고압주입, 중압주입, 저압주입 3 단계로 주입된다. 과도압력이 발생될 것으로 예상되는 고압주입과 중압주입에 대한 6가지 사례들이 ECCS의 배관과 지지대 설계를 위해 고려되었다. 모든 사례에 대한 비상노심냉각계통의 과도압력 현상은 PTRAN 코드에 의해 해석 되었고 해석된 최고과도압력은 설계압력보다 작음을 알게 되었다. 모든 사례의 최고압력과 최고차압은 비상노심냉각계통 배관 및 지지대 설계를 위한 응력해석 자료로서 사용될 것이다.

• Proceedings of the Korea Water Resources Association Conference
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• 2008.05a
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• pp.1599-1603
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• 2008

발전소 냉각수 배수로에는 유속 2 m/s 이상의 빠른 흐름의 수로가 존재하여 수력발전을 꾀할 수 있어, 하동화력의 경우 조류발전 수차인 헬리컬 수차를 이용한 수력 개발이 진행 중이다. 하동화력 배수로는 약 630 m의 암거와 약 250 m의 개수로로 이루어져 있는데, 현재 상업용 발전설비 개발을 위해 시험용 수차발전 설비를 개수로로 이어지는 암거 출구부에 설치하여 성능 시험을 추진하고 있다. 이에 본 연구에서는 발전 설비의 설치로 인한 수위 증가가 냉각수 순환 계통에 미치는 영향을 파악하기 위하여 배수로 구간의 수위변화 또는 압력변화를 수치해석을 통해 분석하였다. 배수로 암거 출구부에 가로 3.6 m ${\times}$ 세로 1.5 m 헬리컬 수차 1 set를 설치하는 경우 저조시에는 seal well 후단(하류측)의 수위가 seal well의 위어 정부표고를 넘지 않아 수차구조물에 의한 압력변화가 상류로 미치는 영향이 없었다. 그러나 고조시에는 seal well 전 후단이 만관 관수로 흐름이 되어 하류의 압력변화가 상류로 전파되었다. 단, 수차구조물을 설치한 경우 순환수 펌프를 처음 기동할 때 압력파의 전파로 인해 초기 약 10 분간 불안정한 압력변화가 발생하나 수차구조물 설치 전인 현상태에서 발생하는 압력변화 범위를 벗어나지는 않고 이내 안정되며, 수차구조물 설치로 인한 수위 증가분만큼의 펌프 양정고 증가로 소요 동력이 증가할 수 있으나 0.2 m 내외의 미약한 증가이므로 정상 운전에는 문제가 없을 것으로 판단되었다. 따라서 수차구조물 설치 시, 저조시에는 순환수계통에 영향을 주지 않으며, 고조시에도 일부 시간 동안 미약한 수두변화만 있을 뿐 순환수 계통의 안전에는 지장을 주지 않을 것으로 확인되었다.

• Journal of the Korea Academia-Industrial cooperation Society
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• v.12 no.10
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• pp.4288-4295
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• 2011

In this paper, variable reactor and capacitor for high-frequency welder are analyzed by optimum design. As the polar panel of high-frequency welder has the role of condenser, the material with the high rate of induced electricity has to be selected in order to manufacture the condenser with the great power cut. And the area of polar panel must be large and the gap between panels must be thin. On the contrary, the resistance is generated and the heat is happened because the large current is flown. To prevent the thermal deformation of this polar panel, the temperature can be lowered by using cooling water and so on. At this point, the speed of cooling water due to deformation and temperature of polar panel can be optimized.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.15 no.4
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• pp.236-247
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• 1983

Analyzed are the the DNBR(Departure from Nucleate Boiling Ratio) sensitivities to variations in various PWR operating parameters utilizing the Korea Nuclear Unit 1(KNU-1) design and operating data. Studied parameters in the analysis are core power level, system pressure, core inlet flow rate, core inlet temperature, enthalpy rise hot channel factor, and axial power peaking factor and axial offset. The calculations are performed using the steady state and transient thermal-hydraulics computer program, COBRA-IV-K, which is the revised version of COBRA-IV-i that has been adapted, partially modified and verified at KAERI. A reference case is established based on the design and operating condition of the KNU-1 reactor core, and this provides a basis for the subsequent sensitivity analysis. From the calculation results it is concluded that the most sensitive parameter in the DNBR thermal design is the coolant core inlet temperature while the axial power peaking factor is the least sensitive.

• Journal of the Korean Institute of Gas
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• v.19 no.2
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• pp.66-73
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• 2015

The amount and quality of waste heat from a gas engine which is modified from an automobile gasoline engine is analyzed. Exhaust temperature is $573.8^{\circ}C$ and engine cooling water exit temperature is $85.7^{\circ}C$. The amount of waste heat of engine cooling water is double compared to that of exhaust gas. Organic Rankine cycle (ORC) system is designed for two different waste heat source of engine cooling water and engine exhaust and is thermodynamically analyzed.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.27 no.4
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• pp.483-490
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• 1995

The objective of the PKL III A 4.4 experiment is to examine that the plant could be controlled by manually operative actions "after Steam Generator Tube Rupture under Offsite Power Available without Safety Injection". In order to verify the limitation and ability of the system code NLOOP in the expeiment simulation, the behaviors of the PKL III facility obtained in the experiment are compared with the results of NLOOP code. NLOOP code, which is originally developed to simulate the transients of the Westinghouse type PWRs by KAERI/SIEMENS, modified properly to simulate the PKL III facility. Particular attention is given to the RCS mass How rate of the natural circulation in loops and the termination behavior of the natural circulation in the isolated loop. The comparisons between the experimental and calculational results show the simulation ability and problems of the code. the code.

• Transactions of the Korean Society of Automotive Engineers
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• v.1 no.1
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• pp.32-40
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• 1993

Flow fields in model engine cooling passages are studied numerically by using TURBO-3D program, a finite volume based 3-D turbulent flow program adopting a general body fitted coordinate system. The effects of exit position on mass flow rate at each gasket hole are examined for a model cooling passage in order to understand the flow distribution inside the water jacket. The results of the present study can be applied to the design of high performance, high reliability engine.