• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2001.10a
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• pp.358.1-358
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• 2001

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.324-329
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• 1998

본 연구는 주증기배관으로 사용되고 있는 SA106. Gr.C의 모재와 용접계에 대해서 파괴인성에 미치는 온도와 하중속도의 영향을 살펴보기 위해서 다양한 온도와 하중속도에서 J-R 시험 및 인장시험을 수행하였다. 두 재료 모두 동적변형시효의 영향을 받고 있는 온도영역에서 약 40% 정도의 파괴인성 감소가 관찰되었으며, 하중속도에 따른 파괴인성 감소영역은 serration과 인장강도 증가 영역의 하중속도 의존성과 일치하였다. 원자력발전소 운전온도에서 모재와 용접재 모두 하중선변위속도가 4.0mm/min 일 때 파괴인성치의 최저를 보였으며, 하중속도가 증가함에 따라 증가하여 동적하중속도(800, 40mm/min)일 때 최대를 보였다. 모재와 용접재를 비교하면 용접재에서 serration이 뚜렸했고, 보다 넓은 온도영역에서 관찰되었다. 또한 인장강도의 증가가 보다 고온에서 형성되었다. 이러한 특성은 용접재가 모재에 비해 냉각률이 크고 미세한 결정입으로 이루어져있으며, 망간의 함량이 높기 때문으로 판단된다.

• Journal of the Korean Electrochemical Society
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• v.25 no.3
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• pp.119-124
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• 2022

Because high power with large size cell is used for the battery pack of hybrid electric vehicles and electric vehicles (HEV and EV), average temperature in a battery cell is the important criteria of the thermal management of the battery pack. Furthermore, fast charging technology is required to reduce battery charging time. Since battery pack performance and lifespan are deteriorated due to the heat of cells and electronic components caused by fast charging, an effective cooling system is required to reduce performance deterioration. In this study, a cooling system and module design applied to a pouch-type for fast charging battery cell are investigated, and the cooling performance that can maximize the efficiency of the battery was analyzed. The result shows that the vapor chamber cooling system has better cooling performance, the temperature drop in the module was 5.82 ℃ compared with aluminum cooling plates.

• 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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• 2004.10a
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• pp.1313-1314
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• 2004

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.357-362
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• 1998

PWR 정지시 일차계통 수화학 제어의 주요대상은 계통표면에 침적된 부식생성물의 주성분인 비화학양론적 니켈(코발트)페라이트로서, 산성-환원 단계에서 용존수소에 의해 Ni$^{\circ}$ (또는 Co$^{\circ}$)로 환원되고 산성-산화 단계에서 용존산소에 의해 Ni$^{2+}$ (또는 CO$^{2+}$)로 산화되어 이온교환기에 의해 제거된다 본 연구에서는, 니켈 및 코발트 산화물의 25~300 $^{\circ}C$ 환원 또는 산화반응 시 표준자유에너지의 변화 및 용존수소 또는 용존산소의 요구농도를 계산하여, 원자로 정지시 일차계통수 용존 기체의 제어조건을 고찰하였다. 산성-환원 단계의 냉각재 온도인 300~82$^{\circ}C$ 범위에서 용존수소가 충분할 경우 열역학적으로 $^{58}$ Co(또는 $^{60}$Co)Fe$_2$O$_4$$\longrightarrow$Co의 역반응이 억제되므로서 노심외 계통부위 침적이 감소될 수 있기 때문에, 용존수소를 온도에 따라 요구농도 곡선 위로 약간 높게 유지하는 것보다 25~50 cc/kg-$H_2O$로 유지하는 방식이 바람직한 반면, 용존산소를 제공하는 과산화수소 농도가) 2.7 ppm일 때 NiFe$_2$O$_4$$\longrightarrow$Ni$_2$O$_4$(+$\alpha$-Fe$_2$O$_3$) 반응이 일어날 수 있기 때문에, 산성-산화 단계에서는 과산화수소의 냉각재 농도를 이보다 낮게 유지하는 것이 바람직하다.

• Composites Research
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• v.31 no.2
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• pp.63-68
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• 2018

Thermoplastic composite has been limitedly used in high performance aerospace industry due to relatively low mechanical properties even though it has various advantages. But, thermoplastic aromatic polymer composite has recently been researched and utilized much. In this study, PEEK and PPS neat resin film as representative thermoplastic aromatic polymer were processed through continuous heating, cooling and reheating cycle. Property change such as glass transition temperature and melting temperature were identified and crystallinity variation by different cooling rate were evaluated. In the first (heating) run, polymer specimens were kept for 5 minutes at higher temperature than melting point to remove previous thermal history, and crystallization reaction was controlled by adjusting cooling rate to 2, 5, 10, 20 and $40^{\circ}C/minute$ in the second (cooling) run. In the third (heating) run, specimen crystallinity were verified by measuring the melting enthalpy. The initial specimens containing high portion of amorphous structure exhibited cold crystallization and clear glass transition in the first run whereas they did not show in the third run due to the increase of crystalline structure portion. As cooling rate decreases through the second cooling run, the crystallinity of the specimen increased. PEEK polymer had 21.9~39.3% crystallinity depending on cooling rate change whereas PPS polymer showed 29.1~31.2%.

• Journal of Energy Engineering
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• v.25 no.2
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• pp.45-51
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• 2016

The pool water management system, which is installed for purification of the coolant in the pools and the primary cooling system of a research reactor, removes the decay heat from the reactor core when the primary cooling system stops. It also removes the heat generated from the irradiated objects in the service pool and the spent fuels in the spent fuel storage pool to keep the temperature of the pools within a limited value. In this study, the heat exchanger of the pool water management system is designed by CFD method using a commercial code Flowmaster, and the temperature of the pools is estimated along the time to conclude the design and operation method of the pool water management system.

• Proceedings of the Computational Structural Engineering Institute Conference
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• 2005.04a
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• pp.291-294
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• 2005

본 해석은 제철용 고로 구조물에 대해여 고로 내의 온도 분포를 이용한 열전도 유한요소 해석을 수행하고자한다. 해석모델인 고로는 내화벽돌, 냉각판, 내화재(castable), 철피의 복잡한 구조로 이루어져있다. 각각의 재료뿐만 아니라 고로에 사용되어지는 모든 내화벽들의 재료 물성치 값을 사용하여 보다 실직적인 해석을 수행하고자 하며 고로의 냉각 시스템인 냉각판과 냉각 pipe의 효과 규명하고자 한다. 어떠한 부분 모델이 아니라 고로 전체를 대상으로 열전도 해석을 수행한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.26 no.1
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• pp.63-77
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• 1994

The objective of this work is to investigate fluid mixing phenomena related to pressurized thermal shock(PTS) in a pressurized water reactor(PWR) vessel downcomer during transient cooldown with direct vessel injection(DVI) using test models. The test model designs were based on ABB Combustion Engineering(C-E) System 80＋ reactor geometry. A cold leg small break loss-of-coolant accident(LOCA) md a main steam line teak were selected as the potential PTS events for the C-E System 80＋. This work consist of two parts. The first part provides the visualization tests of the fluid mixing between DVI fluid and existing coolant in the downcomer region, and the second part is to compare the results of thermal mixing tests with DVI in the other test model. Row visualization tests with DVI have clarified the physical interaction between DVI fluid and primary coolant during transient cooldown. A significant temperature drop was observed in the downcomer during the tests of a small break LOCA Measured transient temperature profiles agree well with the predictions by the REMIX code for a small break LOCA and with the calculations by the COMMIX-1B code for a steam line break event.