• Journal of the Korean Society for Aeronautical & Space Sciences
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• v.44 no.7
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• pp.593-602
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• 2016

Numerical simulations on the close-coupled supersonic gas atomizer for metallic powder production were performed in this study. A proper turbulence model was chosen and then VOF(Volume of Fluid) and DPM(Discrete Phase Model) methods were sequentially applied for the simulations of primary and secondary break-up processes of liquid metal. Diameters of parent droplets were calculated by analyzing Level-Set function contour from the VOF result. Finally, the distribution of particle diameter was obtained from the DPM result at exit of the computational domain.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.678-683
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• 1998

액체금속로의 노심은 핵연료봉과 와이어랩에 의한 부수로로 구성된 복잡한 기하학적 구조의 집합체로 이루어져 있다. 이러한 액체금속로의 정상상태 및 과도상태 노심열수력 상세해석을 위하여 부수로 해석코드 MATRA-LMR 코드를 개발하고 있다. 본 논문에서는 ORNL 19 Pin 실험결과와 EBR-II 실험 모의시 정상상태 노심열수력 해석코드인 SLTHEN 코드 계산에 사용되었던 실험데이타를 사용하여 현재 MATRA-LMR 코드로 계산을 수행한 후 그 결과를 비교.분석함으로써, MATRA-LMR 코드의 개발 상태를 평가해 보았다 ORNL 19 Pin 실험과 MATRA-LMR 계산를 비교한 결과 실험을 정확히 예측하는 것으로 나타났다. SLTHEN 코드 계산결과와의 비교에서는 집합체 평균 출구온도와 부수로 최대 출구온도를 비교한 결과 두 코드의 계산은 약 3% 이하의 차이를 보이고 있다. 현재의 MATRA-LMR 코드는 단일 집합체 계산만 가능하나 앞으로의 작업을 통해 전 노심 해석이 가능하도록 다중 집합체 계산 코드로 개발할 예정이다.

• Journal of the Korean Society for Nondestructive Testing
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• v.26 no.5
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• pp.297-305
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• 2006

The thermal ratcheting deformation at the reactor baffle and upper internal structure of the liquid metal reactor (LMR) can occur due to movement of the hot sodium free surface. In in-service inspection of reactor internals of LMR, a new inspection technique should be developed for the detection of the thermal ratcheting damage. In this study, an inspection technique using ultrasonic guided wave is proposed for the detection of the thermal ratcheting damage of cylindrical vessels. A 316L stainless steel cylindrical shell specimen has been prepared. The thermal ratchet structural tests were cyclically performed by heat-up up to $550^{\circ}C$ with steep temperature gradients along the axial direction after cool-down by cooling water. Ultrasonic guided wave propagation has been characterized by analysis of dispersion curve of the stainless steel plate. The zero-order antisymmetric $A_0$ guided wave has been selected as the optimal mode for detection of the ratcheting deformation. It is confirmed that the thermal ratcheting deformation can be detected by the measurement of transit time difference of circumferentially propagated $A_0$ guided waves.

• Proceedings of the Korea Society for Energy Engineering kosee Conference
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• 1998.05a
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• pp.229-234
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• 1998

우리나라는 현재 고유의 액체금속로 모델인 KALIMER(Korea Advanced Liquid Metal Reactor)의 개발을 통해 에너지 자원의 이용 효율 증대와 사용후 핵연료 및 초 장수명핵종 소멸처리 문제 등과 같은 에너지 안보와 환경 문제를 동시에 해결하려 하고 있다. 한편 KALIMER의 개바이 그 의미를 갖기 위해서는 고려중인 개념들이 기술적인 측면에서 기능성, 제작성, 안전성, 운용성, 독창성 등이 우수해야 할 뿐만 아니라 경제성이 확보되어야 한다. (중략)

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.879-884
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• 1998

본 연구에서는 현재 국내에서 개발중인 액체금속로 KAL IMER(Korea L Iquid MEt a l Reactor)의 면진설계에 적용하기 위한 적층고무베어링의 수학적 해석모델을 개발하고자 한다. 이를 위하여 수정 비선형 Rate 모델과 특성실험 결과로 부터 구한 파라미터 특성식을 이용한 적층고무베어링의 해석모델 수립하고 이를 1자유도계 지진모델에 적용하여 히스레레틱 거동에 대한 해석적 결과와 적층고무베어링의 특성 실험결과와 비교분석하여 해석모델의 정확성을 검토하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.374-378
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• 1996

피동 원자로용기 냉각계통은 원자로 용기를 둘러싸고 있는 격납공기 외부가 공기에 자연순환에 의해 냉각하는 방식으로 공기 흐름 구동력은 원자로용기의 외부 유로의 공기와 주변 대기와의 밀도 차이에 의하여 피동적으로 형성됨에 따라 높은 작동 신뢰성이 보장된 개념으로서 본 연구에서는 공기입구 위치에 따른 영향 및 격납용기와 유로 벽면간의 복사 효과 까지를 고려 할 수 있도록 해석 모형을 개선 시키고 개선된 모형을 이용하여 계통을 구성하는 설계인자들이 계통의 성능 및 크기에 미치는 영향등을 분석하였다. 이러한 분석을 통하여 공기의 입구 위치가 계통의 열제거용량에 미치는 영향, 상향공기 유로에서의 복사 열전달 고려 유무가 해석 결과에 미치는 영향 그리고 설계인자와 계통 성능간의 상관성을 밝혔다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.135-140
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• 1996

액체금속로 계통의 중간열교환기 (IHX) 설계 및 해석을 위한 방법론을 개발하기 위한 일차적인 작업으로 일반적인 관-통형 열교환기의 통측 압력 손실에 대한 연구를 수행하여 통측의 유동 특성을 조사하고 이러한 특성을 바탕으로 압력 손실 분석모형 전산 코트 ASTEEPL 을 개발하여 측정자료와 비교한 결과 그 분석결과가 잘 일치하였으며 개발된 분석 모형을 이용하여 관-통형 열교환기 설계 인자와 압력 손실 및 교환기내의 유량간의 관계를 분석 하였다.

• Proceedings of the Earthquake Engineering Society of Korea Conference
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• 1998.04a
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• pp.147-154
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• 1998

The purpose of this paper is to propose the draft guidelines of seismic isolation design of Liquid Metal Reactor (LMR) using high damping laminated rubber bearings. The scopes of guidelines include design requirements of a seismically isolated system and components, seismic isolator, isolation system, interface system between seismic isolation and non-seismic isolation part, qualification and acceptance tests of seismic isolator, seismic isolation reliability, and seismic safety and monitoring system. Proposed guidelines shall be revised to extend to general design guideline for nuclear facilities by further research and discussions.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.106-111
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• 1998

ANL의 액체금속로 노심 해석 코드 DIF3D(1)를 OECD/NEA를 통하여 도입하여, DIF3D의 경계면 중성자류 노달 방법의 수학적 수반해를 정확하게 계산하는 직접 해법을 DIF3D 코드에 구현하고 검증 계산을 수행하였다. 이 직접 해법은 각 노드의 수반 부분 중성자류의 선형 조합을 이용하여 수학적 수반해를 정확히 계산한다. 미 방법에서는 수반 부분 중성자류의 선형 조합을 통하여 수학적 수반 방정식이 본래의 노달 방정식과 매우 유사한 형태로 변형되며, 그 결과 본래의 노달 방정식 해법이 최소한의 수정을 통해 수반 방정식 해결에 적용된다

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05b
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• pp.520-525
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• 1997

액체금속로의 안전성과 경제성을 향상시키는데 중요한 요소로 부각된 면진설계기술을 개발하기 위하여 고감쇠 면진베어링의 축소모델을 제작하고, 성능확인을 위한 다양한 시험을 실시하였다. 면진베어링의 성능을 나타내는 전단강성, 감쇠특성, 항복하중특성값, 전단변형능력 등에 대한 시험결과 전단강성은 목표값에 비하여 작았지만 감쇠값과 전단변형은 목표값에 근접하였다. 이를 이용한 면진 원자로건물의 지진응답을 분석한 결과 면진베어링은 건물의 지진응답 가속도를 대폭 줄여주는 것으로 나타났다.