• Nuclear Engineering and Technology
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• 제20권4호
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• pp.276-290
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• 1988

• 대한기계학회논문집B
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• 제33권9호
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• pp.643-657
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• 2009

This paper introduces the current nuclear experimental research activities in KAERI, the unique nuclear research institute in Korea, and the universities in Korea to solve and assess the issues which have been faced in the design of new reactors such as APR1400, SMART, GEN-IV reactors as well as fusion reactor. Also the experimental evaluations of safety for operating nuclear plants have been presented. The nuclear thermalhydraulic experiments performed in such organizations are classified the fundamental test, the separated effect test, and the integral effect test with ATLAS and SNUF. Introduction is deployed according to institutes. Finally, the future works and the direction of research voyage in the nuclear thermal-hydraulic field were suggested.

• 한국표면공학회:학술대회논문집
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• 한국표면공학회 2013년도 춘계학술대회 논문집
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• pp.164-164
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• 2013

전기수력학을 이용한 프린팅 기술은 마이크로 나노 크기의 프린팅에 효과적으로 응용되고 있으며, 전도성 입자의 인쇄를 통한 미세 전기 배선의 형성에도 사용되고 있다. 본 연구에서는 금속 고체 입자를 사용하지 않고, 금속 이온 기반의 용액을 제조하여 마이크로 크기의 패턴을 형성하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.177-182
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• 1997

하나로(HANARO)에서 Mo-99을 생산하기 위한 LEU(Low Enriched Uranium) 표적 설계를 하였다. 표적길이 및 조사위치에 따른 Mo-99의 생성수율(Ci $^{99}$Mo/gU) 변화를 분석하였으며, 표적 설계를 위하여 표적 두께, 반경크기, 밀도, 연료물질등을 채택하여 이들에 대한 민감도 분석을 수행하였으며, 수행결과 생성수율에 가장 영향을 미치는 설계변수는 표적 두께와 밀도로 나타났다. 표적 연료로 어떤 물질을 선택하던 거의 같은 생성수율을 나타내므로 핵적으로는 같은 성능을 나타냄을 확인하였다. 또한 열수력학 조건과 연간생산량을 만족하는 표적 핵연료 집합체 설계가 가능함을 확인하였다.

• 대한기계학회논문집B
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• 제40권12호
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• pp.815-824
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• 2016

가압경수로에 장전되는 핵연료집합체는 연료 봉 다발과 지지격자 및 상하단 고정체로 구성되어 있다. 고온 고압의 냉각수는 원자로 하부로 유입되어 연료 봉 사이로 형성된 부수로를 따라 노심 상부로 흐른다. 경수로핵연료의 주요 열수력 성능인자는 정상운전시 압력강하 및 임계열속이며 사고시에는 급랭 시간이다. 한국원자력연구원에서는 경수로핵연료의 성능을 향상시키고 국산화를 위해 고성능 경수로핵연료, 이중냉각 핵연료 및 사고저항성 핵연료를 개발하였다. 경수로핵연료의 열수력 핵심기술을 개발하기 위해 압력강하 실험, 난류 유동혼합/열전달 실험, 임계열속 및 급랭 시험을 수행하였으며 전산유체역학 방법도 활용하였다. 더불어 사용후핵연료의 임시저장을 위한 건식저장 용기의 열유동에 대한 전산유체해석을 수행하였다. 한편, 경수로핵연료의 열수력 기반기술을 개발하고 실용화를 위해 대학 및 산업체와 협력연구도 진행하였다.

• 한국전산유체공학회지
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• 제19권4호
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• pp.45-51
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• 2014

We develop a numerical method for solving the radiation hydrodynamic equations in one-dimensional spherical coordinates. The present method is validated through simulations of shock tube, thermal radiative diffusion and point explosion problems. The transient growth of the fireball is investigated by varying explosion yields. The present study clearly captures well-known breakaway phenomena related to the shock separation between pressure waves and thermal shock front. The fireball radius at the breakaway point is roughly increased by the yield to power of 0.4.

• 한국가시화정보학회지
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• 제21권1호
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• pp.67-73
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• 2023

In the study, pool boing critical heat flux (CHF) was experimentally investigated depending on the length of heaters. A smooth silicon oxide surfaces are used as the boiling surfaces. As the results of pool boiling experiments based on distilled water in ambient pressure condition, the CHF decreased as the length of the heater increased. By the high speed imaging, it was shown that the number of vapor columns increased as the length of the heater increased. Comparing the number of vapor columns and the CHF according to the heater length, the change in the CHF according to the heater length was analyzed based on the hydrodynamic instability.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제26권4호
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• pp.562-569
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• 1994

이 연구에서는 피동형원자로의 과도현상을 분석하기 위한 KOTRAC 코드의 모델을 수정한 것이다. 이 코드에서 열수력학 모델로 도입하고 있는 mixture drift flux model은 피동형원자로와 같이 비상냉각수가 중력으로 주입되는 경우를 잘 모사할 수 있으나, 만일 가압기 밀림관 또는 수평관에서 상의 완전분리가 일어나게 될 때에는 증기상에서의 거의 영에 가까운 밀도로 인해 상당한 어려움이 존재하는 것이 밝혀졌다. 이 연구에서는 이러한 어려움을 극복하기 위해 일부 모델을 개선하였는데 가장 두드러진 것은 KOTRAC에서 사용하고 있는 flow distribution parameter를 Ishii 상관식으로 대체하여 코드를 수정하고 해석하였다. 이렇게 수정된 코드를 사용한 결과는 과도상태 해석코드인 RELAP5 /MOD3 계산결과와 비교적 잘 일치함을 볼 수 있었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제18권2호
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• pp.97-106
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• 1986

1981년 6일 9일 원자력 1호기에서 발생한 77.5% 출력상태에서의 외부전원상실사고를 열, 수력학적최적계산용 코드인 RELAP5/MODl/NSC를 사용하여 모의하였으며 해석결과는 발전소 실측자료와 잘 일치하였다. 원자로 냉각재펌프의 트립에 따른 flow coastdown후에 hot-cold leg온도차에 의하여 자연순환 유동이 형성됨이 확인되었으며 실측자료와 잘 일치하여 이와 관련된 전산코드의 열수력학 적모델의 타당성을 입증할 수 있었다. 또한 위의 사고전개가 정상운전상태인 전출력(100%)에서 재발하였을 경우를 가정하여 해석하였다. 이러한 해석을 통하여 보조급수의 공급과 더불어 증기발생기 PORV의 적절한 작동으로 원자력 1호기 노심잔열을 제거하여 안전성에 문제점을 야기하지 않음을 입증하였다. 최적 계산방법에 의한 사고해석에서는 turbine stop valve 작동시간, 증기 발생기 PORV 설정치 등 non-safety 관련요소들의 특성에 대한 정화한 모의가 필수적이다.

• 대한기계학회논문집B
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• 제23권10호
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• pp.1327-1339
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• 1999

Characteristics of two-phase flow and heat transfer were numerically investigated in a submerged gas Injection system. Effects of both the gas flow rate and bubble size were investigated. In addition, heat transfer characteristic and effects of heat transfer were investigated when temperature of the injected gas was different from that of the liquid. The Eulerian approach was used for the formulation of both the continuous and the dispersed phases. The turbulence in the liquid phase was modeled by the use of the standard $k-{\varepsilon}$ turbulence model. The interphase friction and heat transfer coefficient were calculated by means of correlations available in the literature. The turbulent dispersion of the phases was modeled by introducing a "dispersion Prandtl number". The plume region and the axial velocities are increased with increases in the gas flow rate and with decreases in the bubble diameter. The turbulent flow field grows stronger with the increases in the gas flow rate and with the decreases in the bubble diameter. In case that the heat transfer between the liquid and the gas is considered, the axial and the radial velocities are decreased in comparison with the case that there is no temperature difference between the liquid and the gas when the temperature of the injected gas is higher than the mean liquid temperature. The results in the present research are of interest in the design and the operation of a wide variety of material and chemical processes.