• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2002년도 학술대회지
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• pp.51-54
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• 2002

When a cold HPSI (High Pressure Safety Injection) fluid associated with an design basis accident, such as LOCA (Loss of Coolant Accident), enters the cold legs of a stagnated primary coolant loop, thermal stratification phenomena will arise due to incomplete mixing. If the stratified flow enters a reactor pressure vessel downcomer, severe thermal stresses are created in a radiation embrittled vessel wall by local overcooling. Previous thermal-mixing analyses have assumed that the thermal stratification phenomena generated in stagnated loop of a partially stagnated coolant loop are neutralized in the vessel downcomer by strong flow from unstagnated loop. On the basis of these reasons, this paper presents the thermal-mixing analysis results in order to identify the fact that the cold plume generated in the vessel downcomer due to the thermal stratification phenomena of the stagnated loop is affected by the strong flow of the unstagnated loop.

• 한국추진공학회지
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• 제23권3호
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• pp.18-27
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• 2019

비정상 난류모델 (URANS)를 이용하여 가열된 이중제트의 유동혼합 특성에 대한 수치해석이 수행되었다. 압축성유동에서 난류확산이 크게 나타났고 비압축성 유동의 열확산이 압축성유동의 열확산 보다 크게 얻어졌다. 주파수와 위상궤적을 분석한 결과, 제트간격이 증가함에 따라 주기상태와 준주기상태가 관찰되었다. 제트간격이 클 경우 비정상유동구조가 제트유동 혼합의 특징을 결정하기 때문에 융합점과 결합점의 선형적 변화가 다르게 나타나는 것으로 관찰되었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1999년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.119-119
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• 1999

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.567-572
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• 1997

범용 전산유체해석(Computational Fluid Dynamics) 코드인 CFX-F3D를 이용하여 봉 다발에서의 난류 유동 수치해석을 수행하였다 3$\times$3 봉으로 구성된 부수로 사이의 난류 횡류(Crossflow) 혼합유동과 평행한 4개의 봉으로 이루어진 벽 수로에서의 난류 유동구조를 수치적으로 분석하여 각각의 실험결과와 비교하였다. 부수로 횡류 혼합유동의 경우 예측된 주 유동방향 평균 속도분포는 실험결과와 잘 일치하였으나 벽면과 인접한 부수로에서의 난류강도 분포는 다소 큰 차이가 나타났다. 백수로의 경우 수로 중심선 근처의 주 유동방향의 속도변화는 크게 예측되었고 벽 전단응력은 유로가 협소해지는 영역에서 낮게 예측되었으나 전반적으로 실험결과와 유사한 유동특성을 나타냈다. 이 연구는 봉 다발에서의 난류 유동구조에 대한 이해를 증진시킴과 더불어 CFX-F3D 코드를 평가함으로써 향후 지지격자와 임계열유속 증진장치가 부착된 복잡한 형상의 핵연료 다발에서의 유동장 수치해석의 기반을 마련하였다.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2005년도 창립60주년 기념 추계 학술대회
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• pp.97.1-97.1
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• 2005

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.457-462
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• 1997

현재 국내외 대부분 원자력발전소(이하 원전)의 안전주입방식은 저온관 주입방식을 채택하고 있으며, 안전주입시 노심의 온도와 압력분포가 주요 관심 대상이었다. 하지만 향후 개발될 원전의 안전주입방식은 저온관주입이 아닌 안전주입의 신뢰성을 한단계 높인 원자로용기 직접주입방식인 DVI(Direct Vessel Injection)방식을 채택하고 있는 추세인데, 이 경우 관심분야는 원자로용기 dowmcomer지역까지 확대된다. 즉 저온의 안전주입수가 고온 고압의 원자로용기 downcomer지역으로 직접 주입됨으로 인해 이 지역의 유체유동과 혼합상태 및 온도분포가 주요관심 대상이 되며 이는 원자로용기의 PTS(Pressurized Thermal Shock)해석에 연결된다. 본 연구에서는 LOCA 사고시 DVI방식을 적응한 안전주입수 유입에 의한 원자로용기 downcomer지역의 유제유동과 유체혼합상태 및 온도분포를 열유체 해석 code인 FLUENT를 이용하여 해석하였다. 해석결과에 의하면 사고시 DVI에 의해 유입되는 약55℉인 저온 안전주입수는 유입과 동시에 넓은 지역으로 퍼지면서 dowmcomer지역의 고온 원자로냉각재와 적절히 혼합되어 하향유로를 따라 흐르며 PTS의 발생 원인인 국부적 유체비혼합 현상이나 온도 급하강현상은 발생하지 않는 것으로 나타났다.

• 한국분무공학회지
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• 제8권1호
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• pp.23-28
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• 2003

When a cold HPSI (High Pressure Safety Injection) fluid associated with a design basis accident, such as LOCA (Loss of Coolant Accident), enters the cold legs of a stagnated primary coolant loop, thermal stratification phenomena may arise due to incomplete mixing. If the stratified flow enters a reactor pressure vessel downcomer, severe thermal stresses are created in a radiation embrittled vessel wall by local overcooling. Previous thermal-mixing analyses have assumed that the thermal stratification phenomena generated in stagnated loop of a partially stagnated collant loop are neutralized in the vessel downcomer by strong flow from unstagnated loop. On the basis of these reasons, this paper presents the thermal-mixing analysis results in order to identify the fact that the cold plume generated in the vessel downcomer due to the thermal stratification phenomena of the stagnated loop is affected by the strong flow of the unstagnated loop.

• 유변학
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• 제9권1호
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• pp.16-26
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• 1997

사출 성형된 제품에서 발생하는 잔류응력은 최종 제춤의 기하학적 정밀도와 기계적 성질 및 열적 성질에 영향을 미친다. 사출성형된 제품의 잔류응력을 예측하기 위해서는 먼 저 열 및 유동장의 해석을 수행하여야 하고이를 위해서는 사출 성형의 세단계. 즉 충전, 보 압, 냉각을 모두고려해야한다. 검사체적 방법에 기초한 혼합 유한요소/유한차분방법을 사용 하는 수치 해석적 기법에 의하여 충전과정가 후충전 과정의 유동장 해서을 수행하였다. 일 반화된 헬레쇼 유동을 가정하였고 보압과 냉각과정시의 고본자의 압축성을 고려하였다. 점 도의 전단 변형률의 크기와 온도에 대한 의존성은 개선된 크로스 모델을 사용하여 나타내었 다. Tait에 의해 제안된 상태방정식은 고분자의 온도, 압력, 부피의 상호관계를 묘사하는 좋 은 방법을 제공하였다. 유동해석을 통하여 전 공정에 걸쳐서 온도와 압\ulcorner장의 변화에 대한 데이터를 얻었고 제품의 고체 응력해석의 입력 데이터로 사용하였다. 유한요소응력해석에는 평면 응력요소를 사용하였다. 다양한 형태의 금형에 대해서 공정 변수들을 달리하여 유동장 의 해석과 잔류응력의 계산을 수행하였다. 이로부터 공정조건과 유동장의 관계를 밝히고 최 종 제춤의 잔류 응력에의 영향을 고찰하였다.

• 한국수자원학회:학술대회논문집
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• 한국수자원학회 2021년도 학술발표회
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• pp.61-61
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• 2021

온도 성층화는 많은 저수지와 댐에서 흔히 발생하는 현상으로 호수나 저수지의 표면 온도가 바닥보다 상대적으로 높아 깊이에 따른 열 구배를 나타낸다. 이러한 온도 성층화 현상은 여름철과 같이 상부와 하부의 온도 차가 클수록 안정적이게 나타나며 이러한 층화 현상으로 수직 확산이 제어되어 수질에 영향을 미친다고 알려져 있다. 따라서 댐이나 호수 등 층화 현상이 심한 유체 내부 바닥에 물순환장치를 설치하여 외부로부터 공기를 끌어와 하부에서 공기를 분출하여 온도 성층을 약화시키기도 한다. 물순환 장치를 설비하면 수체의 혼합이 용이해지며 물질전달이 개선되어 수질이 향상된다. 국내의 경우 대청댐, 보령댐, 영주 댐 등 많은 국내 댐 내부에 물순환장치가 설비되어있다. 본 연구에서 댐의 물순환장치의 성능을 파악하기 위해 산기식 물순환 장비가 설치되어있는 영주댐을 연구 대상 지역으로 잡았다. 연구지역의 계절별 성층구조 및 특성을 조사하기 위해, 봄, 여름, 가을 영주댐에 방문하여 관측 자료를 취득하였으며 물순환 장치는 봄철의 경우만 가동하였다. 봄철의 물순환 장치 가동 전후 관측 데이터를 바탕으로 수치모형실험을 실행하여 관측 결과와 비교 및 검증하였다. 이를 바탕으로 여름, 가을에 물순환장치를 가동하였을 경우 댐 내부 수체의 혼합과정을 살펴보는 연구를 진행하였다. 본 연구는 CFD (Computational Fluid Dynamic) 시뮬레이션을 수행하기 위해 오픈 소스 소프트웨어 OpenFOAM(version 4.0)에서 열 전달이 포함되어있는 비압축성 VOF 솔버를 사용하였다. 본 솔버는 물과 공기를 동시에 나타낼 수 있으며 온도의 확산 방정식을 포함하고 있다. 또한 유동해석 수행 시 사용한 물순환장치의 효울은 실제 장치의 효율과 동일하다. 본 연구의 목표는 다음과 같다. (1) 관측만으로 파악하기 어려운 수체의 혼합거동을 유동해석 자료를 통해 면밀히 살펴보고 (2) 봄철 물순환 장치가 작동하기 전후 자료를 바탕으로 여름 및 가을철 물순환장치 가동 전후 데이터를 유동해석 자료로 취득한다. (3) 또한 물순환장치 가동 전후 데이터를 통해 계절별 혼합 효율을 취득한다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.304-309
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• 1996

차세대원자로(KNGR) 안전주입계통은 원자로용기 하향유로(RVDC)로 직접주입(DVI)되도록 설계되며 이는 4-트레인 안전주입계통의 설계에 있어 고유한 기본구조이다. DIV 채택으로 인해 가압열충격(PTS)과 관련된 인허가 상의 관심사론 조사하고 DVI 주입구 위치에 대한 RVDC에서의 유체거동과 온도분포를 상용전산코드인 FLOW3D를 이용하여 분석하였다. PTS관점에서 가장 최악의 경우인 외부 전원상실을 동반한 영출력 주증기관 파단사고를 해석대상으로 하였으며 사고후 570 ~ 600초 사이의 과도상태를 분석하였다. 본 연구의 결과로 주증기관 파단으로 야기되는 자연순환에 의한 열혼합은 충분히 이루어져 RVDC에서의 온도가 R $T_{PTS}$ 이상임을 확인했고 손상루프측 위의 DVI 주입구의 유동중 일부가 손상루프측 저온관 유동과 상호작용하여 건전루프측 저온관아래로 흐르며 이 영향으로 건전루프측 저온관 아래에서의 온도가 국부적으로 감소함을 확인하였다.다.