• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1997년도 춘계학술발표회논문집(2)
• /
• pp.92-97
• /
• 1997

경수로용 전산코드인 ERAPCON2를 CANDU 핵연료의 거동에 사용하기 위하여 소결체-피복관틈새 열전도 모형과 소결체내 중성자속 분포 모형을 개조하였다. 기존의 CANDU핵연료 전산코드와 비교한 결과 CANDU핵연료의 열적거동 분석에 있어 거의 동일한 결과를 얻었다. 이를 사용하여 DUPIC 핵연료의 열적 거동특성을 알아보았다. 고용성 핵분열생성물에 의해 감소된 DUPIC 핵연료의 열전도도에 의하여 핵연료 중심부 온도가 증가됨을 알 수 있었다. 선출력 500W/cm에서 중심온도가 230-320K 정도 증가하였다. 따라서, DUPIC핵연료 설계에서 중심온도 증가에 대한 세밀한 분석이 요구된다.

• 한국융합학회논문지
• /
• 제10권12호
• /
• pp.287-292
• /
• 2019

본 논문은 자동차 제동성능에 대한 운전자의 요구에 따라 브레이크 디스크 튜닝이 많이 이루어지고 있어, 자동차에 사용되고 있는 순정 디스크와 튜닝제품으로 나오고 있는 디스크의 열적거동을 FEM해석을 통해 분석하였다. 순정 디스크 모델링 및 튜닝 디스크 Model-1, Model-2, Model-3로 모델링을 하고 디스크 회전속도를 1000rpm으로 설정하여 해석을 실시하였다. 브레이크를 작동하면 디스크와 패드 접촉에 의해 발생하는 작동시 온도와 디스크 정지 후 마찰면의 온도, 열 변형 등 디스크 표면의 열적거동에 대하여 분석하였다. 브레이크 작동시(0-4.5초) 온도는 순정 디스크보다 튜닝 디스크가 34℃높게 나타났고, 디스크 정지 후(40.5초) 온도는 튜닝 디스크가 18℃낮게 분석되었으며, 디스크 열에 의한 변형은 튜닝 디스크가 0.3mm정도 많이 변형되었다. 순정 디스크와 튜닝 디스크의 열적거동에 따른 페이드 현상 등을 줄일 수 있는 효과는 있으나, 튜닝 디스크의 홀 가공 및 디스크 면 가공에 따른 열적거동에는 크게 변화가 없음을 관찰할 수 있었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1997년도 추계학술발표회논문집(1)
• /
• pp.669-674
• /
• 1997

LAVA(Lower-plenum Arrested Vessel Attack) 실험은 중대사고시 고온의 노심 용융물이 냉각수가 존재하는 원자로 용기 하부 반구내로 재배치되는 경우 노심 용융물과 하부반구의 열적 거동 모사와 노심용융물과 하부 반구 사이의 구조 분석 및 고화 후의 용융물형상에 대한 관측을 통하여 노심용융물의 자연 냉각 현상을 규명하고자 하는 실험 연구이다. 원자로 용기 하부 반구를 1/8로 선형 축소한 반구형 반응 용기 내부로 $Al_2$O$_3$/Fe Thermite 용융물을 주입하여 용융물과 하부 반구 사이의 구조 및 하부 반구의 열적 거동을 분석하는 실험을 2회 수행하였다. 각각 20, 40kg의 $Al_2$O$_3$/Fe Thermite 용융물을 주입시 킨 LAVA_PRE, LAVA-1 실험 결과 용융물 주입에 따른 하부 반구의 파손은 발생하지 않았으며, 유사한 실험조건에서 수행된 일본 ALPHA실험에 비해서는 하부 반구의 최대 온도가 500 K 이상 높게 측정되었고 냉각율 또한 현저히 낮게 나타났다. 이는 $Al_2$O$_3$/Fe Thermit 용융물중 과열상태의 Fe성분이 하부 반구와 용접되었기 때문으로 판단되며 보다 정확한 하부 반구의 열적거동을 모사하기 위하여 반구 시편에 대한 재료, 조직 검사를 수행하고 있다. 추후의 실험에서는 하부 반구 내외부의 압력 부하에 따른 반응 양상 및 Fe 용융물(금속용융물) 성분을 제거하고 순수한 $Al_2$O$_3$용융물(산화용융물) 만을 주입하여 용융물 성분에 따른 하부 반구의 열적거동을 분선 할 예정이다.

• 한국정밀공학회지
• /
• 제12권9호
• /
• pp.5-21
• /
• 1995

공작기계의 가공 정밀도에 영향을 주는 주요 요인은 정적특성(Static behavior), 동적특성(Dynamic behavior), 그리고 열적특성(Thermal behavior)에 있다는 것은 이미 언급한 바 있다. 열적영향으로 인한 정밀도를 안정시키는 완전한 해결책은 아직 발견되지 못하고 있다. 그 이유는 공작기계 자체뿐만 아니라 부품들이 복잡하고 공작기계의 내부, 기계와 주위환경사이에 복잡한 열적상호작용이 존재하고 있기 때문이다. 그럼에도 불구하고 공작기계에는 더욱 높은 생산능력과 가공정도에 대한 요구가 점점 커지고 있다. 과거 40년 간에 걸쳐 공작기계의 열적거동에 대한 연구가 활발히 진행되어 왔지만 일반적으로 적용하여 만족할 만한 열적 불안정의 해결책은 아직 나오지 않고 있으며 단지 여러가지의 기계구성요소, 즉 Spindle, Column이나 Bed와 같은 본체의 구조나 Table이나 Slide에 대해서 열적 최적화를 얻는 노력이 집중적으로 행해지고 있다. 공작기계 의 열변형에 대한 연구는 1950년대부터 시작되었으며, 선반이나 연삭기의 열변형 측정기술과 해당하는 설계변경 방법 그리고 냉각을 함으로서 열적 불안정을 극복시키는 방법이 주요 연구과제였으나 1960년대 후반에는 구성 요소의 온도분포와 열의 흐름에 관한 수학적 모델을 한들어 해석적 수법올 열적 거동의 연구가 행하여졌었다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제13권2호
• /
• pp.99-112
• /
• 2015

본 연구에서는 고준위폐기물 처분시 완충재로 사용되는 벤토나이트의 열적 거동을 평가하기 위해 실내실험장치를 제작하였다. 그리고 실험 결과를 검증하기 위해 유한요소해석 프로그램인 ABAQUS를 이용한 열해석을 실시하였다. 그리고 실험기간 동안의 계절변화를 감안하여 외부대기 온도에 따른 벤토나이트의 열적거동을 평가하였다. 해석결과, 스테인리스스틸이 포함된 case3 해석모델의 결과가 실험결과와 1℃ 내외의 오차를 보이며 거의 일치함을 볼 수 있었다. 그리고 계절에 따른 벤토나이트 온도 해석을 수행한 결과, 시간에 따른 온도분포 경향이 일치함을 확인하였다. 이러한 열해석을 통해 완충재를 둘러싸고 있는 물질의 열전도도와 외부대기의 온도가 벤토나이트 완충재의 열적 거동에 큰 영향을 주는 요소임을 확인할 수 있었다. 향후 열원을 포함한 벤토나이트 완충재의 수분 포화 특성 실험이 실시 될 예정이므로, 실험에 대한 검증과 예측을 위해 보다 적합한 수치해석모델 개발에 대한 연구가 필요할 것이다.

• 방사성폐기물학회지
• /
• 제7권4호
• /
• pp.207-212
• /
• 2009

본 연구에서는 산화조건하 LiCl-KCl 공융염내에서 란탄계 염화물의 하나인 $PrCl_3$의 열적거동을 살펴보았다. 먼저 산소를 주입하면서 $PrCl_3$의 열중량분석(TGA; thermogravimetric analysis)을 실시하였고, 이 때 얻어진 결과들을 바탕으로, 산소분산법을 이용하여 온도에 따른 LiCl-KCl 공융염내 $PrCl_3$의 산화실험을 수행하였다. $PrCl_3$의 열중량분석 결과에 따르면, 약 $380^{\circ}C$까지 $PrCl_3$에서 염소의 해 리가 급격하게 발생되었고 약 $600^{\circ}C$에서 $PrCl_3$가 PrOCl로 전환되는 반응이 종료되는 것으로 확인되었다. 산소분산법에 의한 LiCl-KCl 공융염내 $PrCl_3$의 열적거동은 산화조건에서 열중량분석시 나타난 $PrCl_3$의 열적거동과 유사하였고, 발생된 PrOCl은 공융염내에서 불용성 화합물로써 바닥으로 침전하였다. 산소분산법에 의한 공융염내 $PrCl_3$의 PrOCl로의 전환은 $650^{\circ}C$ 이상의 온도에서 활발하게 진행되었고, 이 때 발생되는 배기가스내 $Cl_2$의 농도분석을 통해 공융염내 $PrCl_3$의 전환상태를 예측할 수 있을 것으로 판단된다.

• 한국섬유공학회:학술대회논문집
• /
• 한국섬유공학회 1999년도 가을 한국섬유공학회 학술발표회 논문집(Proceedings of the Korean Textile Conference)
• /
• pp.119-122
• /
• 1999

• 한국재료학회:학술대회논문집
• /
• 한국재료학회 1993년도 추계 학술발표 강연 및 논문 개요집
• /
• pp.93-93
• /
• 1993

• 한국섬유공학회:학술대회논문집
• /
• 한국섬유공학회 1995년도 추계 학술발표회
• /
• pp.112-113
• /
• 1995

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1999년도 추계학술발표회요약집
• /
• pp.244.1-244
• /
• 1999