• 한국소음진동공학회:학술대회논문집
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• 한국소음진동공학회 2010년도 춘계학술대회 논문집
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• pp.213-214
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• 2010

• 설비공학논문집
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• 제25권5호
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• pp.269-278
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• 2013

In this study, in order to examine the applicability of computational fluid dynamics with the porous model to the analysis of APR+ (Advanced Power Reactor Plus) internal flow, simulation was conducted with the commercial multi-purpose computational fluid dynamics software, ANSYS CFX V.14. In addition, among the various reactor internals, the effect of flow skirt geometry on reactor internal flow was investigated. It was concluded that the porous model for some reactor internal structures could adequately predict the hydraulic characteristics inside the reactor in a qualitative manner. If sufficient computation resource is available, the predicted core inlet flow distribution is expected to be more accurate, by considering the real geometry of the internal structures, especially located in the upstream of the core inlet. Finally, depending on the shape of the flow skirt, the flow distribution was somewhat different locally. The standard deviation of the mass flow rate (${\sigma}$) for the original shape of flow skirt was smaller, than that for the modified shape of flow skirt. This means that the original shape of the flow skirt may give a more uniform distribution of mass flow rate at the core inlet plane, which may be more desirable for the core cooling.

• 대한기계학회논문집B
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• 제39권11호
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• pp.905-911
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• 2015

본 연구에서는 하부지지구조물 바닥판의 외곽영역에 위치한 구멍의 크기 변경(구멍 직경 감소)이 노심 입구 유량분포에 미치는 영향을 조사하기 위해 상용 전산유체역학 소프트웨어인 ANSYS CFX R.15를 사용하여 계산을 수행하였고, 기존 바닥판 구멍 형태에 대한 계산 결과와 비교하였다. 결론적으로 하부지지구조물 바닥판의 외곽영역에 위치한 구멍의 직경 감소를 통해 노심 입구에서 보다 균일한 유량 분포를 얻을 수 있었다. 따라서 원자력 규제측면에서 볼 때 본 연구에서 제시한 하부지지구조물 바닥판의 외곽영역 구멍 형태의 설계 변경은 연료집합체의 기계적 건전성 및 노심 열적여유도를 향상시킬 수 있다는 측면에서 바람직할 것으로 판단된다.

• 한국진공학회지
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• 제12권4호
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• pp.228-234
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• 2003

전자빔으로 증발시킨 gadolinium(Gd) 원자증기의 속도를 미량 저울(microbalance)을 사용하여 측정하였다. 증발 표면의 온도가 2400-2500 K인 조건에서 약 900 ㎧의 속도가 측정되었다. 이 값은 단열팽창을 하는 이상적 단원자의 최대 속도에 비해 약 100 ㎧ 더 빠른 속도에 해당된다. 이 특이 현상의 원인을 고온에서 여러 개의 들뜬 에너지 준위에 분포한 Gd 원자의 내부 에너지가 단열팽창 중에 운동 에너지로 전환되는 것으로 설명하였다. 100개의 들뜬 에너지 준위를 원자증기의 엔탈피에 포함시켜 속도를 계산한 값이 실험 결과와 비교적 일치함을 보였다. 가열된 표면 온도의 변화에 따른 원자증기의 유동 특성에 대해서도 보고한다.

• 에너지공학
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• 제8권2호
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• pp.285-292
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• 1999

한국표준원전의 원자로용기 단열재 설치시 설계인자에 대한 수치해석적 연구를 전산 유체유동 코드인 FLUENT를 이용하여 해석하였다. 단열재 두께 및 원자로용기 벽과 단열재의 내부표면간의 공간간격에 대한 인자에 대해서 연구를 수행했다. 또한 단열재 설치시 단열재판넬 사이의 틈새 간격 때문에 발생하는 chimney effect으로 인한 단열재의 성능저하를 평가하였다. 수치해석 결과 최적의 공간 간격 및 단열재 두께를 얻을 수 있었다.

• 대한기계학회논문집B
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• 제35권4호
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• pp.425-429
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• 2011

원자로의 노심 손상에 따른 노심 용융물의 노외 유출시 코어캐처라고 불리는 설비를 통해 용융물을 억제하고 냉각시키게 된다. 이 때 노외 노심용융물의 거동은 희생물질과의 반응을 포함한 복잡한 물리적, 화학적 현상에 의해 결정된다. 이 연구는 기존의 용융물 거동 실험결과에 대해 용융물의 유동과 열전달의 세부적인 특성을 상용코드를 이용해 해석하여 검증함으로써 코어캐처의 설계에 활용할 수 있도록 하기 위한 것이다. 단순화된 채널에서 시간에 따른 용융물과 공기의 이상유동과 복사열전달을 VOF 모델과 구분종좌법을 적용하여 비정상상태에서 해석한 결과, 열전달에 따른 용융물 내부의 온도 변화 및 이에 따른 점성 변화 등을 예측할 수 있음을 확인하였다. 이러한 접근방식을 기초로 향후 용융물의 조성, 유량 및 용도 등의 조건에 따른 용융물의 거동에 대한 자세한 평가가 필요하다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제34권8호
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• pp.1059-1065
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• 2010

본 연구에서는 SMART 원자로의 사류형 원자로냉각재펌프의 축소모형에 대한 수력성능을 예측하기 위하여 설계점을 포함한 다양한 탈설계점에서의 해석을 수행하였다. 계산시간의 효율성을 위하여 임펠러와 디퓨저 각 1개 유로로 이루어진 계산영역을 해석대상으로 선정하였다. 임펠러와 디퓨저간의 정보교환을 위하여 스테이지 기법을 사용하였다. 정상상태 비압축성 유동조건에서 축소모형의 수력성능특성을 파악하기 위하여 해석영역의 입구와 출구에서 압력차를 측정하여 양정, 효율과 축동력을 산출하였다. 수력성능 곡선은 일반적인 사류펌프의 성능특성을 잘 모사하는 것으로 나타났다. 저유량에서의 펌프 내부유동의 복잡한 흐름을 확인 하였다.

• 한국소음진동공학회논문집
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• 제21권12호
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• pp.1098-1103
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• 2011

The structural integrity of APR1400 reactor vessel internals has been being assessed referring the US Nuclear Regulatory Commission regulatory guide 1.20, comprehensive vibration assessment program. The program is composed of a vibration and stress analysis, a vibration and stress measurement, and an inspection. This paper covers the vibration and stress analysis on the reactor vessel internals by the pulsation of reactor coolant pump. 3-dimensional models to calculate the hydraulic loads and structural responses were built and the pressure distributions and the structural responses were predicted using ANSYS. This paper presents that APR1400 reactor vessel internals have enough structural integrity against the pulsation of reactor coolant pump as the peak stress of the reactor vessel internals is much lower than the acceptance limit.

• 한국소음진동공학회:학술대회논문집
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• 한국소음진동공학회 2011년도 추계학술대회 논문집
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• pp.221-226
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• 2011

The structural integrity of APR1400 reactor vessel internals has been being assessed referring the US Nuclear Regulatory Commission regulatory guide 1.20 comprehensive vibration assessment program. The program is composed of a vibration and stress analysis, a limited vibration measurement, and an inspection. This paper covers the vibration and stress analysis on the reactor vessel internals due to the pulsation of reactor coolant pump. 3-dimensional models to calculate the hydraulic loads and structural responses were built and the pressure distributions and the structural responses were predicted using ANSYS. The peak stress of the reactor vessel internals is much lower than the acceptance limit.

• 한국가스학회지
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• 제26권5호
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• pp.22-27
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• 2022

반도체 생산 설비 중 ALD는 열이나 플라즈마로 분해한 Gas를 Wafer에 증착시켜 원자층을 형성시키는 설비로 주로 인화성 물질인 NH₃와 SIH4이 사용된다. 이중 NH₃는 연소·폭발 범위가 상한(UFL) 33.6%, 하한(LEL) 15%로 폭발 범위가 비교적 좁지만 많은 양이 갑자기 한곳에 모이면 폭발할 수 있고, 피부에 닿거나 흡입하면 치명적이다. NH₃는 ALD Gas inlet의 배관과 전기·기계 기구를 통해 Chamber로 공급되는데 많은 누출 가능점이 존재하여 누출 시 화재·폭발 또는 중독 사고로 이어질 수 있어 NH₃ 누출 시나리오에 대한 내부 유동과 제어 속도를 이해하고 고환기가 가능한 배기장치를 설계하는 것이 필요하여 본 연구자는 NH₃의 누출시나리오를 CFD에 적용하여 내부유동과 제어 속도를 수치 분석하여 설계 시 반영할 수 있도록 하였다.