기포막 제한 및 기포 군집 이론에 의한 해석적 접근을 통해 축방향 출력분포가 임계열속에 미치는 영향을 파악하고, 이를 근거로 임계열속 발생지점에서의 엔탈피 변화를 고려하여 축방향 출력분포에 따른 임계열속 예측치 보정 모델을 개발하였다. 제안된 모델의 검증을 위해 cosine 형태의 축방향 출력분포를 갖는 임계열속 측정치와 비교하였으며, 그 결과 제안된 모델은 측정치에 대해 평균 1.0072, 표준편차 9.98%의 예측 성능을 나타냈다.
본 연구에서는 $100^{\circ}C$의 저온 열원을 이용하여 구동되는 랭킨 동력 사이클에 대하여, HFC-134a를 이용한 아임계 운전을 할 경우의 출력과 HFC-125 를 이용한 초월임계 운전을 할 경우의 출력을 서로 비교함으로써, 초월임계 운전에 의한 출력 향상 가능성을 연구하였다. 서로 다른 두 사이클들의 출력을 공정하게 비교하기 위하여, 각 사이클들을 3 개의 설계인자를 이용하여 최적화 하였다. 이 때, 보다 현실적인 결과를 위하여 기존의 연구와는 달리, 열교환 과정에서 작동유체의 열전달 및 압력강하 특성을 고려하였다. 시뮬레이션 결과, HFC-125 초월임계 사이클의 출력이 HFC-134a 아임계 사이클의 출력에 비해 본 연구의 시뮬레이션 조건 하에서 9.4% 향상 될 수 있음을 보였다.
시뮬레이션 출력 분석 방법인 이동 블록 부트스트랩이나 정상 부트스트랩, 그리고 임계값 부트스트랩은 자기상관성이 존재하는 데이터에 적용 가능한 표본 재추출 방법론들이다. 이러한 부트스트랩 방법들은 데이터의 정상성을 가정하여 적용해 왔다. 그러나 실제 자료 또는 시뮬레이션 출력에 계절성이나 추세를 동반하여 그 정상성을 보장할 수 없는 경우에는 부트스트랩을 시뮬레이션 출력 분석에 적용하지 못하였다. 시뮬레이션 출력 분석 기법 중 자기상관성을 가장 잘 묘사하는 방법은 임계값 부트스트랩 방법이다. 임계값 부트스트랩은 자료의 임계값을 기준으로 주기를 형성하여 재추출하는 방법으로써 계절성이 존재하는 데이터에 부트스트랩을 적용한다면 임계값 부트스트랩과 유사한 정확도를 얻을 수 있다. 본 논문에서는 계절성이 존재하는 시계열 자료에 대한 부트스트랩 적용 가능성을 제시 및 검증해보고자 한다.
본 논문은 띠 결점을 줄이기 위해 MJBNM(Modified Jointly Blue Noise Mask)의 임계값 변조를 이용한 멀티토닝 방법을 제안한다. 멀티토닝에서 띠 결점은 출력레벨 근처에서 동일한 도트 분포를 가지기 때문에 부드러운 계조 영역에서의 불연속성과 인간 시각에 거슬리는 패턴을 만든다. 따라서 이러한 띠 결점을 줄이기 위해, 제안한 방법은 결점이 발생하는 출력레벨 근처에서 이웃 도트들을 도입함으로써 도트 분포를 재배열한다. 먼저 수학적인 설명으로 띠 결점의 원인을 분석하고, 분석 결과를 바탕으로 채널간의 상관성과 색차를 고려한 MJBNM의 임계값 변조를 적용한다. 입력값에 따라 MJBNM의 최대, 최소 임계값이 각각 입력을 포함하는 이웃한 두 출력레벨보다 두 화소를 더 포함하도록 초기 임계값 범위를 선형적으로 조정한다. 이 입력이 띠 결점이 발생하는 출력레벨 근방에 위치할 경우, 출력은 도트 분포와 패턴을 결정하는 임계값 변조 인수에 따라 화소 대 화소의 비교로 이웃 출력레벨 중의 하나의 값으로 결정된다. 이 때 조정된 임계값이 두 출력레벨과 최대, 최소 임계값 사이에 존재하면 그 위치에 이웃 도트들을 찍어서 띠 결점을 줄이게 된다. 그렇지 않은 경우, 일반적인 멀티토닝 기법이 적용된다. 그 결과 제안한 방법이 효과적으로 출력레벨 근처에서의 띠 결점을 줄일 수 있었다. 결과 평가는 gray ramp 영상에서 명암도에 따른 HVS-WRMSE 비교와 color ramp 영상에서의 S-CIELAB 색차를 비교하였다.
원자로를 임계에 도달시키기 위해서는 먼저 운전원이 예상임계 제어봉위치를 설정한 후, 예상 임계점을 계산하여, 원자로 냉각재 붕산농도를 조절하고 제어봉을 인출하여 원자로를 임계에 도달하도록 한다. 현재 원자력발전소에서는 이러한 기동과정에서의 예상임계점 계산은 수작업으로 하고있다. 본 논문은 고온대기에서 2% 출력까지 자동기동 시스템을 개발하기 위해 예상임계점 계산 전산화가 필요하므로 자동으로 예상임계점을 계산하는 프로그램을 개발하였다.
The CHFG(Critical Heat Flux in Cap) test results have been evaluated to quantify the critical powers in hemispherical narrow gaps and Park's correlation has been verified. For verification of the Park's correlation, the critical powers in hemispherical narrow gaps have been measured using water at a pressure of 0.1-0.3 WPa for the hemispherical gap thickness of 1.0mm, and the heated top diameter of 238mm The measured critical powers were compared with Park's and Monde's correlation. As a results, the Park's correlation was most accurate of other correlations, however, estimated the critical powers somewhat larger than measured ones. So, it was suggested that the diameter factor in Park's correlation should be revised.
본 연구에서는 아홉 종류의 작동유체를 고려하여 저온 열원으로 구동되는 아임계 및 초월임계 유기 랭킨 사이클의 열역학적 성능 특성을 비교 해석한다. 터빈입구압력, 열원온도 및 작동유체가 열교환기 내 온도분포와 핀치포인트, 작동유체의 유량, 시스템 출력 및 열효율 등 시스템의 성능에 미치는 영향을 분석한다. 해석 결과는 작동유체의 압력이 아임계 영역에서 초임계 영역으로 높아지면 열교환기에서 열원과 작동유체 사이의 온도 불균일 정도가 감소하면서 시스템 출력이나 열효율 등은 증가하나 시스템의 단위출력당 터빈 크기는 작아짐을 보여준다.
중수로에 0.88 w/o 의 순환 핵연료를 사용하여 기존 중수로의 출력을 증강시키는 방안이 모색되었다. 기존 중수로와 양립하여야 하므로, 37봉 핵연료 다발과 CANFLEX 핵연료다발에 대한 격자 특성 계산과 노심 계산을 수행하였다. 열수력 여유도 증가와 고연소도 핵연료를 위하여 개발한 개량 핵연료 (CANFLEX)를 사용하면 원자로의 임계채널출력 (CCP)이 5 % 이상 증대하므로, 기존 원자로의 총 출력을 같은 열수력 한계 내에서 5 % 증가시킬 수 있다. 또한 개량 핵연료 다발에 순환우라늄을 사용하면 기존 월성 원자로의 구조 변화 없이 노심 출력분포의 재 분포에 의하여 15 % 까지 출력을 증강할 수 있다고 평가되었다.
반구형 간극에서 히터 출력이 임계열유속(CHF)에 이르렀을 때 히터표면의 온도 변화와 CHF 값을 측정하였다. 반구형 히터의 직경은 498mm 이고 간극은 1, 2mm 에서 실험을 수행하였다. 히터표면의 온도는 항상 간극상단의 특정 부분에서부터 증가하기 시작하였다. 즉, 이곳에서 국부적인 dryout이 발생한 것으로 판단된다. 히터의 열속이 증가함에 따라 dryout 부분은 원주방향과 아래방향으로 확장되었다. 한편 임계열유속보다 작은 열속에서는 dryout 영역이 변하지 않는 정상상태가 존재하였으나 임계열유속에서는 열속이 고정되어 있어도 dryout 영역이 스스로 확장되어 나갔다. 이 실험은 계속 진행중이며 현재까지 측정된 CHF 값을 제시하였다. CHF 값은 간극을 대상으로 개발된 기존의 실험식보다 낮게 측정되었다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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