이 연구의 목적은 축소된 탱크 모델에서 측정되어진 슬로싱 압력을 이용하여 실제 크기의 탱크 모델에서의 압력을 예측하는 것이며, 또한 예측된 압력으로 LNG 코너 블럭의 슬로싱 하중에 의한 구조 강도를 평가하는 것이다. 이 목적을 위하여, Ansys CFX 프로그램을 이용하여 138K급 LNG 화물창 시스템의 크기 비율에 따른 슬로싱 해석을 수행 하였으며, 크기 비율에 따른 슬로싱 평균 압력 및 최대 피크 압력을 측정하였다. 또한, 측정된 압력은 프루드 법칙에 의해 실제 138K 크기의 압력으로 변환하여 실선 크기의 KC-1 코너블럭에 대한 구조강도 평가를 수행하였다.
본 연구는 생활폐기물 처리에서 매립되는 폐기물량을 줄이고 재활용비율을 늘리기 위하여 고안된 풍력선별기 (공기의 흐르는 방향을 이용하여 공기 중에서 비중분리를 수행하는 방법)에 대하여 ANSYS사의 CFX Program을 이용한 수치 해석적 방법을 통해 풍력선별기의 모형을 설계 및 제작하고 시뮬레이션을 통해 풍력에 따른 폐기물의 분리 효율을 고찰하였다. 흡입장치에서 비닐봉지 1000mL를 흡입하도록 설계할 때 입구 풍속은 0.9 m/sec 이상에서 100%효율을 얻을 수 있었고 1.6 m/sec 이상에서 의 플라스틱병 500mL 와 플라스틱병 1500mL의 혼합 폐기물 효율의 100 % 알루미늄 250mL 선별 효율은 2.3 m/sec 이상에서 100% 마지막으로 알루미늄 250mL를 5mm 두께 압축 선별 효율은 2.4 m/sec 이상에서 90% 임을 알 수 있었다.
본 연구는 풍하중 하에서 컨테이너 크레인의 전도사고 예방을 위한 경보시스템용 기준데이터를 도출하기 위하여 수행되었다. 분석방법으로 유동구조연성해석과 풍동실험이 사용되었으며, 크레인의 안정성에 대한 풍하중의 영향을 평가하기 위하여 컨테이너 터미널에서 널리 사용되고 있는 50 톤급 컨테이너 크레인이 해석모델로 선정되고, 19 가지 풍향이 설계변수로 채택되었다. 연구방법은 먼저 경계층풍동을 사용하여 풍향에 따른 컨테이너 크레인 모형에 대한 풍동실험을 수행한 후, ANSYS 와 CFX 를 사용하여 실제 크레인의 유동구조연성해석을 수행하였다. 다음으로 유동구조연성해석을 통해 산출된 부상력과 풍동실험을 통해 도출된 부상력을 비교하여 두 방법에 있어서 차이을 보정하기 위한 식을 제시하였다.
개방 노심 열적여유도 해석 코드에 입력으로 제공되는 APR+ (Advanced Power Reactor Plus)의 수력학적 특징을 결정하기 위해 일련의 1/5 축소 원자로 유동분포 시험이 수행되었다. 본 연구에서는 원자로 내부 유동 계산시 다공성 모델을 사용한 전산유체역학의 적용성을 평가하기 위해 상용 전산유체역학 소프트웨어인 ANSYS CFX V.14를 사용하여 계산을 수행하였다. 결론적으로 본 연구에서 사용한 일부 원자로 내부 구조물에 대한 다공성 영역 처리방식을 통해 원자로 내부의 유동 특성을 정성적으로 적절히 파악할 수 있을 것으로 판단된다. 만일 충분한 계산 자원이 확보된 조건인 경우라면 노심 입구 상류에 위치한 원자로 내부 구조물의 실제 기하 형상을 고려함으로써 노심 입구 유량분포를 보다 정확하게 예측할 수 있을 것으로 예상된다.
해안지역에서 염수침입을 저감하기 위한 지하댐은 전세계적으로 많이 사용되고 있으며, 일반적으로 염수를 포함하고 있는 지하수의 이동을 차단하는 역할을 한다. 이러한 차단으로 인해 지하댐 내 바다 방향으로 향해있는 영역과 해안 내륙에서의 오염물질과 염분의 축적이 발생될 수 있다. 기존의 염수칩입을 저감하기 위해 이용되는 지하댐의 연구는 대부분 불투수성으로 고려하여 수행되었으나 본 연구에서는 투수성 다공성 지하댐에 대한 효과를 수치적 기법을 이용하여 분석하였다. 이러한 투수성 다공성 지하댐은 해수위의 변화에 따라 염수와 담수의 흐름을 원활하게 할 수 있으며, 이로 인해 오염물질과 염분의 축적이 최소화 될 수 있을 것으로 기대할 수 있다. 본 연구에서는 상용 유동모의 및 해석 소프트웨인 ANSYS CFX 모형을 이용하여 투수성 다공성 지하댐의 유효높이와 유효폭 그리고 단일 그리고 다중 양수에 따른 염수침입의 특성을 분석하였으며, 이에 대한 지하댐의 최적 위치에 대한 분석을 수행하였다.
The external reactor vessel cooling (ERVC) is well known strategy to mitigate a severe accident at which nuclear fuel inside the reactor vessel is molten. In order to compare the heat removal capacity of ERVC between the nuclear reactor designs quantitatively, numerical method is often used. However, the study for ERVC using computational fluid dynamics (CFD) is still quite scarce. As a validation study on the numerical prediction for ERVC using CFD, the subcooled boiling flow and natural circulation of coolant at the ULPU-V experiment was simulated. The commercially available CFD software ANSYS-CFX was used. Shear stress transport (SST) model and RPI model were used for turbulence closure and wall-boiling, respectively. The averaged flow velocities in the downcomer and the baffle entry under the reactor vessel lower plenum are in good agreement with the available experimental data and recent computational results. Steam generated from the heated wall condenses rapidly and coolant flows maintains single-phase flow until coolant boils again by flashing process due to the decrease of saturation temperature induced by higher elevation. Hence, the flow rate of coolant natural circulation does not vary significantly with the change of heat flux applied at the reactor vessel, which is also consistent with the previous literatures.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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