• 대한설비공학회지:설비저널
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• 제16권1호
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• pp.103-108
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• 1987

The heat transfer processes taking place in the side wall of a thermocline enclosure have been analyzed for idealized conditions based on the assumption that, at any instant time, side wall heat transfer processses are independent of the thermocline bulk motion. However, the axial tempera-ture distribution in the thermocline core provides the means for specifying the liquid medium-side boundary condition to the enclosure side wall. A picture is drawn which reflects the side wan response to thermocline bulk motion within the frame work of a quasi-steady analytic approach. For valves of the parameters typical of systems of engineering interest, the analysis shows that a significant amount of heat transfer short - circuiting can take place along the side wall enclosure. This phenomenon is favored by high values of $H_l$ and low values of P and $H_g$ respec-tively. The location of the point of zero normal heat flux on the side wan can be expected to mark, approximately, the region of confluence of two sidewall boundary flows respectively driven by the buoyant effects.

• 한국컴퓨터정보학회:학술대회논문집
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• 한국컴퓨터정보학회 2024년도 제69차 동계학술대회논문집 32권1호
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• pp.271-272
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• 2024

현재 자동차 산업은 내연기관에서 전기차 시스템으로 접어들고 있다. 전 세계적으로 탄소 중립 정책이 이를 가속화하고 있으며, 자동차 제조사들은 기존 내연기관 시스템으로는 불가능했던 기술들을 개발하고 있다. 대부분의 전기차에는 PMSM이 적용되고 있는데 부피가 크고 무거우며 토크 밀도가 낮다는 단점이 있다. AFPM은 기존 PMSM의 단점을 개선한 모터로, 부피와 무게가 작으며 토크밀도가 높다는 장점이 있어 전기차의 In-Wheel Motor System과 UAM에 적용되는 모터이다. 하지만 전기차는 도로 주행만 가능하고 UAM은 비행만 할 수 있기 때문에, 미래 모빌리티인 전기자동차와 UAM이 통합된 모빌리티를 개발하고자 한다. 본 과제에 적용되는 AFPM모터는 PMSM의 단점을 보완할 수 있기 때문에 전기차-UAM 트랜스포밍 모빌리티의 모터로 적합하다. 이 모빌리티는 자동차와 UAM의 역할을 모두 수행할 수 있어 효율적인 이동을 돕고 도시의 교통 인프라 문제를 완화할 수 있다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권6호
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• pp.811-824
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• 1995

CANDU 핵연료봉의 휨 열적 휨 멘트와 수력학적 견인력 및 기계적 하중에 기인하는 휨 모멘트에 의하여 일어난다. 여기서, 연료봉 휨은 연료봉 축방향 중심선으로부터의 측면 처짐으로 정의한다. 본 논문에서는 연료봉 축방향 중심선에 대한 비대칭 온도불포에 의해 핵연료 피복관 자체와 피복관과 소결체의 상호작용 부위에서 발생하는 열적 휨만을 취급한다. 이를 위해 1).소결체와 피복관사이의 기계적 상호작용을 무시한 조건에서의 핵연료 피복관의 휨과 2) 소결체와 피복관의 온도 변화에 기인하여 발생하는 소결체와 피복관 사이의 기계적 상호작용을 고려한 조건에서의 연료봉 휨을 혼합 고려하고, 각각에서 피복관의 비대칭 온도분포가 (i) 냉각재의 불완전한 혼합에 따른 비균질 냉각재 온도, (ii) 핵연료 피복관과 냉각재 사이의 비균질한 열전달 계수, (iii) 핵연료내 반경 방향으로의 중성자속 감쇄에 의한 비대칭 열 발생 등의 복합적효과에 의해 발생되는 것으로 고려하여 피복관의 대칭온도 분포까지 포함 할 수 있는 열적 휨의 일반적 해석 공식을 제시하였다. 본 휨 공식에 사용되는 모든 변수에 대한 민감도 분석을 통해, 핵연료봉 길이, 피복관 내경, 냉각재 평균 온도 및 변화 인자, 소결체 -피복관 기계적 상호 작용 인자, 중성자속 감쇄 인자, 핵연료 열팽창 계수, 피복관-냉각재 열전도 계수 등의 변화가 피복관 두께, 피복관-냉각재 열전달 계수, 피복관 열팽창 계수, 핵연료-피복관 열전달 계수 등의 변화보다 핵연료봉의 열적 휨에 상대적으로 더욱 영향을 미치는 것으로 밝혀졌다.

• 한국태양에너지학회 논문집
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• 제22권1호
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• pp.23-30
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• 2002

본 연구는 축방향 내부 핀을 가진 열사이폰의 작동유체의 체적변화에 대한 응축 및 비등열전달 성능에 관한 연구이다. 열사이폰 내부의 작동유체는 증류수를 사용하였다. 열사이폰의 총체적에 대한 작동유체의 양을 변화시키면서 실험데이터를 산출하였다. 열사이폰의 응축부에 대한 열유속과 응축열전달계수를 구하였으며, 실험결과를 이론모델과 비교분석하였다. 실험결과로부터 열사이폰의 열전달 성능은 작동유체의 체적변화에 크게 의존하였다. 축방향내부 핀을 가진 열사이폰의 열전달 성능은 평튜브로 제작한 열 사이폰보다 크게 향상되었다. 이와 같은 열사이폰을 태양열 분야의 열교환기에 응용할 경우, 고성능화와 소형화할 수 있다. 그리고 산업현장에서 실제적으로 적용하기 위해 총열전달계수를 산출하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제44권4호
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• pp.369-378
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• 2012

A load-following operation in APR+ nuclear plants is necessary to reduce the need to adjust the boric acid concentration and to efficiently control the control rods for flexible operation. In particular, a disproportion in the axial flux distribution, which is normally caused by a load-following operation in a reactor core, causes xenon oscillation because the absorption cross-section of xenon is extremely large and its effects in a reactor are delayed by the iodine precursor. A model predictive control (MPC) method was used to design an automatic load-following controller for the integrated thermal power level and axial shape index (ASI) control for APR+ nuclear plants. Some tracking controllers employ the current tracking command only. On the other hand, the MPC can achieve better tracking performance because it considers future commands in addition to the current tracking command. The basic concept of the MPC is to solve an optimization problem for generating finite future control inputs at the current time and to implement as the current control input only the first control input among the solutions of the finite time steps. At the next time step, the procedure to solve the optimization problem is then repeated. The support vector regression (SVR) model that is used widely for function approximation problems is used to predict the future outputs based on previous inputs and outputs. In addition, a genetic algorithm is employed to minimize the objective function of a MPC control algorithm with multiple constraints. The power level and ASI are controlled by regulating the control banks and part-strength control banks together with an automatic adjustment of the boric acid concentration. The 3-dimensional MASTER code, which models APR+ nuclear plants, is interfaced to the proposed controller to confirm the performance of the controlling reactor power level and ASI. Numerical simulations showed that the proposed controller exhibits very fast tracking responses.

• 대한기계학회논문집
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• 제13권4호
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• pp.771-779
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• 1989

본 연구에서는 기판의 양면에 부품이 SMT방법으로 탑재되어 있는 경우에 기판사이에 형성되는 유동채널에서의 열전달 및 유동특성을 연구하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제35권4호
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• pp.356-368
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• 2003

Material properties such as coolant specific heat, film heat transfer coefficient, cladding thermal conductivity, surface diffusion coefficient of the multi-bubble are improved in MACSIS-Mod1. The axial power and flux profile module was also incorporated with irradiation history. The performance and feasibility of the updated driver fuel pin have been analyzed for nominal parameters based on the conceptual design for the KALIMER breakeven core by MACSIS-MOD1 code. The fuel slug centerline temperature takes the maximum at 700mm from the bottom of the slug in spite of the nearly symmetric axial power distribution. The cladding mid-wall and coolant temperatures take the maximum at the top of the pin. Temperature of the fuel slug surface over the entire irradiation life is much lower than the fuel-clad eutectic reaction temperature. The fission gas release of the driver fuel pin at the end of life is predicted to be $68.61\%$ and plenum pressure is too low to cause cladding yielding. The probability that the fuel pin would fail is estimated to be much less than that allowed in the design criteria. The maximum radial deformation of the fuel pin is $1.93\%$, satisfying the preliminary design criterion ($3\%$) for fuel pin deformation. Therefore the conceptual design parameters of the driver fuel pin for the KALIMER breakeven core are expected to satisfy the preliminary criteria on temperature, fluence limit, deformation limit etc.

• 한국추진공학회지
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• 제16권5호
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• pp.1-9
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• 2012

동축형 다공성재 분사기에서는 중심 액체제트 주위를 둘러싼 원통형 다공성재의 내부 표면에서 반경방향으로 분사된 기체가 중심액체제트와 상호작용을 하게 된다. 표면분사된 기체제트는 반경방향에서 축방향으로 발달하며, 그 과정에서 액체분무의 중심부까지 운동량을 효과적으로 전달하여 미립화 및 혼합 성능을 향상시킨다. 본 연구에서는 기체분사 면적 및 기체분사 질량유량을 변화시켜 각각 운동량 비 및 웨버수의 크기를 조절하였으며, 이에 따른 물-공기 모사추진제 수류시험에서의 분무특성에 대한 고찰을 수행하고 동일 스케일의 전단 동축형 분사기와의 비교 분석이 이루어졌으며, 동축형 다공성재 분사기에서 반경방향으로의 기체분사가 2상유체의 미립화/혼합에 긍정적인 영향을 주는 것으로 판단된다.

• 천문학회지
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• 제36권1호
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• pp.33-41
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• 2003

Recent observations have shown that coronal magnetic fields in the northern (southern) hemisphere tend to have negative (positive) magnetic helicity. There has been controversy as to whether this hemispheric pattern is of surface or sub-surface origin. A number of studies have focused on clarifying the effect of the surface differential rotation on the change of magnetic helicity in the corona. Meanwhile, recent observational studies reported the existence of transient shear flows in active regions that can feed magnetic helicity to the corona at a much higher rate than the differential rotation does. Here we propose that such transient shear flows may be driven by the torque produced by either the axial or radial expansion of the coronal segment of a twisted flux tube that is rooted deeply below the surface. We have derived a simple relation between the coronal expansion parameter and the amount of helicity transferred via shear flows. To demonstrate our proposition, we have inspected Yohkoh soft X-ray images of NOAA 8668 in which strong shear flows were observed. As a result, we found that the expansion of magnetic fields really took place in the corona while transient shear flows were observed in the photosphere, and the amount of magnetic helicity change due to the transient shear flows is quantitatively consistent with the observed expansion of coronal magnetic fields. The transient shear flows hence may be understood as an observable manifestation of the pumping of magnetic helicity out of the interior portions of the field lines driven by the expansion of coronal parts as was originally proposed by Parker (1974).

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제37권5호
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• pp.479-490
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• 2005

The thermalhydraulic performance of a CANDU-6 reactor loaded with various CANFLEX fuel bundles is evaluated by the NUCIRC code, which is incorporated with recent models of pressure drop and critical heat flux (CHF) predictions based on high-pressure steam-water tests for the CANFLEX bundle as well as a 37-element bundle. The distributions of channel flow rate, channel exit quality, critical channel power (CCP), and critical power ratio (CPR) for the CANFLEX bundles (with natural or recycled uranium fuel) in the CANDU-6 reactor fuel channel are calculated by the code. The effects of axial and radial heat flux on CCP are evaluated by assuming that the recycled uranium fuel (CANFLEX-RU) has the same geometric data as the natural uranium fuel bundle (CANFLEX-NU), but a different power distribution due to different fuel composition and refueling scheme. In addition, the effects of pressure tube creep and bearing-pad height are examined by comparing various results of uncrept, and $3.3\%\;and\;5.1\%$ crept channels loaded with CANFLEX bundles with 1.4 mm or 1.7 mm high bearing-pads with those of the 37-element bundle. The distributions of the channel flow rate and CCP for the CANFLEX-NU or -RU bundle show a typical trend for a CANDU-6 reactor channel, and the CPRs are maintained above at least 1.444 (NU) or 1.455 (RU) in the uncrept channel. The enhanced CHF of the CANFLEX bundle (particularly with 1.7mm height bearing-pads) produces a higher thermal margin and considerably less sensitivity to CCP reduction due to the pressure tube creep than the 37-element bundle. The CCP enhancement due to the raised bearing-pads is estimated to be about $3\%\~5\%$ for the CANFLEX-NU and $2\%\~6\%$ for the CANFLEX-RU bundle, respectively.