• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권6호
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• pp.2163-2173
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• 2024

This study introduces a transient analysis module developed for RAST-V and validates it using the Kalinin-3 benchmark problem. For the benchmark analysis, RAST-V standalone and STREAM/RAST-V calculations were performed. STREAM supplies the few-group constants and RAST-V conducts a 3D core simulation utilizing few-group cross-sectional data. To improve accuracy, the main solver was developed based on the advanced semi-analytic nodal method. To evaluate the computational capability of the transient analysis module in RAST-V, Kalinin-3 benchmark is employed. Kalinin-3 represents a coolant transient benchmark that offers experimental data during the deactivation of the Main Circulation Pumps. Consequently, the transient calculations reflected the changes in the reactor flow rate. Benchmark comprising steady-state and transient calculations. During the steady state, the STREAM/RAST-V combination demonstrated a 30 ppm root mean square difference from 0 to 128.50 EFPD. For the transient calculations, STREAM/RAST-V showed power differences within ±7 % over a range of 0-300 s. Axial offset differences were within ±3 %, and the RMS difference in radial power ranged within 2.596 % at both 0 and 300 s. Overall, this study effectively demonstrated the newly developed transient solver in RAST-V and validated it using the Kalinin-3 benchmark problem.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권6호
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• pp.2395-2403
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• 2024

With the rapid development of DC high voltage accelerator, higher requirements have been raised for the design of DC high voltage power supply, requiring more stable high voltage with lower output ripple. Therefore, it also puts forward higher requirements for the parameter design of the voltage doubling rectifier circuit, which is the core component of the DC high voltage power supply. In order to obtain output voltage with better performance, the effects of the working frequency, the stage capacitance and the load resistance on the output voltage of the voltage doubling rectifier circuit are studied in detail by simulation. It can be concluded that the higher the working frequency of the transformer, the larger the stage capacitance, the larger the load resistance and the better the output voltage performance in a certain range. Based on this, a 2.5 MV voltage doubling rectifier circuit driven by a 120 kHz frequency transformer is designed, developed and tested for the power supply of the neutron source device towards BNCT. Experimental results show that this voltage doubling rectifier circuit can satisfy the design requirements, laying a certain foundation for the engineering design of DC high voltage power supply of neutron source device.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권9호
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• pp.3730-3739
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• 2024

The high-temperature molten salt pump is the core equipment in the small modular molten salt reactor with media temperatures up to 700 ℃. The cantilever ratio of the molten salt pump is usually large. Excessively large cantilever ratios cause increased deformations and rotational amplitudes at the impeller, thus affecting the operational stability of the main pump; small cantilever ratios cause heavy temperature gradients, thus affecting the structural integrity evaluation. This paper used numerical simulation methods to calculate and analyze the temperature field, stress, and structural integrity, optimized the pump shaft cantilever length of the original scheme based on structural integrity using the dichotomy method, and analyzed the rotor dynamics of the optimization results. The results of this study show that the thermal expansion load caused by the temperature difference has a significant mechanical effect on the structure; the first-order critical speed of the rotor system of the optimized schemes has been improved, and the amplitude of the unbalanced response has been significantly reduced, which not only improves the operational stability of the rotor, also contributes to the compact design of the main pump of a small modular molten salt reactor.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권9호
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• pp.1945-1954
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• 2020

Subchannel code is one of the effective simulation tools for thermal-hydraulic analysis in nuclear reactor core. In order to reduce the computational cost and improve the calculation efficiency, empirical correlation of turbulent mixing coefficient is employed to calculate the lateral mixing velocity between adjacent subchannels. However, correlations utilized currently are often fitted from data achieved in central channel of fuel assembly, which would simply neglect the wall effects. In this paper, the CFD approach based on spectral element method is employed to predict turbulent mixing phenomena through gaps in 3 × 3 bare tight lattice rod bundle and investigate the flow pulsation through gaps in different positions. Re = 5000,10000,20500 and P/D = 1.03 and 1.06 have been covered in the simulation cases. With a well verified mesh, lateral velocities at gap center between corner channel and wall channel (W-Co), wall channel and wall channel (W-W), wall channel and center channel (W-C) as well as center channel and center channel (C-C) are collected and compared with each other. The obvious turbulent mixing distributions are presented in the different channels of rod bundle. The peak frequency values at W-Co channel could have about 40%-50% reduction comparing with the C-C channel value and the turbulent mixing coefficient β could decrease around 25%. corrections for β should be performed in subchannel code at wall channel and corner channel for a reasonable prediction result. A preliminary analysis on fluctuation at channel gap has also performed. Eddy cascade should be considered carefully in detailed analysis for fluctuating in rod bundle.

• 한국지반환경공학회 논문집
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• 제18권2호
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• pp.47-51
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• 2017

본 논문에서는 공사현장의 지반 변형을 계측한 값을 바탕으로 지반의 물성 값을 재산정하는 "적응형 관리 기법"의 핵심인 역해석을 통한 물성 값의 최적화 알고리즘을 구현하였다. 적응형 관리 기법은 공사 중 모니터링을 통해 설계와 시공을 업데이트하는 프레임워크를 일컫는다. 최적화 알고리즘의 성능을 검증하기 위해 실내시험과 가상의 굴착현장 두 경우에 대해 Hardening Soil 모델을 사용하여 전산해석을 실시하였다. 최적화 알고리즘을 적용할 구성모델의 입력변수는 복합민감도 값이 큰 입력변수를 선정하여 효율성을 고려하였다. 실내시험의 전산 해석은 비배수상태에서의 삼축압축시험과 삼축인장시험에 대해 시료의 파괴까지 수행하였다. 실제 시카고 연약 점성토로 수행한 삼축시험 결과인 전단응력-변형률과 과잉간극수압-변형률 관계를 관측 값으로 사용하였다. Hardening Soil 모델에 대하여, 관측 값을 가장 잘 모사할 수 있는 물성 값을 산정하기 위해 최적화 알고리즘을 적용하였다. 알고리즘을 적용한 결과, 관측 값을 잘 모사할 수 있는 물성 값을 성공적으로 찾을 수 있었다. 가상의 굴착현장에서는 삼축시험으로부터 산정한 지반의 물성 값을 현장의 대표 물성 값으로 가정하였고, 이때의 굴착 지지벽체의 수평 변위를 주요 관측 값으로 사용하였다. 다양한 초기 물성 값을 사용하여 전산해석을 수행하였고, 이 결과에 최적화 알고리즘을 적용하면 전산해석 결과가 현장 계측 값으로 수렴하는지 평가하였다. 최적화 알고리즘을 적용한 결과, 현장 계측 값으로 전산해석 결과 값이 거의 동일하게 일치함을 확인할 수 있었다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제39권5호
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• pp.543-547
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• 2015

고강도 철근을 생산하기 위해서는 템프코어(Tempcore)라고 불리는 냉각 공정이 적용되고 있는데, 템프코어를 이용하면 합금원소를 첨가하지 않고 Mild steel 로부터 강도 및 용접성이 우수한 철근을 생산 할 수 있다. 하지만 현장 설비를 이용하여 다양한 냉각 조건과 화학성분 변경의 영향을 평가하기에는 한계가 있다. 따라서, 본 연구에서는 템프코어 공정을 모사하기 위한 장치를 개발하였으며, 이를 이용하여 경화된 표층부, 중간영역, 연한 내부 조직으로 이루어진 템프코어 조직을 구현하였다. 실험장치는 현장 설비와 동일한 Cooler 1 기가 장착되었고, 12~13 bar 의 압력과 최대 $50m^3/h$의 유량을 공급하는 펌프라인으로 구성되어 있다. 항복강도를 기준으로 400 MPa 이상을 요구하는 강종인 SD400 모사 결과 경화층 면적비 및 냉각 깊이 별 경도가 제품과 잘 일치함을 알 수 있었다.

• Korean Chemical Engineering Research
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• 제58권4호
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• pp.565-572
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• 2020

본 연구는 증류탑 분리공정 시스템 최적화를 위하여 인공지능 머신러닝이 적용된 소프트웨어 플랫폼을 개발하였다. 증류탑 분리공정은 석유화학 산업의 대표적이고 핵심적인 공정이다. 하지만 다양한 운전조건과 연속식공정 특성으로 인하여 안정적인 운전이 어려우며 운전자 숙련도에 의하여 공정효율에 차이가 발생된다. 이를 해결하기 위하여 이론적 시뮬레이션을 활용한 제어방법이 개발되어 사용되고 있지만 특수하거나 복잡한 반응이 포함된 공정에는 적용이 어려우며, 거대한 시스템에 대하여 분석이 이루어질 경우 계산비용 증대로 인하여 실시간 제어와 연동이 어려운 한계점을 지니고 있다. 따라서 본 연구에서는 이러한 문제점을 해결하기 위하여 머신러닝을 기반으로 한 경험적 시뮬레이션 모델을 개발하고 이를 통하여 최적의 공정운영방법을 제시하고자 한다. 경험적 시뮬레이션 개발은 실제 공정에서 수집된 빅 데이터, 데이터마이닝을 통한 특성추출, 공정을 대표하는 데이터 선별, 화학공정 특성에 맞는 모델 선정으로 이루어졌으며, 현장검증 및 테스트를 통하여 증류탑 분리공정 플랫폼이 개발되었다. 최종적으로 개발된 플랫폼을 통하여 운전 조작변수의 예측이 가능하며, 최적화된 운전조건을 제공하여 효율적인 공정운영을 달성할 수 있다. 본 논문은 머신러닝 기법을 화학공정에 적용한 기초연구로서 이후 다양한 공정에 적용하여 4차 산업의 스마트 팩토리의 초석이 되어 널리 활용될 수 있을 것이라 판단된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권6호
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• pp.1172-1179
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• 2020

As a Lagrangian particle method, Moving Particle Semi-implicit (MPS) method has great capability to capture interface/surface. In recent years, the multiphase flow simulation using MPS method has become one of the important directions of its developments. In this study, some key methods for multiphase flow have been introduced. The interface tension model in multiphase flow is modified to maintain the smooth of the interface and suitable for the three-phase flow. The mass transfer at immiscible liquid interface entrained by single bubble which could occur in Molten Core-Concrete Interaction (MCCI) has been investigated using this particle method. With the increase of bubble size, the height of entrainment column also increases, but the time of film rupture is slightly different. With the increase of density ratio between the two liquids, the height of entrained column decreases significantly due to the decreasing buoyancy of the denser liquid in the lighter liquid. In addition, the larger the interface tension coefficient is, the more rapidly the entrained denser liquid falls. This study validates that the MPS method has shown great performance for multiphase flow simulation. Besides, the influence of physical parameters on the mass transfer at immiscible interface has also been investigated in this study.

• 한국전자파학회논문지
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• 제24권6호
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• pp.633-643
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• 2013

IC 내부의 전원분배망(PDN: Power Delivery Network) 회로를 분석하기 위해서는 IC의 디자인 정보가 담긴 파일이 필요하지만, 상용 IC(Commercial IC)의 경우 보안상의 이유로 디자인 정보를 제공하지 않고 있다. 하지만 온-칩 전원분배망(On-chip PDN) 특성이 포함된 경우에는 PCB와 패키지의 특성만으로는 정확한 해석이 어려우므로 본 연구에서는 IC 내부의 정보가 제공하지 않는 전원분배망(PDN) 회로의 추출에 관하여 연구를 하였다. IC 내부의 전원분배망(PDN)의 주파수에 대한 특성을 추출하기 위하여, IEC62014-3에서 제안하고 있는 추출용 보드를 제작하였고, 추출용 보드를 구성하고 있는 SMA 커넥터, 패드, 전송 선로, 그리고 QFN 패키지의 주파수에 대한 특성들을 분석하였다. 추출된 결과들은 디임베딩(de-embedding) 기술에 적용하여 IC 내부의 전원분배망(PDN) 회로를 S-parameter 기반으로 모델을 추출하였고, 평가용 보드의 전원분배망 결합회로(PDN Co-simulation)모델에 적용하여 측정과 비교한 결과, ~4 GHz까지 잘 일치하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권5호
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• pp.645-660
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• 1995

표준원전을 대상으로하여 저수위 운전시의 잔열제거제통상실사고를 RELAP5/MOD3 및 RELAP5/MOD3.1 전산프로그램을 이용하여 분석하였다. 증기발생기가 이용가능할 때 원자로냉각재계통에 배기 경로가 없는 경우와 배기경로가 있는 경우에 대하여 분석을 수행하였다. 배기경로가 없는 경우에 대해 RELAP5 /MOD3 전산프로그램과 RELAP5 /MOD3.1 전산프로그램으로 비교 분석을 수행하였다. 분석 결과 두 전산프로그램의 계산결과는 정성적인 면 뿐 아니라 정량적 인면도 비교적 잘 일치하였다. 그러나 계산결과로부터 RELAP5 /MOD3의 경우에는 벽 열전달모델의 결함이 발견되어 배기경로가 있는 경우에 대해서는 RELAP5 /MOD3.1 전산프로그램을 이용하여 분석을 수행하였다. 분석결과 원자로정지후 하루가 지났을때 배기경로가 없는 경우에는 두개의 증기발생기로도 잔열이 충분히 제거되지 않아 원자로계통의 압력이 지속적으로 증가하여 사고개시 후4,000초 정도에 원자로계통의 임시밀봉재의 설계압력인 0.24MPa에 도달하였다. 가압기 안전밸브 용량의 세배정도 크기의 배기경로가 있는 경우에는 10,000 초가 지나도 원자로냉자재계통의 압력이 0.24 MPa에 도달하지 않았으며 노심노출이 초래되지 않았다. 분석결과의 상세한 검토를 통해서 저수위 운전시 잔열제거능력 상실사고가 발생하였을 경우 REL-AP5/MOD3.1을 이용한 사고해석 방법론의 타당성을 제안하였으며 또한 적절한 배기용량을 산정하기 위한 자료를 제공하였다.