• 대한기계학회논문집
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• 제10권1호
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• pp.15-24
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• 1986

본 논문에서는 특성유선해법에 의하여 각 방정식을 유한착분방정식으로 변환 하고 이를 유압시스템에 사용하기 위하여 유압회로의 일반적인 요소인 서어보밸브, 방향제어밸브, 유압모우터, 실린더, 릴리이프 밸브, 필터등이 회로내에 연결되어 있는 경우에 대하여 해석할 수 있는 프로그램을 짜고 유압시스템에서 발생하는 압력 및 유량의 속도현상을 예측할 수 있도록 하였다. 프로그램의 정확도를 판단하기 위하여 계산결과와 실험결과를 비교하였으며 압력과도현상에 미치는 요소인 부하의 크기, 관로의 재질, 관로의 길이, 밸브의 개별시간, 액튜에이터 입구측과 출구측 사이에 바이패스밸브의 설치효과에 대하여 연구하였다.

• 한국추진공학회지
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• 제15권1호
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• pp.45-54
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• 2011

액체로켓엔진 시스템에 대한 동특성 예측 프로그램을 작성하였다. 이 프로그램을 통해 얻은 펌프 시동 시 압력 및 유량 변화 결과를 수류시험장치를 구축하여 실험적으로 검증하였다. 수류시험장치는 실제 개방형 액체로켓엔진 추진제 공급 계통에서 구성품의 형태와 배치위치, 가스발생기와 주연소실로 분기되는 유량비를 기준으로 모사되었다. 동특성 예측 프로그램의 작성을 위해 구성품별 동특성 모델링을 수행하고 엔진 시스템을 기준으로 각 모델링을 순차적으로 통합하였다. 예측 프로그램에 구성품의 동특성 파라미터를 측정 반영하였고 천이 작동 상태에서 엔진 시스템 내의 작동 파라미터 변화 결과를 실험적으로 측정하고 비교 분석하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제33권2호
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• pp.209-224
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• 2001

The SSC-K system analysis code is under development at the Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) as a part of the KALIMER project. The SSC-K code is being used as the principal tool for analyzing a variety of off-normal conditions or accidents of the preliminary KALIMER design. The SSC-K code features a multiple-channel core representation coupled with a point kinetics model with reactivity feedback. It provides a detailed, one-dimensional thermal-hydraulic simulation of the primary and secondary sodium coolant circuits, as well as the balance-of-plant steam/water circuit. Recently a two-dimensional hot pool model was incorporated into SSC-K for analysis of thermal stratification phenomena in the hot pool. In addition, SSC-K contains detailed models for the passive decay heat removal system and a generalized plant control system. The SSC-K code has also been applied to the computational engine for an interactive simulation of the KALIMER plant. This paper presents an overview of the recent activities concerned with SSC-K code model development This paper focuses on both descriptions of the newly adopted thermal hydraulic and neutronic models, and applications to KALIMER analyses for typical anticipated transients without scram.

• 한국시뮬레이션학회논문지
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• 제13권2호
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• pp.13-21
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• 2004

The thermal-hydraulic model ARTS which was based on the RETRAN-3D code adopted in the domestic full-scope power plant simulator which was provided in 1998 by KEPRI. Since ARTS is a generalized code to model the components with control volumes, the smaller time-step size should be used even if converged solution could not get in a single volume. Therefore, dedicated models which do not force to reduce the time-step size are sometimes more suitable in terms of a real-time calculation and robustness. In the case of PRT(Pressurizer Relief Tank) model, it is consist of subcooled water in bottom and non-condensable gas in top. The sparger merged under subcooled water enhances condensation. The complicated thermal-hydraulic phenomena such as condensation, phase separation with existence of non-condensable gas makes difficult to simulate. Therefore, the PRT volume can limit the time-step size if we model it with a general control volume. To prevent the time-step size reduction due to convergence failure for simulating this component, we developed a dedicated model for PRT. The dedicated model was expected to provide substantially more accurate predictions in the analysis of the system transients. The results were resonable in terms of accuracy, real-time simulation, robustness and education of operators, complying with the ANSI/ANS-3.5-1998 simulator software performance criteria and RETRAN-3D results.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권9호
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• pp.1990-1997
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• 2020

To support the safe operation of the Miniature Neutron Source Reactor (MNSR), a thermo-hydraulic transient model using the RELAP5/Mod3.2 code was simulated. The model was verified by comparing the results with the measured and the previously calculated data. The comparisons consisted of comparing the MNSR parameters under normal constant power operation and reactivity insertion transients. Reactivity Insertion Accident (RIA) for three different initial reactivity values of 3.6, 6.0, and 6.53 mk have been simulated. The calculated peaks of the reactor power, fuel, clad and coolant temperatures in hot channel were calculated in this model. The reactor power peaks were: 103 kW at 240 s, 174 kW at 160 s and 195 kW at 140 s, respectively. The fuel temperature reached its maximum value of 116 ℃ at 240 s, 124 ℃ at 160 s and 126 ℃ at 140 s respectively. These calculation results ensured the high inherently safety features of the MNSR under all phases of the RIAs.

• 해양환경안전학회:학술대회논문집
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• 해양환경안전학회 2009년도 춘계학술발표회
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• pp.177-178
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• 2009

관로내의 유속이 급격히 변하면 압력도 크게 상승하거나 강하하게 되어 유체 과도현상을 일으키게 된다. 이러한 수격현상에 대한 연구는 펌프스테이션이 커지고 유체를 이송하는 시스템이 대형화되어 그 중요성이 더욱 증가하였다. 이것은 파이프라인이 길어지고 복잡해지기 때문이다. 이 연구에서는 특성법을 이용하여 대형펌프 시스템의 밸브 개폐로 발생하는 수격현상을 평가하였다.

• 대한기계학회논문집
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• 제9권5호
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• pp.638-646
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• 1985

본 논문에서는 펌프가 동시에 전원차단 되었을 때 송출밸브의 운전조건(개도, 폐쇄속도), 계통의 기하학적 형상(취수 및 배수관로의 길이, 단면적, 재질, 콘덴서의 높이등)과 해면상태(간막의 차에 의한 수위, 파도)의 변화가 계통내 수격현상에 미치 는 영향에 대하여 수치해석 하였다.

• 한국유체기계학회 논문집
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• 제8권6호
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• pp.7-14
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• 2005

The waterhammer occur when the pumps are started or stopped for the operation or tripped due to the power failure, and the hydraulic transients take place as a result of the sudden change in velocity. Several times, the field tests of the waterhammer were carried out for Pangyo booster pumping station. Pangyo pumping station was installed with the booster pumps of 6 sets and the in-line pumps of 2 sets. The in-line pumps are additionally needed to the surge suppression device so that the pumping station acquire the safety and reliability for the pressure surge.

• 물과 미래
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• 제12권2호
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• pp.49-55
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• 1979

본 연구는 관수로내의 부정류 즉 펌푸모터의 시동, 정지 및 발브 조절시에 압력관수로에 나타나는 급변류의 현상, 특히 수격작용의 해석을 Computer에 의해 자동해석하는 방법을 강구하였다. 따라서 사용되는 관수로가 펌푸, 관망, 터널, 조압수조, 분기관, 저수지, 폐단관 및 발브장치를 갖는 일련의 관수로내에 일어나서 전자계산기를 사용하면 송수 또는 배수관로 설계에 있어 설계자의 시간과 노력을 감소하고 정확한 결과를 얻을 수 있는 장점이 있다.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2004년도 춘계학술대회
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• pp.1697-1702
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• 2004

The waterhammer has recently become more important because the pumping stations were big and the systems conveying the fluid through the large and long transmission pipelines were complex. When the pumps are started or stopped for the operation or tripped due to the power failure. the hydraulic transients occur as a result of the sudden change in velocity. In this paper, the field tests on the waterhammer by the startup, stoppage, and power failure of a centrifugal pump were carried out for Yongma transmission pumping station in Seoul. The experimental results were compared with that of the numerical calculations. in which results the procedure of controlled pump normal shut-down and the two-step closing mode of controlling the ball valve for pump emergency stop are proposed to reduce the pressure surge.