• 자원환경지질
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• 제40권6호
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• pp.833-841
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• 2007

지하수열펌프시스템(GWHP)은 지원열펌프시스템(GSHP)가운데 성능이 가장 우수하며 저온의 천부지하수열을 이용하는 시스템이다. GWHP시스템은 지중연결 열펌프시스템(GCHP)에 비해 최대 블록부하와 전 시스템 성능에 부합되는 지하수유량을 기준으로 하여 설계를 하며 최적 지하수유량은 해당지역의 지하수온도, 판형열교환기의 규격과 전체펌프와 배관류의 전 양정고에 따라 결정한다. 대체적으로 전형적인 빌딩루프순환수의 필요유량은 1RT당 $9.5{\sim}11.4lpm$ 정도인데 비해 GWHP시스템이 필요로 하는 최적 지하수유량은 이보다 꿜씬 적은 $3.8{\sim}9.5lpm$정도이다.

• 청정기술
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• 제20권3호
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• pp.321-329
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• 2014

본 연구에서는 고수분 저등급 석탄을 저수분 석탄으로 만들기 위하여 실험실 규모의 회분식 스팀 유동층 건조기를 사용하여 수분이 약 26%함유된 인도네시아산 저등급 석탄을 5% 이하로 건조하였다. 일반적으로 이산화탄소 포집 및 저장기술(carbon capture and storage, CCS)은 $CO_2$를 재생하는 공정에서 $100{\sim}150^{\circ}C$의 스팀과 $CO_2$혼합가스를 배출한다. 이때 배출되는 가스의 열을 사용하여 저등급 석탄을 건조하는 것이 본 연구의 최종 목적이다. 이를 위하여 본 연구에서는 건조의 열원으로 스팀을 사용하고, 유동화 가스는 $CO_2$를 사용하여 저등급 석탄을 건조하였다. 연구에 사용한 스팀의 유량은 0.3~1.1 kg/hr, 온도는 $100~130^{\circ}C$, 석탄의 층높이는 9~25 cm로 변화시켰다. 건조 후 석탄의 특성 변화는 공업분석, 발열량분석 그리고 입자크기 분석을 통하여 확인하였다. 변수 실험을 수행한 결과 원탄의 건조속도는 스팀의 유량과 온도가 증가함에 따라 증가하였고, 층높이가 감소할수록 건조속도가 증가하였다.

• 한국추진공학회지
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• 제14권3호
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• pp.61-68
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• 2010

본 연구에서는 가스터빈 연소기의 고공환경 모사 점화 성능 시험을 목적으로 소형 고공환경 모사 시험 설비를 구축하였고 이에 대한 성능 실험을 수행하였다. 고공환경 조건인 저압 환경 구현을 위해서는 초음속 디퓨저를 사용하였고, 저온 환경 구현을 위해서는 드라이아이스를 냉각제로 사용한 열교환기를 사용하였다. 저압 환경 구현 성능 실험 결과 연소기로 20g/s의 공기 공급 상태에서도 연소기 내부에 고도 약 6,100m에 해당하는 저압 환경 구현이 가능한 것을 확인하였다. 또한 저온 환경 구현 성능 실험 결과 연소실 내부에 고도 6,100m 이상의 저온 환경 구현이 가능한 것을 알 수 있었으며, 상온공기와 냉각공기의 혼합율 조절로 다양한 고도의 저온 환경 구현이 가능한 것을 확인하였다.

• Journal of Advanced Marine Engineering and Technology
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• 제38권9호
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• pp.1027-1031
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• 2014

외기냉수냉방 시스템은 공조나 산업공정에 사용되는 냉수를 저온의 외기를 이용하여 냉각하는 시스템으로 에너지를 절감하기위해 사용되며, 냉각시스템과 외기와 냉수가 열교환을 하는 드라이쿨러로 구성되어있다. 외기냉수냉방 시스템은 지속적인 냉방이 필요한 곳에 에너지절감효과가 뛰어나나 국내의 경우, 외기냉수냉방 시스템에 설계 기준과 자료가 미비하다. 따라서 본 연구에서는 상용프로그램 HYSYS를 이용하여, 드라이쿨러를 이용한 외기냉수냉방 시스템의 요소변화에 따른 성능을 비교 분석했으며 그 결과는 다음과 같다. 드라이쿨러의 냉각능력은 외기온도, 요구냉수온도, 열교환기의 LMTD (Logarithmic Mean Temperature Difference, 대수평균온도차)에 따라 변한다. 드라이쿨러는 외기온도가 낮을 수록 그 냉각능력이 증가하며, LMTD가 낮은 드라이쿨러가 LMTD가 높은 것에 비하여 고온의 외기온도에서 사용이 가능하였다. 외기온도가 극히 낮은 지역에서는 글리콜이 함유된 부동액을 사용해야하며 국내의 외기온도를 고려하였을 때, 글리콜농도 34%의 부동액이 적절한 것으로 판단된다. 냉동기에 적용될 작동유체의 경우, R22, R134a, R407C의 압축일을 비교했으며, R134a가 환경관련 규제와 에너지 사용측면에서 우수한 냉매로 사료된다.

• 한국산학기술학회논문지
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• 제10권10호
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• pp.2565-2571
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• 2009

본 논문은 시스템의 운전조건하에서 R717-R747용 이원냉동 사이클의 성능 분석에 대한 기초 설계자료를 제공하는 것이다. 본 논문에서 고려한 운전변수는 암모니아 고온사이클과 이산화탄소 저온사이클의 과냉각도, 과열도, 응축과 증발온도이다. 이원 냉동사이클의 성적계수는 과열도가 증가할수록 증가하는 반면, 과냉각도가 증가할수록 감소한다. 그리고, 이원 냉동사이클의 성적계수는 응축온도와 함께 증가하지만, 증발온도와는 반대로 감소한다. 따라서, 과열도, 과냉도, 응축과 증발온도는 본 시스템의 성적계수에 영향을 미치는 것을 알 수 있었고, 최대 성능계수와 최적의 증발온도에 대한 수학 방정식을 개발하기 위해 이러한 변수들을 포함시켜 다중 회귀분석을 통해 제안하였다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제41권3호
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• pp.193-198
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• 2017

Alloy 617은 초고온가스로(VHTR)의 중간열교환기(IHX)의 유력한 후보 재료 중의 하나이다. $850^{\circ}C$의 고온에서 Alloy 617 용접재의 저사이클 피로 거동을 고찰하기 위하여, 완전 양진 변형률제어 피로시험이 0.6에서 1.5%의 전변형률범위에서 수행되었다. 용접재 시험편은 V-그루브 형상의 가스텅그스텐아크 용접한 용접 패드로부터 가공되었다. 피로수명은 전변형률범위가 증가할수록 감소하였다. 모든 실험조건에서 Alloy 617 용접재 시험편의 반복 응력 반응 거동은 초기 수 사이클에서 반복 변형률 경화현상을 나타내었다. 또한 모든 피로 균열의 발생과 전파는 입내파괴의 파손 모드를 보였다.

• 대한기계학회논문집B
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• 제38권9호
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• pp.731-737
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• 2014

와류실은 압축된 공기를 이용하여 고온과 저온 가스로 분리할 수 있는 단순한 장치로, 차세대 새로운 열교환기로 각광받고 있으나, 와류실 내부에서 발행하는 물리적 유동특성에 대해 아직까지 많이 알려지지 않았다. 본 연구에서는 온도 분리 현상을 조사하기 위해 실험 및 수치해석을 수행하였다. 공급 압력에 따른 온도 변화를 측정하기 위하여 다수의 압력 및 온도 센서를 사용하였으며, CFD 기법을 적용하여 3차원 비정상 압축성 유동장을 조사하였다. 연구를 통해 온도 분리 현상은 점성일과 밀접한 관계가 있는 공급 압력과 와류실의 직경에 영향을 받았으며, 와류실에서 발생하는 온도분리 현상은 압력구배파의 개념으로 확증할 수 없었다.

• 대한기계학회논문집B
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• 제36권7호
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• pp.711-719
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• 2012

유기 랜킨 사이클(ORC)을 이용한 선박 주기관 폐열 회수 시스템의 열역학적 분석을 수행하고 적용 가능성 및 효과를 검토하였다. 이론 해석에서는 ORC 와 ORC 에 열을 전달하기 위한 열전달 루프, 냉각수 공급 펌프를 모두 고려하여 전체 효율을 예측하였다. ORC 사이클의 성능은 증발기와 응축기의 특성과 열전달 루프의 온도 조건을 달리하여 평가되었으며 그 특성을 사이클 효율과 시스템 효율 관점에서 비교하였다. 수에즈막스 유조선에 대하여 ORC 사이클은 $250^{\circ}C$ 이하의 폐열 조건에 대하여 약 10%정도의 열효율을 보였다. ORC 이용하여 엔진 폐열로부터 주기관 출력의 3~4%에 해당하는 전력을 생산할 수 있으며 수에즈막스 유조선에 적용 시, 정상 운항시 필요한 전력의 59~69%를 ORC 생산 전력으로 대체하여 운항 중 연료 소모량을 절감시킬 수 있는 것으로 나타났다.

• 한국기계가공학회지
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• 제19권1호
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• pp.114-120
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• 2020

In this study, the process of freezing around two consecutively arranged channel tubes used for evaporator heat exchange was numerically investigated. Numerical results confirmed that the vortex occurred between the front channel and the rear channel and also that the vortex occurred due to the rapid change of the channel at the rear of the rear channel. These vortices were found to play a role in reducing the ice layer to some extent by the growth of the ice layer at the front and rear of the channel tube. The freezing layer showed a tendency to gradually increase as it passed through the channel pipe. As the wall temperature in the channel pipe decreased, the thickness of the freezing layer increased. As the flow rate of water slowed, the thickness of the freezing layer became thicker. In particular, in the case of a slow flow rate of 0.03 m/s, the freezing layers of the front channel pipe and the rear channel pipe were connected to each other. The narrower the channel, the thinner the freezing layer was in both the front and rear channel tubes. It is found that these thin freezing layers are caused by the low thickness of the temperature boundary layer formed around the channel tube.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제50권3호
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• pp.356-367
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• 2018

A series of tests dedicated to station blackout (SBO) accident scenarios have been recently performed at the $Prim{\ddot{a}}rkreislauf-Versuchsanlage$ (primary coolant loop test facility; PKL) facility in the framework of the OECD/NEA PKL-3 project. These investigations address current safety issues related to beyond design basis accident transients with significant core heat up. This work presents a detailed analysis using the best estimate thermal-hydraulic code TRACE (v5.0 Patch4) of different SBO scenarios conducted at the PKL facility; failures of high- and low-pressure safety injection systems together with steam generator (SG) feedwater supply are considered, thus calling for adequate accident management actions and timely implementation of alternative emergency cooling procedures to prevent core meltdown. The presented analysis evaluates the capability of the applied TRACE model of the PKL facility to correctly capture the sequences of events in the different SBO scenarios, namely the SBO tests H2.1, H2.2 run 1 and H2.2 run 2, including symmetric or asymmetric secondary side depressurization, primary side depressurization, accumulator (ACC) injection in the cold legs and secondary side feeding with mobile pump and/or primary side emergency core coolant injection from the fuel pool cooling pump. This study is focused specifically on the prediction of the core exit temperature, which drives the execution of the most relevant accident management actions. This work presents, in particular, the key improvements made to the TRACE model that helped to improve the code predictions, including the modeling of dynamical heat losses, the nodalization of SGs' heat exchanger tubes and the ACCs. Another relevant aspect of this work is to evaluate how well the model simulations of the three different scenarios qualitatively and quantitatively capture the trends and results exhibited by the actual experiments. For instance, how the number of SGs considered for secondary side depressurization affects the heat transfer from primary side; how the discharge capacity of the pressurizer relief valve affects the dynamics of the transient; how ACC initial pressure and nitrogen release affect the grace time between ACC injection and subsequent core heat up; and how well the alternative feeding modes of the secondary and/or primary side with mobile injection pumps affect core quenching and ensure stable long-term core cooling under controlled boiling conditions.