• Title/Summary/Keyword: 건식저장

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Effect of 1-MCP Fumigation on the Leaf Chlorosis and Vase Life of Cut Lilies 'Siberia' and 'Medusa' (1-MCP(1-Methylcyclopropene) 훈증 처리가 절화 백합 '시베리아'와 '메두사'의 잎 황화와 절화 수명에 미치는 영향)

  • Choi, Ji-Weon;Lee, Ji-Hyun;Lee, Jung Soo;Kang, Yun-Im;Shin, Il Sheob
    • Proceedings of the Plant Resources Society of Korea Conference
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    • 2019.04a
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    • pp.91-91
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    • 2019
  • 전북 완주군 농가에서 2017년 12월에 재배한 '시베리아'와 '메두사' 품종을 1시간 이내에 국립원예특작과학원 실험실로 이동하였다. 알약(SmartFreshTM, AgroFresh Inc., USA)형태의 1-MCP를 1.875g/3.55m3 기준으로 정량하여 Activator Kit(SmartFreshTM, AgroFresh Inc., USA)에 넣어 마개를 닫고 몇 번 흔들어주어 녹인 후 1.5 ppm이 되도록 처리하였으며 3시간 훈증 후 30분 환기하였다. 훈증처리 후 절화 백합은 유공 필름 슬리브를 이용하여 포장한 후 골판지상자에 넣어 모의 수출환경에서 수송방식은 건식(건조처리)상태로 $4^{\circ}C$ 저장고에 암상태로 저장하면서 무처리를 대조로 에틸렌 노출 조건 조성을 위하여 후레쉬라이프(탑프레쉬) 5g 봉지를 상자내부 5개, 상자외부 저장고 내에 10개로 총 15개의 에틸렌 발생제 처리를 하였다. 백합 절화 신선도 유지기간 연장을 위한 선도유지제 전처리 효과는 1.5 ppm 1-MCP 3시간 훈증처리에 의해 잎의 황화현상을 지연시키는 효과가 있었다. 전체적으로 판정한 절화수명은 '시베리아'는 무처리 9.0일, 1-MCP 훈증 9.0일, 에틸렌 발생제 8.3일, 1-MCP 훈증+에틸렌 발생제 9.5일이었으며 '메두사'는 무처리 6.5일, 1-MCP 훈증 7.5일, 에틸렌 발생제 5.7일, 1-MCP 훈증+에틸렌 발생제 8.5일로 나타났다. 에틸렌에 노출은 꽃의 빠른 노화를 야기하여 절화수명을 단축 시켰으며 이상개화를 보이는 꽃도 있어 상품성이 크게 떨어졌다. 1-MCP에 의해 잎의 황화 억제에 효과적이었으며 저장 중 에틸렌 발생제를 동시에 처리하였을 때 품질유지 효과가 더 크게 나타났으며 '메두사' 품종에서는 만개시 화색도 더 진하게 나타났다. 따라서, 저온저장이나 선적시 에틸렌 발생이 많은 품목과 혼합하게 될 것이 예상될 경우에 품질유지를 위해 1-MCP 훈증처리를 하면 효과적일 것으로 사료된다.

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Seismic Rocking Response Analysis of 1/8 Scale Model for a Spent Fuel Storage Cask (사용후 연료 건식저장용기 1/8규모 축소모형 지진회전응답해석)

  • Lee J.H.;Seo K.S.;Koo G.H.;Cho C.H.;Choi B.I.;Lee H.Y.;Yeom S.H.
    • Proceedings of the Computational Structural Engineering Institute Conference
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    • 2005.04a
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    • pp.383-389
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    • 2005
  • This research is to develop a seismic response analysis method for a spent fuel storage cask. FEM model is built for the test model of 1/8 scale spent fuel dry storage cask using available 3D contact conditions in ABAQUS/Explicit. Input load for this analysis os a seismic wave of El-centro earthquake, and the friction and damping coefficients in the analysis condition we obtained from the test result. Penalty and kinematic contact methods of ABAQUS are used for mechanical contact formulation. The analysis method was verified for rocking angle obtained by seismic response tests. The kinematic contact method with an adequate normal contact stiffness showed a good agreement with tests.

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모의 사용후핵연료(SIMFUEL) 및 조사 핵연료의 공기중 산화거동 연구

  • 김건식;유길성;민덕기;노성기;김은가
    • Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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    • 1996.05c
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    • pp.553-558
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    • 1996
  • 가압 경수로형 핵연료에 대한 장기 저장거동을 연구하기 위하여 모의 사용후핵연료(SIMFUEL) 및 조사 핵연료에 대한 산화시험을 공기중에 수행하였다. 연소도가 15,33 및 50 GWD/MTU로 모의한 핵연료를 300-375$^{\circ}C$ 구간에서 산화 시험한 결과, 모의 사용후핵연료는 미조사 $UO_2$시편과 같이 S-형 곡선의 무게증가 특성을 보여 주었으며, 미조사 $UO_2$시편에 비해 산화가 느리게 일어났으며, 모의 사용후핵연료는 연소도가 높을수록 산화속도가 느리다. 고리 2호기에서 2주기 연소한 우라늄 및 가돌리니아 핵연료를 275$^{\circ}C$에서 산화 시험한 결과, 조사 $UO_2$는 연소도가 증가할수록 산화가 느리게 일어나며, 우라늄 핵연료는 가돌리니아 핵연료에 비해 산화가 빨리 일어난다.

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Seismic Response Tests of 1/8 Scale Model for a Spent Fuel Dry Storage Cask (사용후 연료 건식저장요기 1/8 규모 축소모형 지진응답시험)

  • Lee, J.H.;Koo, G.H.;Seo, G.S.;Lee, H.Y.;Choi, B.I.;Yeom, S.H.
    • Proceedings of the Earthquake Engineering Society of Korea Conference
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    • 2005.03a
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    • pp.55-61
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    • 2005
  • The seismic response tests of a spent fuel dry storage cask model of 1/8 scale are performed for an typical 1940 Elcentro earthquake. This paper focuses on the seismic response test data generation to check the overturing possibility of a storage cask and the slipping displacement on concrete slab bed. A simplified cask model is used to take into account the variations in seismic load magnitude and cask/bed interface friction. The test results show that the model gives an overturning response for an extreme condition.

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Study on Input Filter Design Method for Matrix Converter (매트릭스컨버터의 입력필터 설계기법에 대한 검토)

  • Mo, Dong-Yeong;Lee, Sang-Cheol;Choe, Chang-Yeong;Cho, Chun-Ho;Lee, Gun-Sik;Kim, Tae-Woong;Park, Gwi-Geun;Choi, Jae-Ho
    • Proceedings of the KIPE Conference
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    • 2010.07a
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    • pp.456-457
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    • 2010
  • 매트릭스컨버터는 부하이외에 시스템의 에너지 저장소자가 없다. 이에 시스템의 스위칭에 의한 고조파 잡음도 계통으로 직접적으로 유입되기 쉬운 시스템이기에 이에 적합한 입력필터설계가 필요하다. 본 논문에서는 기존에 제시되어 있는 LC필터 및 LCL필터에 대하여 고찰한 후, 매트릭스컨버터에 적합한 필터 설계기법 및 수동댐핑저항에 대한 손쉬운 선정기법을 제안하였다. 그리고 제안한 기법에 대한 타당성을 시뮬레이션에 의해 검증한다.

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Analysis and Design of Nuclear Spent Fuel Dry Storage System under Irregular Operation (사용후 핵연료 건식저장장치의 비정상 운영조건의 해석과 설계)

  • Song, Hyung-Soo;Min, Chang-Shik;Yoon, Dong-Yong
    • Proceedings of the Korea Concrete Institute Conference
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    • 2004.11a
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    • pp.381-384
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    • 2004
  • Delaying and objection for the construction of storage spent-fuel disposal has prompted to consider expanding on-site storage of spent reactor fuel since it can eliminate the need for costly and difficult shipping and control of the spent fuel completely under the direction of the owner-utility. The dry storage unit developed in Canada can accommodate Korea heavy water reactor fuel elements and become a candidate for the Korean market. In this paper, finite element analyses were carried out in order to investigate the structural behavior of the nuclear spent fuel dry storage system, which is subjected to impact loads such as collision of a truck load and dropping of flask under the irregular operation.

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감마선검출법에 의한 사용후CANDU핵연료 수중검증장치 개발

  • 이영길;나원우
    • Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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    • 1997.05b
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    • pp.350-355
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    • 1997
  • 가압중수로(PHWR)형 원자력발전소의 저장수조에 보관중인 사용후핵연료를 대상으로 하는 핵물질 보장조치(safeguards) 이행에 필요한 핵연료다발 수중검증장치를 개발하였다. 본 장치는 CdTe 감마선검출기, 차폐체 및 시준기등으로 구성된 검출부와 이를 지지 및 구동하기 위한 구동부로 구성되어 있다. 검출부에 대하여 감마선 표준선원 및 사용후핵연료 시료를 사용하여 성능시험을 수행한 결과 현장검증시의 요건을 만족하였고, 구동부의 경우 건식조(dry pit)에서 수행한 예비실험 결과 검증목적에 적합하였다. 따라서, PHWR형 원자력발전소인 월성 1 호기의 수중저장조에 있는 사용후CANDU핵연료에 대한 현장성능시험을 현재 준비중에 있으며 그 결과를 바탕으로 하여 국가사찰시에 본 장치를 사용할 예정이며, 향후 IAEA의 공인을 획득하여 IAEA 사찰용 장비로도 활용할 계획이다.

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Moving Temperature Profile Method for Efficient Three-Dimensional Finite Element Welding Residual Stress Analysis for Large Structures (대형구조물의 효율적 3차원 용접잔류응력해석을 위한 새로운 이동 온도 프로파일 방법)

  • Cheol Ho Kim;Jae Min Gim;Yun Jae Kim
    • Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping
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    • v.19 no.2
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    • pp.75-83
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    • 2023
  • For three-dimensional finite element welding residual stress simulation, several methods are available. Two widely used methods are the moving heat source model using heat flux and the temperature boundary condition model using the temperature profile of the welded beads. However, each model has pros and cons in terms of calculation times and difficulties in determining welding parameters. In this paper, a new method using the moving temperature profile model is proposed to perform efficiently 3-D FE welding residual stress analysis for large structures. Comparison with existing experimental residual stress measurement data of two-pass welding pipe and SNL(Sandia National Laboratories) mock-up canister shows the accuracy and efficiency of the proposed method.

Characteristics of Solid Regenerable $CO_2$ sorbents for Pre-combustion $CO_2$ Capture (연소전 $CO_2$ 포집용 분무건조 고체 흡수제의 물성 및 $CO_2$ 흡수 특성)

  • Baek, Jeom-In;Ryu, Jungho;Lee, Joong Beom;Eom, Tae-Hyoung;Kim, Ji-Woong;Jeon, Eon-Sik;Ryu, Chong Kul
    • 한국신재생에너지학회:학술대회논문집
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    • 2010.06a
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    • pp.110.2-110.2
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    • 2010
  • 현재 상용가능한 연소전 $CO_2$ 포집 기술은 습식 스크러빙 방식으로 고온의 합성가스를 상온 수준으로 온도를 낮춘 후 $CO_2$를 포집해야 하고 포집된 $CO_2$의 압력이 낮아 재압축하여 저장소로 보내야 함에 따라 큰 폭의 열효율 손실이 불가피하다. 고온 고압에서 이산화탄소를 포집할수 있는 고체 흡수제를 이용할 경우 이산화탄소 포집 치 저장 추가에 따른 시스템 효율 저하를 최소화할 수 있다. 고체 $CO_2$ 흡수제는 서로 연결된 두 개의 유동층 반응기를 순환하면서 흡수탑에서는 합성가스 중의 $CO_2$를 흡수하고 재생탑에서는 고온의 수증기와 접촉하여 흡수된 $CO_2$를 다시 배출함으로써 재생된다. 따라서 건식 재생 $CO_2$ 흡수제는 유동층 공정에 응용가능한 물성과 함께 높은 $CO_2$ 흡수능과 빠른 반응성이 요구된다. 본 연구에서는 유동층 공정에 적합한 물성을 가진 연소전 $CO_2$ 포집용 고체 흡수제를 분무건조법으로 제조하였으며, 모사 합성가스를 이용하여 열중량분석기와 기포유동층반응기를 이용하여 $200^{\circ}C$ 흡수, $400^{\circ}C$ 재생, 압력 20 bar 조건으로 반응성을 측정하였다. 개발된 고체 $CO_2$ 흡수제는 열중량분석기에서는 반응 후 10-13 wt%의 무게증가를 나타내었고 기포유동층반응기에서는 8-10 wt%의 $CO_2$ 흡수능을 보여주었다. 특히 수증기의 함량이 10% 이상에서 높은 흡수능을 나타내어 수증기가 반응에 크게 작용하고 있음을 알 수 있었다.

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Activation Analysis of Dual-purpose Metal Cask After the End of Design Lifetime for Decommission (설계수명 이후 해체를 위한 금속 겸용용기의 방사화 특성 평가)

  • Kim, Tae-Man;Ku, Ji-Young;Dho, Ho-Seog;Cho, Chun-Hyung;Ko, Jae-Hun
    • Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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    • v.14 no.4
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    • pp.343-356
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    • 2016
  • The Korea Radioactive Waste Agency (KORAD) has developed a dual-purpose metal cask for the dry storage of spent nuclear fuel that has been generated by domestic light-water reactors. The metal cask was designed in compliance with international and domestic technology standards, and safety was the most important consideration in developing the design. It was designed to maintain its integrity for 50 years in terms of major safety factors. The metal cask ensures the minimization of waste generated by maintenance activities during the storage period as well as the safe management of the waste. An activation evaluation of the main body, which includes internal and external components of metal casks whose design lifetime has expired, provides quantitative data on their radioactive inventory. The radioactive inventory of the main body and the components of the metal cask were calculated by applying the MCNP5 ORIGEN-2 evaluation system and by considering each component's chemical composition, neutron flux distribution, and reaction rate, as well as the duration of neutron irradiation during the storage period. The evaluation results revealed that 10 years after the end of the cask's design life, $^{60}Co$ had greater radioactivity than other nuclides among the metal materials. In the case of the neutron shield, nuclides that emit high-energy gamma rays such as $^{28}Al$ and $^{24}Na$ had greater radioactivity immediately after the design lifetime. However, their radioactivity level became negligible after six months due to their short half-life. The surface exposure dose rates of the canister and the main body of the metal cask from which the spent nuclear fuel had been removed with expiration of the design lifetime were determined to be at very low levels, and the radiation exposure doses to which radiation workers were subjected during the decommissioning process appeared to be at insignificant levels. The evaluations of this study strongly suggest that the nuclide inventory of a spent nuclear fuel metal cask can be utilized as basic data when decommissioning of a metal cask is planned, for example, for the development of a decommissioning plan, the determination of a decommissioning method, the estimation of radiation exposure to workers engaged in decommissioning operations, the management/reuse of radioactive wastes, etc.