• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.392-397
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• 1998

PWR 원전의 냉각재 화학 및 체적제어 계통(CVCS) 정화 탈염기는 핵연료에서 방출된 핵분열 생성물질과 방사성 부식생성물을 제거하여 계통 내 방사능 준위를 낮추고, 부식을 유발하는 불순물을 제거하여 계통의 건전성을 유지하며, pH 조절제인 리튬($^{7}$ Li$_3$)의 농도조절을 통해 냉각계 수화학 환경을 최적으로 유지시킨다. 이를 위해 CVCS에는 정화용 혼상 탈염기와 $^{7}$ Li$_3$ 조절용 양이온 탈염기가 설치되었으며, 각각의 탈염기는 독립적인 기능을 수행한다. 이는 원전 운전 중 중성자와 붕소($^{10}$ B$_{5}$ )의 핵반응으로 생성된 $^{7}$ Li$_3$3 의 회수가 불가능하기 때문에 정화 탈염기에는 값비싼 $^{7}$ Li$_3$ 포화형 수지를 충전하여야 한다. Pn 원전은 연료교체를 위해 주기적으로 연료계장전 기간을 갖으며 이에 따라 원자로 기동 수화학, 운전중 B/Li 농도조절에 의한 pH 화학, 원자로 정지화학 등의 주기적인 냉각재 수화학 관리를 해오고 있다. 본 연구에서는 효율적인 정화탈염기의 운영방안을 제시함으로 운전중 붕소의 핵분열로 생성되는 $^{7}$ Li$_3$ 의 회수가 가능하고 수지의 사용량 절감으로 수지폐기물 발생량 저감화를 이를 수 있을 것으로 기대된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.23 no.1
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• pp.56-65
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• 1991

The LOFT LOCE L2-3 was simulated using the RELAP5/MOD2 Cycle 36.04 code to assess its capability in predicting the thermal-hydraulic phenomena in LBLOCA of a PWR. The reactor vessel was simulated with two core channels and split downcomer modeling for a base case calculation using the frozen code. The result of the base calculation showed that the code predicted the hydraulic behavior, and the blowdown thermal response at high power region of the core reasonably and that the code had deficiencies in the critical How model during subcooled-two-phase transition period, in the CHF correlation at high mass flux and in the blowdown rewet criteria. An overprediction of coolant inventory due to the deficiencies yielded the poor prediction of reflood thermal response. Improvement of the code, RELAP5 / MOD2 Cycle 36.04, based on the sensitivity study increased the accuracy of the prediction of the rewet phenomena.

• The Journal of Korea Institute of Information, Electronics, and Communication Technology
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• v.15 no.5
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• pp.328-334
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• 2022

The process that one may consciously focuses on necessary stimulation among tremendous amount of stimulation through human sensory systems is called attention in psychology. It is known that the attention can be affected by many factors such as room temperatures, humidity level, etc. In the field of sports science, ice packs are widely used for recovery from exercise fatigue providing fast heat transfer by conduction. However, the effect on attention by so-called iced-pack-cooling has not been tested. This research focuses on the attention levels when one is provided with a special cooling pad on their dorsal and lateral cervices. 40 subjects were divided into four groups and their attention level was evaluated based on the exposure conditions of combinations in reading and light walking with and without the cooling pad. The Frankfruter Aufmerksamkeits-Inventar, FAIR was used to evaluate the attention levels; the performance index, quality index, and continuity index consist of the FAIR test indicating the selectiveness of the attention, correctness of the attention, and maintaining term of the attention, respectively. Analysis of variance was carried out for those variables and post-hoc if applicable. When visual attention is constantly used for reading and studying, application of conductive heat transfer by the cooling pads is significantly helpful for improvement in selectiveness of the attention and maintaining terms of the attention levels. Also, light walking yielded improvement in selectiveness of the attention and maintaining terms of the attention levels; however one should presupposedly consider the loss of reading time.

• Proceedings of the Materials Research Society of Korea Conference
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• 2003.11a
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• pp.228-228
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• 2003

차세대관리 종합공정에서 취급되는 기준 방사선원은 경수로에서 배출된 우라늄-235 농축도 3.5 wt%, 연소도는 43 Gwd/tU 이며 냉각기간은 10년인 사용후핵연료이다. 사용후핵연료의 기준 사양과 차세대관리 종합공정의 특성에 따라 최대 1,385 TBq의 방사선원이 핫셀내에 존재하게 되며, 핫셀 차폐벽은 총 방사능량에 대한 차폐능을 가져야 한다. 최대 방사선원에 대한 핫셀 차폐벽의 중성자에 대한 차폐능을 평가하기 위하여, 본 연구에서는 ORIGEN-2 코드를 이용하여 사용후핵연료에서 발생하는 핵종 및 핵종량을 평가하였으며, 이 자료를 기초로 하여 중성자 선원항을 SOURCES코드를 이용하여 계산하였다.

• Proceedings of the KAIS Fall Conference
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• 2002.11a
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• pp.306-308
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• 2002

원자로냉각재계통(Reactor Coolant System) 및 사용 후 저장조정화계통(Spent Fuel Pool Purification System)에는 양ㆍ음이온 교환수지가 충진된 혼상 이온교환수지탑을 설치하여 계통수에 존재하는 방사성 핵종을 제거하고 있으며, 정화율을 나타내는 제염계수(Decontamination Factor)가 특정값 이하이면 수지를 교체하고 있다. 그러나 특정 핵종에 대한 제염계수가 수지 사용기간에 관계없이 기준값 이하로 나타나고 있고, 수지탑의 성능을 예측하고 있지 못하는 실정이다. 원자력발전소 1차 계통에 설치되어 불순물을 제거하는 이온교환 수지탑에 대한 연속화학평형모델에 적용한 결과 수지탑에서 이온 용출은 수지에 대한 이온 선택도 순서와 동일하고 냉각재계통에는 붕산이 주성분이므로 음이온수지에서 붕산이 가장 먼저 누출된다. 그리고 붕산으로 포화된 음이온수지의 음이온 불순물 제거능력은 저하되지 않으며, 리튬으로 포화된 양이온수지의 양이온 불순물 제거능력은 저하된다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05a
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• pp.806-811
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• 1995

DUPIC 핵연료주기에서 기준 핵연료로 설정된 사용후 경수로핵연료, 신 DUPIC 및 사용후 DUPIC핵연료의 핵종별 농도, 방사능, 붕괴열, 위해지수 및 방사선원항을 시간의 함수로 그 변화 특성을 분석하고, 각 인자별로 :-B게 영향을 미치는 주요 핵종의 거동을 물질농도 측면에서 추적하여 분석.평가 하였다. 방사성물질의 농도와 방사능 및 붕괴열 측면에서 모두 사용후 DUPIC핵 연료는 사용후 경수로핵연료에 111해 양적인 감소현상이 뚜렷하게 나타났다. 이는 DUPIC핵 연료주기의 경제적인 이득은 물론 환경 안전성 측면에서 크게 기여할 것임을 시사하고 있다. 한편 섭취 위해지수는 냉각기간에 따라 약간의 차이를 보이나 두 경우 비슷한 것으로 나타났으며, 방사선원 항의 세기에 있어서는 에너지 스펙트럼에 의존하는 것으로 나타났다. 이러한 결과는 향후 전체, DUPIC핵연료주기 평가에 있어서 기본 자료로 유용하게 활용될 수 있을 것으로 기대된다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05b
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• pp.256-261
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• 1997

국내 원전의 사용후핵연료를 경제적으로 수송할 수 있는 대형 수송용기의 국내개발을 위하여 10년의 냉각기간을 갖는 28다발의 PWR 사용후핵연료를 수송할 수 있도록 기본 설계기준을 설정하였다. 이 대형 수송용기에 대하여 개념설계로부터 결정된 차폐두께와 칫수를 기준으로 기본구조를 결정하고 정상수송조건 및 가상사고 조건에 대한 구조해석을 수행하였다. 대형 수송용기는 내부에 많은 양의 PWR 사용후핵연료를 담고 있으므로 이들 핵연료의 중량은 구조설계에 큰 영향을 미치게 된다. 본 연구의 목적은 28다발의 PWR 핵연료를 담은 대형 수송용기가 9m 높이에서 자유낙하하여 충돌사고를 일으켰을 때의 안전성을 파악하기 위한 것이다. 수송용기가 충돌시 충격면에 발생하는 충격력으로 인한 충격완충체의 변형과 충격흡수, 수송용기에 발생하는 응력, 가속도, 충돌력 등의 동적거동을 파악하여 안전성을 입증하였다.

• Korean Journal of Food Science and Technology
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• v.27 no.4
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• pp.537-545
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• 1995

Quality changes of lettuce were studied during storage to investigate the efficiency, cooling properties and the washing and storage effects of immersion-type hydrocooling. As a result of plotting the nondimensionalized lettuce temperature versus cooling time, its cooling rate coefficient was shown to be $-0.365\;min^{-1}{\sim}-0.255\;min^{-1}\;(R^2=0.99{\sim}0.88)$. Rate of weight loss was not significantly (p>0.05) different between lettuces with various treatment conditions during storage at $5^{\circ}C$. However, during storage at $15^{\circ}C$, weight loss of hydrocooled lettuce was lower than that of non-treated lettuce after from 10 to 15 days. Especially, The lettuce packed with PE was more effective than that packed with try in terms of packing condition after hydrocooling. Lettuce pretreated with sterilizing agent, packed with PE vinyl film, removed residual water after hydrocooling had lower decaying rate than any other lettuces. Changes of L and b values in hydrocooled lettuce were slower than those of non-treated one. During changes of chlorophyll content, the initial value, $115.7{\sim}147.3\;mg%$ was decreased to $50{\sim}60%$ after 25 days of storage at $5^{\circ}C$ and within 15 days of storage at $15^{\circ}C$. It could be presumed that the addition of sterilizing agent reduced the initial level of overall total and coliform count and its growth rate during storage. The respiration rate of hydrocooled lettuce at $5^{\circ}C$ was $23.95\;mg{\cdot}CO_2/kg\;hr$, which is 10% of those of non-treated lettuce.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.9 no.4
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• pp.237-245
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• 2011

As necessity of safety re-evaluation for spent fuel storage facility has emphasized after the Fukushima accident, accuracy improvement of heat load evaluation has become more important to acquire reliable thermal-hydraulic evaluation results. As groundwork, parametric and sensitivity analyses of various storage conditions for Kori Unit 4 spent fuel storage pool and spent fuel depletion parameters such as axial burnup effect, operation history, and specific heat are conducted using ORIGEN2 code. According to heat load evaluation and parametric sensitivity analyses, decay heat of last discharged fuel comprises maximum 80.42% of total heat load of storage facility and there is a negative correlation between effect of depletion parameters and cooling period. It is determined that specific heat is most influential parameter and operation history is secondly influential parameter. And decay heat of just discharged fuel is varied from 0.34 to 1.66 times of average value and decay heat of 1 year cooled fuel is varied from 0.55 to 1.37 times of average value in accordance with change of specific power. Namely depletion parameters can cause large variation in decay heat calculation of short-term cooled fuel. Therefore application of real operation data instead of user selection value is needed to improve evaluation accuracy. It is expected that these results could be used to improve accuracy of heat load assessment and evaluate uncertainty of calculated heat load.

• Food Science of Animal Resources
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• v.24 no.1
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• pp.92-96
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• 2004

pH, Campylobacter spp., Salmonella spp. and Escherichia coli of under-utilized broiler viscera silage added with table sugar during storage at 25$^{\circ}C$ were investigated. pH of silage with 0 and 1 %(w/w) table sugar increased continuously after day 2, but that of 3, 4 and 5% remained 4.0∼4.2 after decrease from 5.2 at day 0. The Campylobacter spp. count of 0% was 8.21 at day 4, however that of 3 and 5% showed 7.56 and 7.38 logCFU/mL, respectively. The Salmonella spp. of 0% maintained 5.8∼6.8 logCFU/mL during fermentation, but that of 3 and 5% was not detected after day 4. The initial E. coli count of silage without table sugar was 5.8 log CFU/mL, but reduced to 4.1 log CFU/mL at day 2, and maintained at the level between 4.0 and 5.0 log CFU/mL, thereafter. However, E. coli was not detected in the silage with 3 and 5% table sugar after day 2. The counts of Campylobacter spp., Salmonella spp. and Escherichia coli of under-utilized broiler viscera silage reduced markedly by adding table sugar. It was proved that the possibility of microbiologically safe broiler offal silage as a potential resource for animal feed materials was improved.