• Proceedings of the Korea Air Pollution Research Association Conference
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• 2001.11a
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• pp.277-278
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• 2001

대기 중 에어로졸은 지구표면에 도달하는 태양복사에너지를 흡수 또는 산란시키는 직접 효과 및 대기물리작용에 의한 구름의 형성 및 구름 수명에 영향을 미치는 간접 효과를 통해 지구복사 평형에 불균형을 초래함으로써 전지구적인 기후변화에 영향을 미친다. 이들 에어로졸은 온실기체와는 달리 -0.4~-3.0 W/$m^2$의 지구 평균 복사강제력을 나타내면서(IPCC, 1995) 대기 중에 냉각 효과(white- house effort)를 일으킨다(Schwartz, 1996). (중략)

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05d
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• pp.247-252
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• 1996

사용후핵연료 건식 중간저장시설은 설계수명기간 동안 방사능 차폐, 냉각, 보호 등과 같은 주요 기능이 확실히 보장되도록 설계 및 유지·관리되어야 한다. 이러한 주요 기능은 여러가지 설계하중 하에서 구조물의 거동을 정확히 파악한 결과를 설계에 반영함으로써 보장된다. 본 연구에서는 구조물의 건전성을 보장할 수 있는 기능적 측면과 구조적 측면에서 고려되어야 할 항목 및 내용을 국외에서 적용되고 있는 기술기준을 토대로 하고 풍하중, 홍수방호, 내진설계, 열하중해석, 철근콘크리트 및 강구조물, 기초지반과 같은 세부항목에 대한 해석 및 설계의 연구결과를 추가하여 국내 원자력법령과 시행령에 부합되는 사용후핵연료 건식중간저장시설의 구조 및 설비기준을 개발하였다.

• Journal of Welding and Joining
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• v.20 no.5
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• pp.52-54
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• 2002

저온균열은, 대한용접학회에서 발간한 '용접.접합용어사전'에 의하면, '용접 후 용접부의 온도가 대체로 $200^{\circ}C$ 이하의 저온에서 발생하는 균열을 총칭한다. 경우에 따라서는 실온까지 냉각한 후 일정한 기간이 경과한 후에 발생하기도 하며, 이러한 균열을 지연균열(delayed cracking)이라고 한다'로 되어 있다. 이들 저온균열의 발생에는 주로 구속응력과 경화조직 및 확산성수소가 영향을 미치고 있으며, 그 종류는 위에서 언급한 지연균열 외에 라멜라 테어링, 변형균열, 칭균열형 저온균열 등이 있다. 본 기술강좌에서는 용접부의 저온균열에 대하여 지연균열과 그 외의 저온균열로 나누어 2회에 걸쳐 소개하기로 한다.하기로 한다.

• Proceedings of the Korean Society for Bio-Environment Control Conference
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• 1999.11a
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• pp.59-62
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• 1999

1. 미스트를 장시간 분사시킬 경우 분사기간동안 온도강하는 분사량에 무관하게 일정하나 분사종료 후 온도상승은 분사량이 많으면 온도상승이 현저히 지연된다. 반면 증가된 습도는 장시간 유지되기 때문에 적정 분사량이 존재한다. 2. 시설하우스내 고온장애와 습도장애를 극복하고 보다 유리한 실내환경을 유지하기 위해서는 적정 미스트 분무량을 유지시켜야 하며 동시에 분무시간과 휴지시간을 충분히 고려해야만 한다.

• Proceedings of the Korean Society for Food Science of Animal Resources Conference
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• 2004.10a
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• pp.248-252
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• 2004

본 연구는 도축 후 24시간 냉각된 지육에서 등심 부위를 채취하여 $7{\times}10{\times}2cm$ 크기로 자른 후 양념 반죽에 각각 침지(양념페이스트 1: 등심 1)시켜 $1{\pm}1^{\circ}C$에서는 10일간 숙성한 후 진공포장하여 저장성을 분석한 결과는 다음과 같다. 진공포장을 한 발효육은 저장초기에 비해 저장 말에 모든 처리구에서 pH가 감소하였으며, 보수력은 14일까지 증가하다 이후 낮아졌으며 처리구에 따른 일정한 경향은 나타나지 않았다. TBARS은 T1구와 T4구가 저장 14일까지 큰 폭으로 증가하다 이후 감소하였으며 T2와 T3구는 전 저장기간 동안 감소하였다. VBN은 저장기간에 따라 저장초기에 비해 모든 처리구에서 증가하였고, T1은 28일에 높은 값을 보였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11b
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• pp.711-716
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• 1996

발전소 정상운전 및 정지기간 중 2차측 급수를 통하여 증기발생기 안으로 불순물이 유입되며, 운전중에 과열도가 높은 중기발생기 세관과 튜브쉬트등의 틈새에는 불순물의 농축도가 심해지며 이로인해 전열관이 부식손상을 입는다. 잠복불순물은 출력감발 및 정지기간 중에 증기발생기 급수의 냉각에 따라 불순물의 용해도차로 인해 재방출된다. 본 연구에선 89년부터 94년사이에 행하여진 원전 현장의 잠복불순물 방출시험자료를 이용하여 데이터베이스를 작성하였으며, 이중의 일부를 입력자료로 사용하여 Framona 전산코드작업을 수행한 결과 틈새의 pH 변화를 년도별로 비교할 수 있었다. 비교결과 년도가 지날 수록 증기발생기의 틈새에서의 pH는 낮아짐을 볼 수 있었으며 현장의 년도별 증기발생기 세관 관막 음수 증가 경향과 잘 일치하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05b
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• pp.250-255
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• 1997

중수로형(PHWR) 원자력발전소는 감속재와 냉각재로 중수를 사용하고 있어 방사성 수소동위원소인 삼중수소 생성량이 경수로에 비해 크며 계통내 삼중수소 축적량은 운전년수에 따라 증가하게 된다. 중수로형 원전에서 삼중수소 저감화를 위한 장기 대책으로 Tritium Removal Facility를 적용하는 경우, 우선적으로 괴려하여야 할 사항은 적절한 TRF의 용량을 결정하는 것이다. 이는 초기 시설 투자비뿐만 아니라 설비 및 운전의 신뢰도와 이용율에도 영향을 미치므로 연속운전이 가능하도록 용량을 결정하는 것이 중요하다. 이를 위해 감속재를 대상으로 삼중수소 농도 목표치, 삼중수소 농도 목표치 도달기간, 탈 삼중수소율, TRF 적용시점이 TRF 처리량과 촉매탑 높이에 미치는 영향을 분석하였다. 삼중수소 농도 목표치는 5~15Ci/kg, 도달기간은 3~8년, 탈 삼중수소율은 0.05~0.4, TRF 적용시점은 가동 후 10~20년이 적절한 것으로 확인되었다.

• Korean Journal of Food Science and Technology
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• v.28 no.6
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• pp.1071-1077
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• 1996

Quality changes in citron (Citrus junos) during storage were studied to investigate the efficiency, cooling properties and the washing and storage effects of hydrocooling method. As a result of plotting the nondimensionalized citron temperature versus cooling time, its cooling rate coefficient was shown to be $-0.012\;min^4{\sim}\;-0.017\;min^4\;(R^2=0.97{\sim}0.99)$ at center, and to be $-0.033\;min^4{\sim}\;0.075\;min^4\;(R^2=0.89{\sim}0.93)$ at surface. During storage, weight loss was more affected by storage temperature than by pretreatment condition and in reached $22{\sim}23%$ after 7 weeks at $15^{\circ}C\;and\;10{\sim}11%$ after 8 weeks at $5^{\circ}C$ in all samples. However, changes in moisture contents of hydrocooled citron were shown to be about $1{\sim}2%$ after 7 weeks while that of non-treated citron was about 3% after 1 week of storage at $5^{\circ}C$. And the change of pH, acidity and soluble solid content were not significantly different between each treatments during storage $5^{\circ}C\;and\;15^{\circ}C$. Changes in Hunter L, a, and b values of hydrocooled citron were lower than those of non-treated one as the storage time increased. The respiration rate of hydrocooled citron during storage at $15^{\circ}C$ was $103.63\;mg{\cdot}CO_2/kg{\cdot}hr$, which is about 50% of that of non-treated citron.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.17 no.4
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• pp.375-387
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• 2019

In this study, the radiation dose rates for the design basis fuel of 360 assemblies CANDU spent nuclear fuel transportation cask were evaluated, by measuring radiation source terms for the design basis fuel of a pressurized heavy water reactor. Additionally, radiological safety evaluation was carried out and the validity of the results was determined by radiological technical standards. To select the design basis fuel, which was the radiation source term for the spent fuel transportation cask, the design basis fuels from two spent fuel storage facilities were stored in a spent fuel transportation cask operating in Wolsung NPP. The design basis fuel for each transportation and storage system was based on the burnup of spent fuel, minimum cooling period, and time of transportation to the intermediate storage facility. A burnup of 7,800 MWD/MTU and a minimum cooling period of 6 years were set as the design basis fuel. The radiation source terms of the design basis fuel were evaluated using the ORIGEN-ARP computer module of SCALE computer code. The radiation shielding of the cask was evaluated using the MCNP6 computer code. In addition, the evaluation of the radiation dose rate outside the transport cask required by the technical standard was classified into normal and accident conditions. Thus, the maximum radiation dose rates calculated at the surface of the cask and at a point 2 m from the surface of the cask under normal transportation conditions were respectively 0.330 mSv·h^-1 and 0.065 mSv·h^-1. The maximum radiation dose rate 1 m from the surface of the cask under accident conditions was calculated as 0.321 mSv·h^-1. Thus, it was confirmed that the spent fuel cask of the large capacity heavy water reactor had secured the radiation safety.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers B
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• v.27 no.1
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• pp.125-134
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• 2003

The present paper is concerned to the thermal analysis during the cool-down period of 138,000 m$^3$class GTT MARK-III membrane type LNG carrier servicing with LNG from the Middle East to Korea. It is the cool-down period that cools the insulation wall and the gas in LNG tank to avoid the thermal shock as the start of loading of -162$^{\circ}C$ LNG. For six hours of the standard cool-down period, the temperature of NG falls down from -4$0^{\circ}C$ to -13$0^{\circ}C$ and especially the mean temperature of the 1st barrier in the top side insulation wall falls down from -38.38$^{\circ}C$ to -122.42$^{\circ}C$ in case of IMO design condition. By the 3-D numerical calculation about the cargo tank and the cofferdam, the temperature variation in hulls and insulations is precisely predicted in this paper. And the mean temperature variation of gas is calculated as the function of the spraying rate by the heat balance model during the cool-down period.