• Proceedings of the Korean Vacuum Society Conference
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• 2010.02a
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• pp.405-405
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• 2010

Thermocouple 을 통해 Inductively coupled plasma 에 노출된 실리콘 기판 표면온도를 공정조건 변화 에 따라 실시간 (in-situ) 측정하였다. 이를 바탕으로 공정변화에 따른 플라즈마 내 활성종의 거동을 연구하였다. 더 나아가 기판의 표면온도변화 및 활성종의 거동해석을 토대로 공정변화에 의한 딥 실리콘 구조형성 메커니즘을 해석하였다. 플라즈마에 노출된 기판표면 온도를 상승시키는 주 활성종은 positive ion 이며 ICP power, Bias power, 플라즈마 압력 변화에 따라 positive ion 의 밀도 및 가속에너지가 변화하는데 이러한 거동변화는 기판의 표면온도를 변화시킴을 알 수 있었다. 딥 실리콘 구조의 측벽 및 바닥에 형성되어 있는 passivaiton layer 즉 $SiO_xF_y$(silicon oxyflouride) 는 온도에 매우 민감한 물질이며 이는 딥 실리콘 구조 내부로 입사하는 positive ion 거동변화에 따라 그 성질이 변화하여 deep Si 구조 형상을 변화시킴을 알 수 있었다. 기판표면 온도가 $0^{\circ}C$ 이하의 극저온으로 유지된 상황에서 플라즈마를 방전할 경우 positive ions 의 가속에너지로 인해 기판표면온도가 상승하며 액화질소 유량증가를 통해 다시 기판의 표면온도를 유지시킬 수 있었다. 이를 통해 플라즈마 방전 전과 방전 후의 기판 표면온도는 상온의 기판뿐만 아니라 극저온의 기판에서도 다름을 알 수 있었다. 냉각환경 변화에 따른 딥 실리콘 구조형성 메커니즘을 positive ions 거동 그리고 온도 감소에 의한 $SiO_xF_y$ 성질 변화를 이용해 해석할 수 있었다.

• 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.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers
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• v.17 no.5
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• pp.1150-1160
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• 1993

The behavior of polystyrene in the strip cavity during the packing and cooling stages for an injection molding process is examined numerically. The mathematical model is based on the unified post-filling model and finite element/finite difference methods are used to solve simultaneously the continuity, momentum and energy equations coupled to an equation of state. Simulated results show that the density of the molded parts is lower in the core than at the skin, and that the hotter the melt or the higher the packing pressure, the higher the density in the core. The density variation during the packing stage comes up to 50% compared with the total density variation. Also, the density variation after gate sealing and the effect of cooling rate on the equation of state are negligible.

• Journal of the Korea Academia-Industrial cooperation Society
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• v.4 no.3
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• pp.155-158
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• 2003

The effects of Mn, V addition on the behavior of structure and the effects of cooling rate of S20C steel for use of Tn housing and valve for automotive parts have been investigated. Transformation start temperature measured from inflection point of cooling curves has been found out to decrease with increasing cooling rate and to be more sensitive to Mn contents when cooling rate is fast. It was therefore shown that the grain was refined. If there is a big compacting pressure, it is indicated that hardness becomes much greater at surface than inside.

• Proceedings of the KAIS Fall Conference
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• 2008.11a
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• pp.365-367
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• 2008

원자로 냉각계통의 압력경계를 구성하고 있는 재료들의 부식은 재료 표면에 형성되는 산화막, 금속재료의 구성성분이 용해되어 생성된 가용성 화학종 및 산화물 입자 형태의 부식생성물들을 발생시킨다. 금속합금의 부식에 의한 가용성 화학종 및 입자들의 방출은 원자로 냉각계통에서 노심과 증기발생기를 순환하면서 연료피복관 위에 침전되어 여러 가지 문제를 야기한다. 크러드는 구조재료의 부식에 기인하여 발생한 부식생성물들이 냉각수에 부유하여 떠다니거나 피복관 표면에 침적하여 형성되며 주로 니켈과 철 산화물로 구성되어 있다. 원자로 냉각계통에서 크러드를 최소화하기 위하여 수화학 조건들을 제어하지만 장주기 고연소도 노심에서 AOA 현상을 일으키는 주된 원인이 되고 있다. 피복관 위에 침적되는 크러드는 붕소의 잠복위치를 제공할 뿐만 아니라 냉각수의 압력강하를 증가시키고 피복관의 부식 및 파손 원인을 제공하며 방사선 준위가 증가하도록 한다. 따라서 본 연구에서는 반응속도론적 관점에서 원자로 정지시의 용출 크러드 특성에 대한 연구를 수행하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.12 no.3
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• pp.153-162
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• 1980

The investigation of the fuel cladding temperature behavior and heat transfer mechanism during the reflooding phase of a LOCA plays an important role in performance evaluation of ECCS and safety analysis of water reactors. Reflooding experiments were performed with horizontal and vertical flow channels to investigate the effect of coolant flow channel orientation on rewetting process. Emphasis was mainly placed on the CANDU reactor which has horizontal pressure tubes in core, and the results were compared with those of vertical channel. Also to investigate the rewetting process visually, the experiments by using a rod in annulus and a quartz tube heated outside were performed. It can be concluded that the rewetting velocity in horizontal flow channel is clearly affected by flow stratification, however, the average rewetting velocity is similar to those in vertical flow channel for same conditions.

• Proceedings of the KSME Conference
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• 2004.11a
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• pp.1317-1322
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• 2004

In this report, the heat transfer model of spray cooling on hot surface was developed by focusing on the effect of rebound motion of droplets. In the model, it was assumed that droplets rebound repeatedly on the hot surface and heat transfer upon droplet impact is proportional to sensible heat which heats up the droplets to the saturation temperature. In addition, to take account of the contribution of th heat flux upon impact of rebound droplets, it was assumed that the rebound droplets are distributed following the Gaussian distribution from 0 to L, which distance L is determined by maximum flight distance $L_{max}$. Also the calculated results were compared with existing experimental results.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers B
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• v.29 no.2 s.233
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• pp.287-293
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• 2005

In the present study, to determine the flow rate of droplets supplied to heat transfer surface after (j-1)th rebound, $D_X[j{\ge}2]^{\ast}$, it was assumed that the rebound droplets are distributed according to the Gaussian distribution from 0 to L, in which the flight distance L is determined by maximum flight distance $L_{max}$. We also assumed that $L_{max}$ is dependent on the air flow velocity and mean size of droplets. The local heat flux of a dilute spray in high temperature region was predicted using the newly evaluated $D_X[j{\ge}2]^{\ast}$. In addition, the predicted results by the present model were compared with the existing experimental data.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05a
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• pp.556-561
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• 1995

원자력발전소 중대사고시 격납건물의 건전성을 위협할 수 있는 현상들 중의 하나인 MCCI에 대한 분석을 목적으로 MCCI 관련 실험인 SWISS 및 SURC 실험에 대하여 MELCOR 1.8.2 를 이용하여 계산을 수행하였다. 에어로졸 생성량을 제외한 MCCI 진행과정의 주요 예측대상에 대하여 실험결과와의 비교를 통하여 콘크리트 침식 진행과정 및 침식을, 노심용융물의 온도분포 및 열유속, 반응에 의해 유출되는 각종 가스 생성을, 그리고 노심용융물의 냉각에 따른 각질층 형성 등을 파악하였다. 콘크리트 침식과정 및 노심용융물의 온도 예측은 적절하며 콘크리트 분해에 따른 각종 방출가스는 열수력 조건에 따라 큰 불확실성을 보여주는 것으로 나타났다. 아울러 노심용융물의 냉각에 따른 각질층의 동적 거동해석은 MELCOR 1.8.2의 모델로서는 불가능하였다. 보다 많은 검증계산을 통하여 적절한 해석방법의 도출 및 새로운 모델 제시의 필요성이 있다고 판단된다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.411-416
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• 1998

출력운전 동안 원자로 냉각재의 정화 없이 운전하는 SMART원자로의 수화학 설계 요건을 정립하기 위하여 핵연료 피복관 및 계통재질의 부식을 최소화하고 부식 생성물의 방사화에 의한 방사선 준위의 상승을 억제하기 위한 수화학 운전 변수에 대한 정성적인 분석을 시도하였다. 원자로냉각재 의 pH 제어 계통을 구성하는 재질의 부식에 따른 건전성, 부식생성물의 거동 및 원자로 냉각재의 방사선 준위 측면에서 수화학 설계 요건이 적절한지의 여부를 살펴보았다 분석 결과, 원자로냉각재의 pH 제어는 암모니아를 이용하므로 높은 pH(= 9.5∼10.6)에서 운전이 가능하며, 계통재질의 부식을 최소화하며 방사선 준위의 상승을 억제할 수 있었다. 또한 SMART 증기발생기 튜브에 사용된 titanium 합금은 주어진 운전 조건하에서 Inconel-600보다 내 부식성이 매우(약 12 배) 우수하였다.