• 유체기계공업학회:학술대회논문집
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• 유체기계공업학회 2000년도 유체기계 연구개발 발표회 논문집
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• pp.345-350
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• 2000

The heat produced by the fission in the fuel of HANARO, 30 MW research reactor, is transferred from the primary cooling water to the secondary cooling water through heat exchangers, and the heat absorbed by the secondary cooling water is released into the atmosphere by the 33 MW cooling tower which is a mechanical induced draft and counter flow type. If the outlet temperature of cooling tower exceeds 33 of due to the loss of the cooling tower performance under reactor operation above $50\%$ of the full power, the reactor power should be reduced to half of the full power for safe operation. Therefore, the cooling capability of cooling tower should be maintained for the reactor to be normally operated. To predict the capability of cooling tower for full power reactor operation of 30 MW, the performance test of cooling tower was done at the reactor present power of 24 MW and the capability was respectively evaluated by characteristics and performance curves methods in accordance with the Code of Cooling Tower Institute of U.S.A. to confirm the reliability of evaluation. As a result, it was confirmed, through the results of each evaluation, that the cooling capability of cooling tower meets the design required heat load. Also, the equations of the performance and the characteristics curves of the cooling tower, based on the collected data during this performance test, was obtained for developing the calculation program to predict the cooling capability during reactor operation.

• 대한기계학회논문집B
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• 제37권12호
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• pp.1091-1097
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• 2013

본 논문은 비 균일적 마이크로 원기둥 배열을 이용한 고성능 냉각 표면에 대해 다루고 있다. 비균일적 원기둥 배열은 원기둥간의 거리 및 배열 규칙이 균일한 종전의 균일 배열과 달리, 두 개의 특성 공극 길이를 갖기 때문에 구조물의 모세관 능력을 획기적으로 향상시킬 수 있다. 본 연구에서는 비 균일적 마이크로 원기둥 배열을 제작하고, 모세관 상승률 실험을 통하여 모세관 능력을 측정하였다. 그리고 수치해석을 통하여 실험 결과를 검증하였고, 비 균일적 원기둥 배열의 모세관 능력 향상 원인에 대해 검토하였다. 실험 및 수치해석 결과, 마이크로 원기둥 배열의 모세관 능력은 배열의 고체 분율에 대한 일의적 함수로 주어지며, 고체 분율이 감소할수록 증가하는 것으로 나타났다. 하지만 고체 분율이 약 0.25 이하로 줄어들면 모세관 능력은 급격히 감소한다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.534-541
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• 1997

1000MWe급 피동형원자로기 안전계통 성능 및 RELAP5 코드의 적용성 평가를 목적으로 AP600을 참조노형으로 설정된 1000MWe급 대용량 피동형원자로에 대한 냉각재 상실사고를 모의 해석하였다. 대형냉각재상실사고시 발생되는 현상들은 기존 원자로와 큰 차이가 없고, 이들 현상을 모의하기 위한 모델링 요건들이 피동형계통 분석에 동일하게 요구되었으며, 계산된 PCT가 규제기관의 허용치에 충분한 여유도를 갖고 있어 대형냉각재상실사고시 충분한 노심냉각 능력을 갖는 것으로 평가되었다. 또한 안전주입 배관이 파단되는 소형냉각재 상실사고를 해석한 결과 KP1000의 피동안전계통은 ADS의 작동에 의하여 노심을 노출시키지 않고 적절한 사고완화 기능을 수행할 수 있는 것으로 분석되었다.

• 한국수정란이식학회지
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• 제21권4호
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• pp.323-330
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• 2006

본 연구의 목적은 3주 동안 장기간 냉각상태로 보관된 개 정자의 기능적 특성을 알아보고자 두 종류의 정자 희석액, Glucose-BSA(G-BSA), Dimitropoulos-II(BIMI)가 정자의 기능적 특성에 미치는 영향을 알아보고자 한다. 개 정액을 수지법에 의해 채취하여 원심분리한 후 정장은 제거하였다. 정자를 G-BSA나 DIMI으로 희석하여 최종 농도를 $100\times10^6$ sperm/ml로 하였다. 희석된 정자를 정자 운송 시스템을 이용하여 루지애나 주립 대학에서 뉴올리언즈 실험실까지 운송하였다. 정자 운송 시스템은 $20^{\circ}C$에서 $9^{\circ}C$까지 분당 $0.08^{\circ}C$ 냉각율로 설정하였다. 희석된 정자는 $4^{\circ}C$에서 3주간 보관하였다. 보관 1일부터, 매주 단위로 정자의 활력, 정자 원형질막 고유성(생존성), 정자 첨체의 고유성을 검사하였다. 또한 체외조건하에서의 정자 번식 능력을 평가하기 위해 zona binding assay를 실시하였다. 실험 결과 냉각 상태로 3주 동안 보관된 개 정자는 여전히 정자의 기능적 특성을 나타냈다. 냉각기간이 길어질수록 정자의 활력 및 생존성은 감소하였으며(P<0.01), 첨체의 고유성은 냉각기간에 따라 감소하였으나 유의성은 없었다. 정자의 특성 중 활력이 다른 특성에 비해 냉각처리에 민감한 반응을 보였다. G-BSA배지에 보관된 정자의 활력 및 생존성이 DIMI에 비해 높게 나타났으며, 1 주 동안 보관된 정자의 생존성의 비교시 유의성이 높게 나타났다(P<0.05). 그러나 첨체의 고유성은 1일 동안 DIMI에 보관된 정자에서 높게 나타났다(P<0.05). 3주 동안 냉각상태로 보관된 개 정자는 여전히 난자의 투명대에 결합하는 능력을 보였으며, G-BSA에 보관된 정자의 경우 난자에 부착되는 평균 정자 수가 보관일수에 따라 유의적으로 감소하였다(P<0.05). 그러나 희석액 종류에 따른 난자에 부착되는 평균 정자 수의 유의적 차이는 없었다. 정자의 활력 및 생존성과 난자의 투명대에 결합하는 정자 수와의 상관관계를 본 결과, 활력 및 생존성이 높은 정자일수록 난자의 투명대에 많이 결합하여 정자의 잠재적 번식력이 증가함을 보였다. 결론적으로 G-BSA나 DIMI의 희석액으로 희석된 후 $4^{\circ}C$에서 냉각 보관된 정자는 3주 동안 정자의 기능적 특성을 유지하였으며 냉각 보관 2주까지 좋은 성적의 정자 특성을 나타냈다. 개 정자 냉각 보존에 대안적인 희석액으로 G-BSA도 사용 가능한 것으로 사료된다.

• 대한설비공학회지:설비저널
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• 제27권1호
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• pp.7-13
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• 1998

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2001년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.89.2-89
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• 2001

• 한국진공학회:학술대회논문집
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• 한국진공학회 2009년도 제36회 동계학술대회 초록집
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• pp.211.1-211.1
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• 2009

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.385-390
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• 1996

영광 3&4호기의 부분충수운전시 정지냉각계통 최소유량의 감소에 따른 영향을 노심의 잔열제거 능력 및 저압안전주입펌프의 성능 측면에서 분석하였다. 정지냉각계통 성능해석용 전산코드인 KDESCENT를 수정하여 사용하였으며 보수적인 초기조건 및 가정을 사용하였다. 분석결과 부분충수 운전동안 원자로냉각재의 최고 허용온도를 작업자의 접근을 위한 설계온도인 140 ℉로 설정할 경우 원자로 정지후 4일 시점에서 이를 만족할 수 있는 정지냉각계통의 최소유량은 실제값으로 3000 gpm(계측기의 오차포함 3440 gpm)임을 알 수가 있었다. 이 유량은 붕산희석이나 성층화, 저압안전 주입펌프의 성능 측면에서도 허용가능한 값이다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.423-428
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• 1996

피동형원자로 AP600을 참조발전소로하여 설정된 1000MWe급 대용량 피동형원자로의 계통개념에 대한 안전계통 성능 평가 및 코드의 적용성 평가를 목적으로 RELAP5/MOD3코드를 사용하여 대형냉각재상실사고를 모의 해석하였다. 피동형 안전계통으로 축압기, CMT IRWST를 모델하였으며 가압기에 연결된 1단계부터 3단계까지의 자동감압밸브계통을 모델링 하고 4단계 자동감압밸브계통은 각 루프의 고온관에 연결되어 있는 것으로 모델링 하였다. 피동형 안전계통의 모델이 향상된 RELAP5/MOD3.2와 그 이전의 코드인 RELAP5/MOD3.1의 냉각재상실사고 모의계산결과 원자로내의 압력변화, 노심냉각수 주입유량 및 핵연료 피복재 온도 거동이 거의 유사하게 나타났으며 1000MWe급 대용량 피동형원자로의 안전계통은 냉각재 상실사고시 충분한 노심냉각능력을 가지는 것으로 분석되었다.

• 한국광학회:학술대회논문집
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• 한국광학회 2000년도 하계학술발표회
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• pp.68-69
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• 2000

최근 정보 통신 및 우주 항공 분야 등에서 정밀한 시계에 대한 필요성이 증가함에 따라 현재의 원자시계 보다 더 우수한 원자시계에 대한 개발이 요구되고 있다. 이러한 요구에 부응하여 새로운 원자시계에 관한 연구가 활발히 진행되고 있다. 특히, 레이저 냉각기술이 발명됨에 따라 레이저 냉각된 원자를 이용하여 원자시계를 제작하려는 연구들이 있는데, 그 중에서 원자분수 방식을 이용하는 주파수표준기가 차세대 원자시계로 기대되고 있다. 원자분수 주파수표준기는 이미 프랑스 LPTF에서 제작하여 그 불확도가 3$\times$$10^{15}$인 것으로 알려져 있다. 한국표준과학연구원에서도 1996 년부터 원자분수 주파수 표준기 개발을 위한 예비실험으로 원자의 온도를 수 $\mu$K 까지 냉각하였으며, 자유낙하하는 원자의 형광을 관측하여 온도를 측정하였다. 이러한 일련의 예비실험을 통하여 레이저 냉각 기술 및 형광측정 능력 등을 확보하고 본격적인 원자분수 주파수표준기 제작에 착수하였다. (중략)