• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.166-171
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• 1997

LPMS(Loose Part Monitoring System)는 원자로 및 냉각재계통내에서 발생하는 금속파편의 검출 및 분석을 위하여 사용되는 진단 장비이다. 본 논문에서는 RPV(Reactor Pressure Vessel)의 상부헤드(closure head)와 하부헤드(lower head)에서의 금속파편의 충격위치를 평가하는 LPMS를 위한 새로운 기법을 제안하고, Mock-up에서의 실험을 통하여 그 효용성을 검증하였다. 즉, 수정된 원교차법을 제안하고, 이를 반구로 모델링된 RPV의 상ㆍ하부헤드에 존재하는 금속파편의 위치평가에 적용하므로써 정확한 충격위치를 찾을 수 있음을 보였다. 이들 결과는 충격물질의 질량이나 에너지를 계산하는데 정확한 정보를 제공해 줄 수가 있다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.267-272
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• 1998

TMI-2 사고는 2차 냉각계통의 이상을 발단으로 해서 노심이 용융되는 중대사고로 진행하였는데, 노심의 손상이 실제 예상한 것보다 심하게 나타났다. 따라서 이 사고를 계기로 하여 원자로 안전성에 대해 큰 문제점이 제기되어 안전성의 재평가의 필요성이 크게 대두되었다. 이와 같은 필요성에 따라 TMI-2 원자로에서 채취한 노심재 시료에 대한 광범위한 핫셀시험이 수행되었는데, 이 연구에서는 노심 상부에서 채취한 데브리스 시료에 대한 핫셀시험을 수행하여 그 결과를 검토 분석하였다.

• 한국대기환경학회:학술대회논문집
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• 한국대기환경학회 2001년도 추계학술대회 논문집
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• pp.293-294
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• 2001

자동차 엔진을 구성하는 소재 가공시에 냉각, 절삭용구와 가공표면의 용접현장(welding), 고온에서의 마모방지와 잔열로 인한 비틀림(distortion) 방지 등을 목적으로 사용되는 수용성(soluble) MWFs (Metalworking Fluids)의 기능에 필요한 구성물질인 기유(base oil)와 첨가제(additive)가 건강상 장해를 유발한다고 알려지고 있다(김신범, 1997). 하지만 수용성 MWFs를 사용하여 소재를 가공하는 산업현장에서는 MWFs 미스트 발생제어를 공정 상부에 외부식 후드를 국소적으로 설치하는 것이 일반적인 방법이다(Fig.2). (중략)

• 전기화학회지
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• 제14권4호
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• pp.253-260
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• 2011

본 연구에서는 10개의 배터리로 구성된 모듈에 대한 열관리 전산모사를 수행하였다. 배터리의 구조를 단순화 하였고, 전기저항 등가식을 이용한 열전도 이론을 사용하였다. 2.6 mm의 좁은 배터리 사이의 간격에 대한 격자의 신뢰도 검증 실험을 진행하였고, 그 결과 배터리 사이에 최소 3개 이상 나누어진 격자의 형태가 필요하였다. 크게 모듈의 후면에서 공기가 유입되는 형태, 모듈의 상부에서 공기가 유입되는 형태 그리고 모듈의 하부에 공기가 유입되는 형태로 나누어 팬과 공기흡입구의 위치에 따른 모듈의 효과적인 냉각방법을 모색하였다. 배터리의 성능에 영향을 미치는 모듈의 최고온도와 배터리간의 온도 차이를 비교하였고, 공기의 유속을 비교하여 유체의 거동을 확인하였다. 모듈의 하부에서 공기가 유입되는 경우, $40.27^{\circ}C$로 가장 낮은 최고온도를 보였고, 모듈의 상부에서 공기가 유입되는 경우에 $0.73^{\circ}C$로 가장 적은 온도편차를 보였다.

• 한국전산구조공학회논문집
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• 제29권3호
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• pp.245-252
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• 2016

상부 탑재형 노내계측기(TM-ICI) 개발은 원자로하부헤드 대신 원자로상부헤드로 계측기를 삽입함으로써 중대사고 위험을 줄이기 위해 진행 중이다. 이 개발 과제의 일환으로, NUREG/CR-6909와 Code Case N-761의 두 방법에 따라 TM-ICI 노즐에 대한 환경피로평가가 수행되었다. TM-ICI 노즐은 level A, level B 및 시험 조건에서의 과도조건에 따른 하중을 받는데 이에 대해 피로평가를 해야 한다. 원자로냉각재환경이 고려된 TM-ICI 노즐의 누적사용계수는 1이하로 평가되었고, 이는 ASME Code 허용기준을 만족한다.

• 한국소음진동공학회논문집
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• 제25권1호
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• pp.48-57
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• 2015

제 4세대 원자로로 개발되고 있는 소듐냉각고속로는 냉각재로 사용되는 소듐의 물과 공기에 의한 반응을 방지하기 위하여 원자로 헤드의 개방 없이 회전 구동만을 이용하여 핵연료 교환을 수행한다. 따라서 핵연료 교환을 위해서는 노심과 상부내부구조물 사이의 공간에 원자로 헤드의 회전 구동을 방해하는 장애물의 존재 여부를 확인하는 검사가 반드시 선행되어야 하는데, 소듐의 불투명성으로 인해 통상적인 광학 장비를 사용한 검사방법으로는 장애물의 확인이 어렵고, 초음파를 이용한 검사방법이 적용되어야 한다. 이 연구에서는 불투명한 소듐 중에서 노심과 상부내부구조물 사이의 장애물 존재 여부를 확인하기 위하여 판형 웨이브가이드 초음파 센서를 적용한 원격주사 검사기법을 개발하였다. 웨이브가이드 센서는 원자로헤드 상부의 저온 구간에 초음파 트랜스듀서를 설치하고 길이가 긴 웨이브가이드를 사용하여 노심 상부의 고온 고방사능 소듐 내부로 초음파를 전파시키기 때문에, 고온 고방사능에 의한 손상 없이 장시간 적용이 가능한 장점을 가지고 있다. 먼저, 수평 방향으로 초음파를 방사시킬 수 있는 10 m 길이의 수평 빔 웨이브가이드 센서를 설계 제작하였고, 제작된 센서의 특성 분석을 위한 빔 프로파일 측정 및 기초 실험을 수행하여 방사되는 초음파의 빔 폭과 전파 거리를 평가하였다. 또한, 실제 장애물로 작용할 수 있는 부품들의 형상인 원형 목표물에 대한 원격탐지 성능시험을 수행하여 개발된 원격주사 기술의 유용성을 평가하였다.

• 한국산학기술학회논문지
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• 제20권7호
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• pp.353-362
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• 2019

그간 캐스케이드 냉동 시스템에 대해서 열역학적 해석은 다수 수행되었으나 증발기, 응축기, 인터쿨러 등 부품 해석을 통한 시스템 평가는 미진한 상태이다. 본 연구에서는 냉방 및 냉동 열교환기가 별도로 장착되어 있고 하부 사이클에 공랭식 응축기와 인터쿨러가 직렬로 연결되어 있는 캐스케이드 냉동 사이클에 대해 성능 해석을 수행하였다. 우선 증발기, 응축기, 인터쿨러 등 요소부품에 대해 모델링을 수행하고 R-410A를 사용하는 냉방 능력 8 kW, 냉동 능력 15 kW의 캐스케이드 냉동 사이클의 요소 부품의 - 상부 응축기, 하부 응축기, 냉방 증발기, 냉동 증발기, 인터쿨러, 압축기, 전자팽창변 - 설계를 수행하였다. 설계 사양에 대하여 외기 온도를 $26^{\circ}C$에서 $38^{\circ}C$로 변화시키며 해석을 수행한 결과 냉각 열량은 하부 증발기에서는 거의 일정하고 상부 증발기에서는 9% 감소, 인터쿨러에서는 63% 증가하였다. 한편 COP는 외기 온도의 증가에 따라 감소하였다. 인터쿨러가 작동하지 않는 사이클 대비 인터쿨러 사이클이 COP 측면에서 우위를 보였다. 또한 상부 응축기의 크기를 당초 설계치의 2배 증가시키면 하부 증발기 열량은 변함이 없는 반면 상부 증발기 열량은 4% 증가하였다. 한편 상부 응축기의 크기 증가에 따라 상부 사이클의 COP는 증가하는 반면 하부 사이클의 COP는 큰 변화가 없다. 또한 하부 응축기 크기를 2.8배 증가시키면 상하부 증발기의 열량 변화는 거의 없고 인터쿨러의 열량만이 8% 감소하였다. 아울러 하부 사이클의 COP는 응축기의 크기가 증가함에 따라 다소 증가하였으나 상부 사이클의 경우는 그 변화가 미미하였다.

• 한국신재생에너지학회:학술대회논문집
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• 한국신재생에너지학회 2010년도 춘계학술대회 초록집
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• pp.59.2-59.2
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• 2010

결정형 태양 전지의 보급화를 위하여 고순도 실리콘을 저렴하게 제조할 수 있는 기술 개발이 필요하다. 본 연구에서는 고순도 실리콘을 경제적으로 제조하기 위하여 대역 정제에 의한 일방향성 응고법을 이용한 정련 연구를 진행하였으며, 응고 속도와 고 액상의 온도 구배가 정련도에 미치는 영향을 분석 하였다. 본 실험에 사용된 일방향 응고장치는 실리콘 용탕이 장입된 도가니 하부의 열 교환기를 통한 냉각에 의해 용탕 하부에서 상부 방향으로의 일방향성 응고가 진행되며, 응고 진행시 용탕의 흔들림에 의한 정련능의 감소를 방지하기 위해 가열 영역이 이동하는 Stober 공정을 채택하였다. 가열 영역은 실리콘 용융을 위한 상부 가열 영역과 응고 진행시 응고부의 온도 제어를 위한 하부 가열 영역으로 구성되어 있으며, 두 가열 영역의 온도 제어를 통해 응고중인 실리콘의 고 액상의 온도 구배를 조절하였다. 일방향 응고에 의한 정련법에서 고 액상의 온도 구배가 증가할수록 2차 수지상의 발달이 감소하고, 주상정의 수지상 형태를 유지하게 되어 고 액 공존영역에서 액상 영역으로의 확산이 원활하게 이루어져 분배계수를 이용한 정련도가 좋아지게 되며, ICP 분석을 통해 온도 구배의 증가에 따라 정련능이 증가하는 양상을 확인 할 수 있었다. 고 액상의 온도 구배의 조절을 통한 공정 시간 대비 정련도의 향상을 통해 결정형 태양전지의 생산성의 증가를 통한 저가화를 이룰 수 있을 것이다.

• 한국진공학회:학술대회논문집
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• 한국진공학회 2013년도 제44회 동계 정기학술대회 초록집
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• pp.306-306
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• 2013

본 연구에서는 저가격, 대면적화를 위한 롤투롤 스퍼터를 이용하여, Index matching (히가시 야마 $125{\mu}m$)의 PET 기판 위에 ITO 박막을 성막 시킨 정전용량 방식의 터치 패널용 투명 전극에 대하여 전기적, 광학적, 구조적, 표면적 특성을 분석하였다. ITO 타겟은 미쓰이사(일본의) 주석 함량 5 wt%을 사용하였으며, 롤투롤 스퍼터는 degassing챔버와 스퍼터 챔버가 한 시스템에 구성되었고, Degassing 챔버는 좌우측의 Rewinder/Unwinder 롤러에 의해 감고 풀어지는 PET 기판의 수분 및 가스를 중앙부에 위치한 히터를 통해 제거하며, 수분 제거 후 스퍼터 챔버로 옮겨진 1,250 mm폭의 PET기판을 Unwinder/Rewinder 롤러에 장착하며, Unwinder 롤러로부터 풀려진 PET 기판은 guide 롤러를 거쳐 cooling drum과의 물리적 접촉에 의해 PET 기판의 냉각이 일어나게 된다. ITO 캐소드 전에 장착된 할로겐 히터 상부로 기판이 지나가면서 열처리가 진행되고 열처리 후 두 개의 ITO 캐소드 상부를 지나면서 연속적으로 ITO 박막이 PET 기판에 성막 되게 된다. ITO 박막의 주요 성막 변수인 DC Power, Ar/$O_2$ 가스 유량비, 기판의 속도는 최적으로 고정하고, 성막된 ITO박막의 필름을 각각 고온 챔버에서 $150^{\circ}C$도에서 10 min에서 60 min 동안 각각 열처리를 통한 내열성 테스트를 진행하여 ITO 필름의 특성 향상을 비교 분석하였다. 분석을 위해 전기적 특성은 four-point probe로 측정했고, 투과도는 Nippon Denshoku사(社)의 COH-300A를 이용해 가시광(550 nm)에서 분석했고, FE-SEM으로 ITO박막의 표면 상태를 분석하였다. 또한 Rolling Tester (Z-300)를 이용하여 기계적 안정성을 분석하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(2)
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• pp.525-530
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• 1995

최적 열수력 전산 코드인 CATHARE2 Vl.3u 코드를 이용하여 영광 3/4호기 midloop 운전중 잔열제거(RHR) 기능 상실사고를 해석하였다. 본 연구의 주된 목적은 사고시 계통에서 발생하는 열수력 현상의 이해 향상 및 증기발생기 열제거 능력 평가에 있다. 사고 복구 절차 관점에서 노심 비등, 노출 시점 및 계통압력 등이 중요한 인자이다. 본 계산 수행시 사용한 가정은 다음과 같다. 가) 초기 계통 수위는 고온관 중간에 위치하며 그 윗 부분은 질소 가스로 차 있다. 나) 3/4 인치 크기의 방출 밸브가 원자로 용기 상부 및 가압기 상부에 각각 설치되어 있으며, RHR 흡입구에 수위지시계가 설치되어 있다. 다) 증기발생기의 이차측은 U-튜브가 잠기도록 물로 차있다. 라) 두 증기발생기의 대기 방출 밸브(ADV)는 항상 열려 있어 사고시 이차측 압력을 대기압으로 유지하기에 충분하다. 사고는 원자로 정지 2일 후 발생하였다고 가정한다. 이와 같은 조건하에서 사고시 주된 계통 열제거 수단은 증기발생기 U-튜브내의 응축 작용이며 이는 전체 열제거량의 94%로 나타났다. 노심 비등 시점온 사고후∼300초 이후이며, 계통압력은 10,800초 이후에 최고 압력인 0.25MPa에 도달한 후 그 값을 계속 유지하고 있다. RHR 배관에 연결된 수위지 시계를 통해 10,200초 이후부터 냉각수가 방출되었다. 2개의 방출밸브 및 수위지시계를 통하여 방출된 유량에 근거하여 원자로 용기 냉각재 수위가 고온관 바닦까지 낮아지는 시점을 계산하면 사고 약 6.4 시간 이후가 된다.