• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05a
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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.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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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.

• Proceedings of the Korea Air Pollution Research Association Conference
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• 2001.11a
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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)

• Journal of the Korean Electrochemical Society
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• v.14 no.4
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• pp.253-260
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• 2011

In this study, computational simulation was performed for thermal management of modules consisting of 10 batteries. Simplified structure and equivalent thermal resistance network was applied to maintain the thermal properties. Verification test of the mesh were in progress to ensure the reliability of 2.6 mm in the narrow gap between the battery, resulting in at least three divided mesh between the shape of the grid was required. Type of air from rear of the module, type of air from top of the module and type of air from bottom of the module were applied and effective cooling methods are discussed based on the location of fan and air intake of the modules. Maximum temperature and temperature differences of modules that directly affect the performance of the module were compared, and also behavior of the fluid was confirmed by comparing the air flow. The best maximum temperature is shown type of air from bottom of the module to $40.27^{\circ}C$ and type of air from top of the module shows smallest temperature difference $0.73^{\circ}C$.

• Journal of the Computational Structural Engineering Institute of Korea
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• v.29 no.3
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• pp.245-252
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• 2016

The development of Top-Mounted In-Core Instrumentation(TM-ICI) is an ongoing project to reduce the risk due to severe accidents by inserting the instrumentation into a reactor closure head instead of a reactor bottom head. As part of this project, environmental fatigue analyses for TM-ICI nozzle have been performed using two methods of NUREG/CR-6909 and Code Case N-761. TM-ICI nozzle is subjected to transient loads for level A, level B and test conditions that should be evaluated for a fatigue analysis. It is found that a cumulative usage factor considering reactor coolant environment for TM-ICI nozzle is evaluated as less than 1, which is ASME Code allowable criteria of a fatigue analysis.

• Transactions of the Korean Society for Noise and Vibration Engineering
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• v.25 no.1
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• pp.48-57
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• 2015

In a sodium-cooled fast reactor, which is a Generation-IV reactor, refueling is conducted by rotating, but not opening, the reactor head to prevent a reaction between the sodium, water and air. Therefore, an inspection technique that checks for the presence of any obstacles between the reactor core and the upper internal structure, which could disturb the rotation of the reactor head, is essential prior to the refueling of a sodium-cooled fast reactor. To this end, an ultrasound-based inspection technique should be employed because the opacity of the sodium prevents conventional optical inspection techniques from being applied to the monitoring of obstacles. In this study, a ranging inspection technique using a plate-type ultrasonic waveguide sensor was developed to monitor the presence of any obstacles between the reactor core and the upper internal structure in the opaque sodium. Because the waveguide sensor installs an ultrasonic transducer in a relatively cold region and transmits the ultrasonic waves into the hot radioactive liquid sodium through a long waveguide, it offers better reliability and is less susceptible to thermal or radiation damage. A 10 m horizontal beam waveguide sensor capable of radiating an ultrasonic wave horizontally was developed, and beam profile measurements and basic experiments were carried out to investigate the characteristics of the developed sensor. The beam width and propagation distance of the ultrasonic wave radiated from the sensor were assessed based on the experimental results. Finally, a feasibility test using cylindrical targets (corresponding to the shape of possible obstacles) was also conducted to evaluate the applicability of the developed ranging inspection technique to actual applications.

• Journal of the Korea Academia-Industrial cooperation Society
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• v.20 no.7
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• pp.353-362
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• 2019

Thermodynamic analysis of cascade refrigeration systems has attracted considerable research attention. On the other hand, a system evaluation based on thermodynamic analyses of the individual parts, including the evaporator, condenser, intercooler, expansion valve, etc., has received less attention. In this study, performance analysis was conducted on a cascade refrigeration system, which has an individual cooling and refrigeration evaporator, and equips the intercooler and air-cooled condenser in a series in a lower cycle. The thermo-fluid design was then performed on the major components of the system - upper condenser, lower condenser, cooling evaporator, refrigeration evaporator, intercooler, compressor, electronic expansion valve - of 15 kW refrigeration, and 8 kW cooling capacity using R-410A. A series of simulations were conducted on the designed system. The change in outdoor temperature from 26 C to 38 C resulted in the cooling capacity of the lower evaporator remaining approximately the same, whereas it decreased by 9% at the upper evaporator and by 63% at the intercooler. The COP decreased with increasing outdoor temperature. In addition, the COP of the cycle with the intercooler operation was higher that of the cycle without the intercooler operation. Furthermore, the increase in the upper condenser size by two fold increased the upper evaporator by 4%. On the other hand, the lower evaporator capacity remained the same. The COP of the upper cycle increased with increasing upper condenser size, whereas that of the lower cycle remained almost the same. When the size of the lower condenser was increased 2.8 fold, the intercooler capacity increased by 8%, whereas those of upper and the lower evaporator remained approximately the same. Furthermore, the COP of the lower cycle increased with an increase in the lower condenser. On the other hand, the change of the upper condenser was minimal.

• 한국신재생에너지학회:학술대회논문집
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• 2010.06a
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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.

• Proceedings of the Korean Vacuum Society Conference
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• 2013.02a
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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.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05a
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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.