• Proceedings of the Optical Society of Korea Conference
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• 1998.08a
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• pp.112-112
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• 1998

• Proceedings of the Optical Society of Korea Conference
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• 2000.08a
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• pp.72-73
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• 2000

단원자를 이용한 Cavity-QED 실험을 통해서 광자 수상태 및 sub-poissonian 광원 구현 및 비고 전적인 광 특성을 가지는 광원등을 구현 할 수 있다. 이를 위해서는 오랫동안 공진기 안에 포획하거나, 빔의 형태로 단원자들이 일정시간 동안 공진기를 지나게 해야 한다. 본 연구는 안정한 원자빔 속도제어 실험에 관한 것으로 자체 제작한 원자빔 오븐의 특성과 원자빔 속도 선택기의 제작, 속도 선택 결과에 대하여 논하고자 한다. (중략)

• Proceedings of the Korea Information Processing Society Conference
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• 2003.11b
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• pp.817-820
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• 2003

현재 생물분자의 기능적 관점에서 단백질 구조에 관심이 많이 모아지고 있다. 단백질의 기능은 구조에서 기인하기 때문에 두 단백질의 구조간의 유사성을 측정할 수 있는 방법은 두 단백질의 기능의 유사성을 유추할 수 있다. 본 논문에서는 두 단백질의 원자간 결합선 분포의 유사성을 기반으로 한 웹 환경에서 동작하는 단백질 구조 검색 시스템을 설계 구현하였다. 두 단백질의 구조의 유사성을 측정하기 위한 단백질의 표현(representation)으로는 3 차원 에지 히스토그램을 사용하였다. 3차원 에지 히스토그램, 즉, 3차원 공간 상에서의 원자간 결합선 분포에 기반한 단백질 구조 검색 시스템은 많은 양의 단백질 구조 정보로부터 원하는 형태의 단백질 구조를 빠른 시간에 검색할 수 있는 장점을 가지므로 스크리닝의 전단계(pre-screening)에서 사용될 수 있다.

• Proceedings of the Korean Vacuum Society Conference
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• 1999.07a
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• pp.74-74
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• 1999

TEM(투과전자현미경, Transmission Electron Microscop)은 결정재료뿐 아니라 비정질 재료까지도 원자단위의 구조를 연구하는데 매우 유용한 도구이다. 특히 200kV의 가속전압 투과전자현미경에 FEG(Field Emission Gun) 전자총이 장착되기 시작하면서 TEM은 비정질 구조 연구에 하나의 핵심적인 도구로서의 역할이 크게 기대되는 장비가 되었다. 본 연구에서는 TEM의 microanalysis accessary인 EELS(Electron Energy Loss Spectroscopy)technique을 주로 이용하던 기존의 방법대신 고 분해능(HRTEM(High Resolution Transmission Electron Microscopy)의 image로부터 비정질 정량묘사의 유일한 도구인 원자분포함수(RDF(Radial Distribution Function))로의 Reconstruction을 Simulation을 이용하여 시도하였다. 비정질 HRTEM image의 정량분석을 통하여 이 분야에서의 TEM의 한계를 이해하기 위하여 몇 모델을 제시하고 사용하였다. 또한 비정질 구조를 정량적으로 묘사하는 도구인 원자분포함수를 알아보고 비정질재료를 보다 물리적으로 모델링하기 위하여 가능한 모델 제시 후 첫 단계로서 HRTEM image에서 원자분포함수를 이끌어내기 위한 모델링을 수행하고 비정질 게르마늄(a-Ge) film에 대하여 실제로 적용하여 보았다. 마지막으로 실험적인 접근으로 200kV FE-TEm (poingt resolution 0.14nm) 으로 비정질 Ge의 image를 solw Scan CCD를 이용한 Elastic image를 Through Focus로 얻었으며 수치적인 정량비교를 역격자 공간에서 출발한 가장 물리적인 구조 모델을 이용하여 수행하였다. 모든 정량비교는 image의 Fourier 변환인 Diffractogram으로 하였다. 결론적으로, 많은 복잡한 수치 처리과정을 거쳐야 하지만 HRTEM의 image로부터 구조에 대한 정보(RDF)는 명확하게 얻을 수 있었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05a
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• pp.905-910
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• 1995

영광 3·4호기 원자로 압력용기에 대한 고속중성자 조사량을 계산하기 위하여 MCNP코드로 3차원 모델링을 하였다. 중성자선원은 출력분포에 의해 핵연료집합제 단위로 하였고 원자로심부터 원자로 압력용기 밖까지 핵분열 반응을 포함한 모든 반응에 대해 중성자를 수송시켰다. 원자로 압력용기 안쪽 면에서의 고속중성자 플루언스는 기존의 연구자와 비교할 때 큰 차이가 있었다. 그러나 이번 연구의 계산방법이 보다 신뢰할 수 있기 때문에 앞으로의 연구를 통하여 기존의 연구방법과 비교하는 것이 필요하다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.23 no.3
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• pp.340-351
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• 1991

Experimental studies were conducted on a l/5.03 scale reactor flow model of the Yong-gwang Nuclear Units 3 and 4. The purpose of the flow model test was to estimate the hydraulic effect in the reactor vessel due to the relative size difference between the ABB-CE's System 80 and the YGN 3&4 reactors. The flow model was designed according to the principle of similarity. Obtained from the test were the core inlet flow distribution, the core exit pressure deviations, and the segmental and overall pressure losses across the flow path from the reactor vessel inlet to outlet nozzle. These data will be used to provide input data for the core thermal margin analysis and to verify the analytical hydraulic design method.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.305-310
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• 1997

국내에 신규로 건설되는 원자력발전소(이하 원전)는 부분강 제어봉을 설치하여 축방향의 출력 분포 제어에 별다른 어려움 없이 운전을 하고 있으나, 일부 가압 경수로형 원전의 경우는 부분강 제어봉이 설치되어 있지 않아 원자로 출력 변동시 출력분포 제어에 어려움이 많다. 기존 원전 경우의 제어봉 운전 방식은 원자로 출력의 균일한 제어를 위해 각 제어봉 뱅크를 순서적으로 운전하고 있으며, 각 뱅크간에는 일정한 수(일반적으로 113 Step) 만큼 중첩하여 운전하고 있다. 출력운전중에는 모든 제어봉을 인출하여 균일한 출력분포를 유지하며 축방향의 출력분포 제어를 위해 제어봉을 조절한다. 출력을 변동하면 제어봉이 원자로내에 삽입하게 되는 데, 먼저 D Bank가 삽입되며 D Bank가 113 Step에 도달하면 C Bank가 삽입되기 시작하는 데, D 130에서부터 C Bank가 삽입되어 제어값을 갖는 D 100 Step 까지는 축방향 출력 제어가 되지 않아 출력 편차가 제한값을 벗어나 출력을 급격히 감소해야 하는 등의 어려움이 있다. 본 연구는 제어봉의 중첩을 조절하여 C Bank를 조기에 노심에 삽입시의 영향을 분석하기 위하여 제어봉값이 출력에 미치는 영향을 예측하고, 제어봉 중첩수를 변경시에 노심에 미치게 될 안전성을 검토하였으며, 그 결과 중첩수를 조절할 경우 축방향 출력 분포를 초기부터 양호하게 제어할 것으로 예측된다.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers B
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• v.38 no.3
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• pp.271-277
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• 2014

Internal structures, especially those located in the upstream of a reactor core, may have a significant influence on the core inlet flow rate distribution depending on both their shapes and the relative distance between the internal structures and the core inlet. In this study, to examine the effect of the reactor internal structure geometry treatment method on the prediction accuracy for the scale-down APR+ flow distribution, simulations with real geometry modeling were conducted using ANSYS CFX R.14, a commercial computational fluid dynamics software, and the predicted results were compared with those of the porous medium assumption. It was concluded that the core inlet flow distribution could be predicted more accurately by considering the real geometry of the internal structures located in the upstream of the core inlet. Therefore, if sufficient computational resources are available, an exact representation of these internal structures, for example, lower support structure bottom plate and ICI nozzle support plate, is needed for the accurate simulation of the reactor internal flow.

• Korean Journal of Optics and Photonics
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• v.11 no.4
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• pp.227-231
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• 2000

Thermal cesium atomic beam was collimated by transversely cooling of atoms, for which circularly polarized ($\sigma^+$ and $\sigma^-$ polarized) laser light was illuminated to the atomic beam from two perpendicular directions. As a result, the temperature corresponding to the transverse velocity component could be decreased from 430 mK to 60 11K. In addition, the spatial atomic distribution was observed according to the power difference of the two laser beams and the magnetic field applied, and the result was qualitatively coincided with the calculation result by the Doppler cooling theory. heory.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers B
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• v.37 no.9
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• pp.855-862
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• 2013

A series of 1/5 scale-down reactor flow distribution tests had been conducted to determine the hydraulic characteristics of an APR+ (Advanced Power Reactor Plus), which were used as the input data for an open core thermal margin analysis code. In this study, to examine the applicability of computational fluid dynamics with the porous model to the analysis of APR+ internal flow, simulations were conducted using the commercial multi-purpose computational fluid dynamics software ANSYS CFX V.14. It was concluded that the porous domain approach for some reactor internal structures could adequately predict the flow characteristics inside a reactor in a qualitative manner. If sufficient computational resources are available, the predicted core inlet flow distribution is expected to be more accurate by considering the real geometry of the internal structures, especially upstream of the core inlet.