• Nuclear Engineering and Technology
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• 제23권2호
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• pp.183-199
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• 1991

가압수형 원자로 가압기의 오동작 보조살수 과도시 용기벽에서의 온도분포에 대한 과도응답을 해석하였으며, 해석은 분무수적으로 젖게되는 용기벽면에서 나타나는 열응력에 대하여 보수적으로 수행되었다. 수적이 부딪혀서 흘러내리는 용기벽의 내부경계면에서 강제대류열전달계수를 결정하기 위하여, 분무수적들이 살수노즐을 떠나 수증기와 비응축성인 수소기체로 이루어진 혼합기로 채워져 있는 가압기 내부공간을 통하여 비행한 후에 용기내부벽면에 도달할 때의 수적들의 과도온도를 예측하였다. 용기벽에서의 과도온도분포는 유한요소법을 사용하여 구하였으며, 대표적인 결과들을 제시하였다. 열해석의 결과는 입력자료에 대한 묘사와 부합되며, 타당한 물리적 의미를 가짐 이 확인되었다.

• Korean Chemical Engineering Research
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• 제50권2호
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• pp.379-384
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• 2012

이산화티탄 표면에 흡착되는 금 입자의 분포 또는 그 반대 경우의 분포에 영향을 끼칠 수도 있는 정전기적 상호작용과 금 입자를 코팅한 Glutathione 층의 표면물성을 규명하였다. 이를 위하여, 원자힘현미경(AFM)으로 Glutathione 층표면과 이산화티탄표면 사이의 표면힘을 염 농도와 pH 값에 따라 측정하였다. 측정된 힘은 Derjaguin-Landau-Verwey-Overbeek(DLVO) 이론으로 해석되어 표면의 정전기적인 특성들이 정량적으로 산출되었다. 이 특성들이 염 농도와 pH에 대하여 나타내는 의존성을 질량보존의 법칙으로 기술하였다. pH 8과 11에서 실험으로 산출된 표면 특성의 염 농도 의존성은 이론적으로 예측했던 결과와 일치하는 것으로 관찰되었다. pH 8과 11에서 Glutathione 층의 표면이 이산화티탄 표면보다 높은 정전기적 특성을 갖는 것이 발견되었는데, 이는 Glutathione 층의 이온화-기능-그룹에 기인한 것으로 생각된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제15권4호
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• pp.236-247
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• 1983

한국원자력 1호기(KNU-1)의 설계 및 운전자료를 이용하여 가압경수로 운전변수들의 변화에 대한 DNBR의 민감도를 분석하였다. 본 민감도 분석에는 원자로 출력, 압력, 냉각수 주입유량, 냉각수 주입온도, 반경방향 및 축방향 출력분포 그리고 축방향 출력편차 등의 운전변수가 고려되었다. 민감도 분석을 위하여는 노심의 열수력 해석용 전산코드인 COBRA-IV-K를 사용하였는데 본 코드는 COBRA-IV-i의 수정판으로써 한국에너지연구소에서 일부 프로그램을 수정하였고 또한 신뢰도도 확인하였다. 민감도 분석을 수행하기 전에 KNU-1 원자로심의 설계 및 운전조건을 근거로 하여 기초 계산을 수행하고 이 결과를 본 민감도 분석의 기본자료로 삼았다. 민감도 분석결과 원자로의 DNBR 열설계에 있어서 가장 민감한 운전변수는 냉각수 주입온도이고 가장 둔감한 변수는 축방향 출력분포라는 것이 밝혀졌다.

• 한국재료학회지
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• 제8권8호
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• pp.678-684
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• 1998

정압분자동역학 시뮬레이션에 의하여 주기경계조건을 지닌 L-J 입자들로 구성된 계의 액체-유리-결정 전이를 연구하였다. 원자체적과 엔탈피는 가열 및 냉각과정에서 온도의 함수로 계산되었다. 반경분포함수로부터 유도된 Wendt-Abraham비와 단거리규칙도를 나타내는 각도분포함수를 분석하여 액체, 유리 및 결정상태를 구분하였다. 초기 fcc 결정을 가열하여 얻은 액체상은 급냉시에 비정질화하나 서냉시엔 결정화하였다. 급냉으로 생긴 유리는 다시 서서히 가열하면 fcc로 결정화하였다. 자유표면을 지닌결정은 표면에서부터 용해가 시작되어 벌크에 비하여 낮은 온도에서 녹고 냉각시에는 빠른 냉각속도에서도 결정화가 쉽게 일어나는 경향을 보였다.

• 분석과학
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• 제16권3호
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• pp.232-239
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• 2003

청주시 석남천 유역의 4개 지점, 미호천 유역의 1개 지점, 석남천과 미호천 합류지역의 1개 지점 등 6개 지점을 기준지점으로 택하고, 각 지점의 상층, 중층, 하층에서 침전물을 채취하여 조사용 시료를 제작하였다. 한국원자력연구소의 연구용 원자로(HANARO)의 중성자 선을 이용한 중성자 방사화 분석법으로 원소함량을 분석하였다. 미국 표준연구원(NIST)의 인증표준물질을 이용하여 시료 중의 30 개 원소들의 함량을 비교법으로 분석하였다. 그 분석 결과로부터 하천오염원지역에서 하류로 이어지는 지역의 침전물 오염도분포조사 및 예측시 오염물질의 원소비중과 유속을 고려해야 하며 하천침전물의 함량분석을 위한 시료를 채취할 때 시료의 지역적 대표성을 확립하기 위해서는 원소의 비중과 유속 등을 고려하여 수직적 범위를 정할 필요가 있음을 알았다.

• 설비공학논문집
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• 제27권4호
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• pp.220-227
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• 2015

Complex thermal hydraulic characteristics exist inside the reactor because the reactor internals consist of fuel assembly, internal structures and so on. In this study, to examine the effect of Reynolds-Averaged Navier-Stokes (RANS)-based two-equation turbulence models in the analysis of flow distribution inside a 1/5 scaled-down APR+, simulation was performed using the commercial computational fluid dynamics software, ANSYS CFX R.13 and the predicted results were compared with the measured data. It was concluded that reactor internal flow pattern was locally different depending on the turbulence models. In addition, the prediction accuracy of k-${\varepsilon}$ model was superior to that of other two-equation turbulence models and this model predicted the relatively uniform distribution of core inlet flow rate.

• 대한기계학회논문집A
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• 제28권6호
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• pp.693-700
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• 2004

The probabilistic fracture mechanics(PFM) is a useful analytical tool to assess the integrity of reactor pressure vessel(RPV) at the event of pressurized thermal shock(PTS). In PFM, the probabilities of flaw initiation and propagation are estimated by comparing the applied stress intensity factor with the fracture toughness calculated by the simulation of various stochastic variables. It is known that the results of PFM analyses are dependent on the choice of the stochastic parameters and assumptions. Of the various variables and assumptions, we investigated the effects of the RT$_{NDT}$ shift equations, fracture toughness curves, and flaw distributions on the PFM results for the three PTS transients. The results showed that the combined effects of the RT$_{NDT}$ shift equations and fracture toughness curves are complicated and dependent on the characteristics of the transients, the chemistry of the materials, the fast neutron fluence, and so on.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2001년도 춘계학술대회논문집E
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• pp.57-62
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• 2001

Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) launched an intermediate scale steam explosion experiment named Test for Real cOrium Interaction with water (TROI) using reactor material to investigate whether the corium would lead to energetic steam explosion when interacted with cold water at low pressure. The melt-water interaction is confined in a pressure vessel with the multi-dimensional fuel and water pool geometry. The cold crucible technology, where the mixture of powder in a water-cooled cage is heated by high frequency induction, is employed. In this paper, results of the first series of tests ($TROI-1{\sim}5$) were discussed. The ZrO2 jets with 5kg mass and 5cm diameter were poured into the 67cm deep water pool at $30{\sim}95^{\circ}C$. Either spontaneous steam explosions or quenching was observed. The morphology of debris and pressure wave profiles clearly indicates the each case.

• 한국정보처리학회:학술대회논문집
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• 한국정보처리학회 2006년도 춘계학술발표대회
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• pp.1311-1314
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• 2006

원자력 시설 및 연구용 원자로 해체 시 해체 공정의 효율성을 증진시키기 위해 컴퓨터 그래픽스를 이용한 해체 공정의 최적화 연구가 수행되었다. 애니메이션 설계를 위해 해체 시설 및 구조물과 해체 장비의 모델링이 완료되었으며, 방사능에 오염된 대상물의 방사능 분포도를 위치별, 준위별로 확인할 수 있도록 3 차원으로 나타내었다. 해체 일정과 해체 폐기물량 그리고 해체 비용을 모사하기 위해 각 정보들에 대한 평가식과 가중치 값을 도출하였다. 연구로 1 호기 Thermal column 을 대상으로 애니메이션을 통한 해체 공정절차 시각화와 단위 해체 공정 시나리오를 수행한 결과 애니메이션의 경우 해체 현장과 동일하게 모델링 되어 현장 작업자들이 해체 공정 절차를 쉽게 이해할 수 있다는 것을 확인하였으며, 시나리오 별 해체 소요시간과 폐기물량 그리고 해체 비용의 경우 정상적으로 모사가 수행됨으로써 단위 해체 공정에 대한 최적의 시나리오를 평가 할 수 있는 기초 연구의 틀을 마련하였다. 본 시스템은 해체 관리자, 해체 시스템 분석가, 해체 현장 감독과 해체 작업자들의 중요한 협업도구로 활용될 것으로 사료된다.

• Radiation Oncology Journal
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• 제10권2호
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• pp.155-161
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• 1992

눈의 수정체는 방사선에 매우 예민한 장기이며 비교적 적은 선량에서도 백내장의 원인이 될 수 있다. 그러므로 두경부암의 방사선치료에서 수정체를 최대한 차폐하면서 병소에 집중 조사하는 방법이 개발되어야 한다. 저자는 안구의 표면에서 0.5 cm 깊이에 위치하며 폭 1 cm인 눈의 수정체를 최대한 차폐하면서 주위 병소를 치료하기 위하여 원자번호가 높은 차폐물질을 이용하였으며 최적조사조건은 측정실험을 통하여 결정하였고 이를 임상치료에 응용하였다. 수정체의 차폐기구는 제작하기 쉽고 차폐효과가 큰 혼합금속(Cerrobend)이 적당하였으며 두께 7.5 cm와 직경 1 cm의 원뿔기둥모양이 가장 이상적이었다. 차폐기둥의 밑면과 표면과의 거리가 l0 cm일 때 수정체에 가장 적은 선량이 부여되며 병소에는 비교적 많은 선량이 부여된다. 이때 각막(Cornea, 1 mm), 수정체 (Eye Lens, 5 mm), 망막(Retina, 25 mm) 및 병소(Tumor, 50 mm 이상)의 선량은 차폐물이 없을 때와 비교하여 각각 $10.0\%$, $15.2\%$, $21.5\%$ 및 $23.2\%$로 측정되었다.