• Journal of the Korean Institute of Illuminating and Electrical Installation Engineers
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• v.18 no.1
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• pp.9-14
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• 2004

The fluorescent lamp has been successfully modeled by employing the radial variation of particle density and considering driving circuit effects on the characteristics of discharge process. The electron energy distribution is assumed to have a Maxwellian. The electron mobility and the ambipolar diffusion coefficients are considered to vary with an electron energy rather than a simple uniform value. Energy states of mercury atom in the discharge process are regarded as six levels rather than simple 4 or 5 levels. These discharge processes have been accurately solved by numerically employing mixed the FDM and the 2nd Runge-Kutta method. This model was applied to analyzing real circuit. Simulation and experimental results were presented to verify the feasibility of the modeling. Simulation and experimental results were presented to verify the feasibility of the modeling.

• Proceedings of the Korean Vacuum Society Conference
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• 2012.02a
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• pp.570-570
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• 2012

그래핀(graphene)은 육각형의 탄소원자 한층으로 이루어진 이차원 구조체로써 우수한 물리적, 전기적 특성으로 인해 다양한 분야에서 응요을 위한 연구가 활발히 진행되고 있다. 특히, 그래핀과 금속 나노입자의 복합구조는 수소 저장체, 가스센서, 연료전지, 화학 촉매등의 다양한 분야에서 응용이 가능하다. 현재까지 그래핀/금속나노입자 복합구조의 제작 방법에는 열증발(thermal evaporation), 전기도금법(electrodeposition), 표면 기능화(surface functionalization)를 이용한 방법이 보고되었다. 하지만 이러한 방법은 긴 공정시간이 요구되며, 나노입자의 크기 분포가 넓다는 단점을 지닌다. 본 연구에서는 화학기상증착법을 통해 합성된 그래핀이 전사된 SiO2 (300nm)/Si 기판에 염화기가 포함된 백금 화합물 분산용액을 스핀코팅(spin-coating)하고 MeV 전자빔을 조사하여 Pt/grapheme 복합구조를 형성하였다. 이 방법은 균일한 크기 분포의 나노입자의 형성이 가능하며, 간단하고, 대면적 공정이 가능하며, 다른 방법에 비해 그래핀의 결함형성이 적다는 장점을 지닌다. Pt/grapheme 의 기하학적 구조를 주사전자현미경(scanning electron microscopy)와 투과전자현미경(transimission)을 통해 분석하였고, Pt와 graphene의 일함수(workfunction)의 차이에 의해 야기되는 전하이동에 의한 도핑(doping)현상을 라만 분광기(Raman spectroscopy)와 X-선 광전자 분광기(X-ray photoelectron spectroscopy)를 통해 분석하였다.

• Economic and Environmental Geology
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• v.39 no.1 s.176
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• pp.39-51
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• 2006

Rare earth elements(REEs) in transgressive shelf core sediments were analysed to identify constraints of REE distribution patterns and sediment provenances in the northern East China Sea(ECS). Sediments of Chinese and Korean rivers, such as Huanghe and Yangtz rivers, Keum and Yeongsan rivers that supply sediments to the northern ECS, were also analysed to figure out their typical REE distribution patterns. The distribution patterns of Chinese and Korean river sediments, which are normalized with upper continental crust (UCC) REE values, appear to be enriched in middle rare earth elements (MREEs) in Chinese river sediments, whereas in light rare earth elements (LREEs) in Korean river sediments. We assign the MREE-enriched convex-type distribution pattern in Chinese river sediments as 'C-type', and the LREE-enriched linearly decreasing pattern in Korean river sediments as 'D-type'. A major constraint of the REE concentration in northern ECS core sediments is interpreted to be LREE-enriched monazite $((Ce,\;La)PO_4)$ that is ubiquitous in and around the study area. Meanwhile, the distribution pattern of northern ECS sediments appears to be between the C-type and the D-type. We suggest that the nothern ECS sediments are the mixture of China and Korea riverine sediments that have been accumulated in paleo-river mouth, paleo-coast, and present-day shelf environment as well.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.23 no.4
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• pp.444-455
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• 1991

An accurate and fast running NEDAR model for calculating radial power profile throughout fuel life in both solid and annular pellets for existing and advanced CANDU-PHWR-fuel was developed in this work. This model contains resultant flux depression equations and neutron depression data tables which have been developed for CANDU-PHWR fuel of pellet with the diameter 8.0 to 19.5 mm and enrichment 0.71-6.0 wt % U-235, over a bumup range of 0 to 840 MWh /kgU (35000 MWD/T). In order to obtain the neutron flux distribution in the fuel pellet, the CE-HAMMER physics code was run for a neutron flux spectrum appropriate to a CANDU-PHWR to give predictions of radial power profile for several ranges of fuel design parameters. The results, which were calculated by the CE-HAMMER physics code, were fitted to an equation which is solved in terms of Bessel and exponential functions in order to obtain the parameters, $textsc{k}$, $\beta$ and λ in the resultant equation. The present NEDAR model produce a radial profile which, when normalized to unity at the pellet surface, is slightly higher than the profile of the original ELESIM data table. The predictions of the fission gas release by KAFEPA-NEDAR are in slightly better agreement with the experiments than those of ELESIM. The NEDAR model described in this study has been shown to provide an effective, reliable, and accurate method for determining radial power profiles in CANDU-PHWR fuel rods without incurring a significant increase in computing time.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.8 no.3
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• pp.159-168
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• 1976

Acrylic acid has been grafted onto nylon fabric with ceric salts and ${\gamma}$-rays from Co-60 as initiators. The distribution of molecular weight of the grafted polyacrylic acid has been determined and it was found that the ratio of weight-average and number-average molecular weight was higher in room temp. than in low temp. (-184$^{\circ}C$). The weight-average molecular weight of the polyacrylic acid was calculated from viscosity measurements in sodium hydroxide solution. The factors affecting graft polymerization of acrylic acid onto nylon were examined. A possible mechanism that the oxidation of nylon probably takes place at the methylene group attached to nitrogen to give a free-radical was discussed.

• Proceedings of the Korean Vacuum Society Conference
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• 2012.08a
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• pp.209-209
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• 2012

전자의 에너지를 측정하기 위한 분석장치는 원자핵물리뿐만 아니라 화학과 생물학 등 다양한 분야에 걸쳐 매우 유용하게 사용될 수가 있다. 특히 최근에 극고속 과학과 관련해서 매우 짧은 펄스인 아토초 펄스의 발생에 대한 특성평가를 위해 매우 중요한 장치로 사용되고 있다. 그 중 VMI (Velocity Map Imaging) 방법은 TOF (Time of Flight) 방법과 유사하지만, CCD 카메라를 추가로 사용하여 이차원 이미지를 얻음으로써 전자의 운동에너지 및 각도 분포에 대한 정보를 얻을 수 있고 또한 전극에 인가되는 전압은 TOF와 달리 매우 높다. 이번 개발에서는 기존의 전극 렌즈의 geometry와 비교해서 VMI Spectrometer 전극 렌즈의 수를 늘려 multi-electrode concept을 도입함으로써 높은 운동에너지(~1000 eV)를 가진 전자들을 MCP detector상에서 imaging 하는데 있어 높은 공간 분해능(resolution)을 갖도록 설계하고, 또한 높은 사양의 MCP detector 및 CCD 카메라를 이용하여 시간 분해능을 높임으로써 아토초 펄스를 이용한 극고속 실험에 이용 가능하도록 제작하였다.

• Journal of the Korean Chemical Society
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• v.24 no.1
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• pp.20-24
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• 1980

The frontier electron densities and pK values for benzologous pyridine ligands are calculated using the HMO. Linear regression formula for pK in protonation of ligands is derived from the electron densities and observed pK values. The calculated pK values are in agreement with those of experimental values and a parallelism is shown between pK and qN. The reactivities for electrophilic, nucleophilic and radical reactions have also been calculated respectively by frontier electron densities.

• Proceedings of the Korea Society for Energy Engineering kosee Conference
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• 2000.11a
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• pp.173-181
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• 2000

IAEA자료에 의하면 원자력 발전용 원자로는 1998년말 현재 세계 32개국에서 434기가 운전중이며, 총 출력은 3억 4889만kW인 것으로 나타났고, 이는 세계 총 발전량의 17%를 담당하는 것으로 확인되었다. 그러나 농축 우라늄 고체 핵연료를 사용하는 발전로 개념은 근본적으로 핵물질 SEU(Slightly Enriched Uranium)를 생산하기 위한 235U 농축과 노내에서 238U의 중성자 포획으로 전환.생성되는 Pu의 누적에 따른 핵확산 우려, 고준위 방사성 폐기물로 취급되는 사용후 핵연료 처리.처분에 관한 정책적.기술적 장기 전망의 불확실성, 그리고 설계기준사고인 LOCA로부터 중대사고로 이어지는 안전성 문제 등이 대두되고 있다. Th$^{233}$ /U용융염 핵연료주기를 이용하는 발전로 개념은 원자력 발전이 안고있는 고유문제들을 배제 또는 완화할 수 있는 방안으로 고려되고 있다.(중략)

• ICROS
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• v.2 no.5
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• pp.49-55
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• 1996

원자력발전소의 안전성 향상을 위해서는 새로 개발되는 각종 신기술들이 적극 활용되어야 하며, 이러한 노력의 일환으로 현재 로봇기술을 원자력분야에 접합시키려는 노력이 고조되고 있다. 한국원자력연구소에서는 작업자의 접근이 제한된 고방사선 구역에서의 효율적인 감시점검을 위한 원자력시설 감시점검용 이동형 로봇을 개발하였다. 환경감시 및 감시대상물의 이상상태의 점검 및 판단에 활용하기 위하여 열영상 감시장치, 방사선 준위 분포 관측장치 및 물체인식/추적장치가 탑재되도록 하였으며, 로봇의 주행 및 감시 점검 작업의 원활한 제어를 위하여 입체 영상장치, 가상현실 원격조작장치를 개발하였다. 이동형 로봇에 탑재되어 사용되는 센싱장치들은 로봇에의 탑재 및 분리 사용이 가능하도록 독립 시스템 형태로 설계되어 있기 때문에 이동 장치 없이도 단독적으로 사용이 가능하다. 또한 개발된 이동형 로봇은 원자력시설의 감시점검 뿐만 아니라 실제 사고 발생시의 비상사태에 대응하여 사태진압 및 사후처리 작업에 활용이 가능하며 아울러 비원자력 분야의 극한환경에서의 응용이 가능하다.

• Journal of the Korean Institute of Telematics and Electronics
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• v.9 no.5
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• pp.1-5
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• 1972

In order to improve the response time of nelltron theromopile for reactor control a neutron thermopile made use of a vacuunl evaporated thin film thor mocouple was fablicated and tested. The test results were compared with a wire-type neutron thermopile. Good linearities between the response of the neutron thermopile and the thermal flux has been shown in the ranges from n/$\textrm{cm}^2$/sec. Thermal neutron flux distributions in the core of TRIGA Mark-II reactor were measured using the fabricated neutron thermopile, and the results were conpared with data obtained by the acrivatin foil measurement.