• Proceedings of the KAIS Fall Conference
• /
• 2008.11a
• /
• pp.365-367
• /
• 2008

원자로 냉각계통의 압력경계를 구성하고 있는 재료들의 부식은 재료 표면에 형성되는 산화막, 금속재료의 구성성분이 용해되어 생성된 가용성 화학종 및 산화물 입자 형태의 부식생성물들을 발생시킨다. 금속합금의 부식에 의한 가용성 화학종 및 입자들의 방출은 원자로 냉각계통에서 노심과 증기발생기를 순환하면서 연료피복관 위에 침전되어 여러 가지 문제를 야기한다. 크러드는 구조재료의 부식에 기인하여 발생한 부식생성물들이 냉각수에 부유하여 떠다니거나 피복관 표면에 침적하여 형성되며 주로 니켈과 철 산화물로 구성되어 있다. 원자로 냉각계통에서 크러드를 최소화하기 위하여 수화학 조건들을 제어하지만 장주기 고연소도 노심에서 AOA 현상을 일으키는 주된 원인이 되고 있다. 피복관 위에 침적되는 크러드는 붕소의 잠복위치를 제공할 뿐만 아니라 냉각수의 압력강하를 증가시키고 피복관의 부식 및 파손 원인을 제공하며 방사선 준위가 증가하도록 한다. 따라서 본 연구에서는 반응속도론적 관점에서 원자로 정지시의 용출 크러드 특성에 대한 연구를 수행하였다.

• Proceedings of the Korean Vacuum Society Conference
• /
• 2012.02a
• /
• pp.145-145
• /
• 2012

반도체 집적회로의 집적도가 증가함에 따라 RC delay가 증가하며, 금속 배선의 spiking, electromigration 등의 문제로 인해 기존의 알루미늄 금속을 대체하기 위하여 구리를 배선재료로 사용하게 되었다. 하지만 구리는 실리콘 및 산화물 내에서 매우 빠른 확산도를 가지고 있으므로, 구리의 확산을 막아 줄 확산방지막이 필요로 하다. 이러한 확산방지막의 증착은, 소자의 크기가 작아짐에 따라 via/contact과 같은 고단차 구조에도 적용이 가능하도록 기존의 sputtering 증착 방법에서 이를 개선한 collimated sputter, long-throw sputter, ion-metal plasma 등의 방법으로 물리적인 증착법이 지속되어 왔지만, 근본적인 증착방법을 바꾸지 않는 한 한계에 도달하게 될 것이다. 원자층 증착법(ALD)은 CVD 증착법의 하나로, 소스와 반응물질을 주입하는 시간을 분리함으로써 증착하고자 하는 표면에서의 반응을 유도하여 원자층 단위로 원하는 박막을 얻을 수 있는 증착방법이다. 이를 이용하여 물리적 증기 증착법(PVD)보다 우수한 단차피복성과 함께 정교하게 증착두께를 컨트롤을 할 수 있다. 본 연구에서는 이러한 원자층 증착법을 이용하여 구리 배선을 위한 확산방지막으로 텅스텐질화막을 형성하였다. 텅스텐 질화막을 형성하기 위하여 금속-유기물 전구체와 함께 할라이드 계열인 WF6를 텅스텐 소스로 이용하였으며, 이에 대한 원자층 증착방법으로 이루어진 박막의 물성을 비교 평가하여 분석하였다.

• Korean Journal of Optics and Photonics
• /
• v.16 no.1
• /
• pp.7-12
• /
• 2005

We have observed the nonlinear magneto-optic effect(NMOE) based on atomic coherence in $^{87}$ Rb D$_1$-line using the Rb vapor cell containing 50 Torr of Ne. The width of the NMOE signal was measured to be 2$\pi$${\times}$464 Hz, when the peak-to-peak B-field variation was 1 mGauss. The result of this work may be applied to a high-sensitivity magnetometer.

• Journal of Energy Engineering
• /
• v.8 no.4
• /
• pp.525-532
• /
• 1999

The standardized Korea Next Generation Reactor (KNGR) NSSS has developed in the basis of the ABB-CE System 80+ design concept. In this study, several regulatory requirements for the KNGR shutdown cooling system (SCS) operation are investigated. The purpose of this study is to establish the technical self-reliance for SCS design by supporting fundamental data such as SDCHX effective area and reactor CCW flow rate. Thermal power of KNGR would be increased to about 4,000 $MW_{th}$ in comparison with thermal power 2.825 $MW_{th}$ of UCN 3&4, therefore, SCS design data shall b recalculated by using the KDESCENT Code, which could evaluate cooling capability of SCS. It is found that SCS minimum flow rate is able to remove the primary sensible heat. Reviewing the major components such as heat exchanger, pump, value, and operating procedure, it is concluded as follows.

• Proceedings of the KIEE Conference
• /
• 2003.10a
• /
• pp.75-77
• /
• 2003

마이크로파 방전을 이용한 고효율 고출력광원으로 연구 개발되고 있는 2-분자 발광체의 고압증기 플라즈마는 그 특성이 충분히 이해되지 않고 있다. 본 논문은 특유한 물리적 성질을 보이는 2-원자 황분자 증기 플라즈마의 물리적 성질과 광학적 특성에 관하여 총체적인 고찰을 할 것이다. 특히 고압 발광 플라즈마의 마이크로파 흡수 메카니즘 플라즈마 전도율, 및 발광 특성에 관하여 논의 할 것이다.

• Proceedings of the Korean Society of Precision Engineering Conference
• /
• 1996.11a
• /
• pp.469-473
• /
• 1996

In this paper, it is proposed a new approach to the development of the automatic vision system to e famine and repair the steam generator tubes at remote distance. In nuclear power plants, workers are reluctant of works in steam generator because of the high radiation environment and limited working space. It is strongly recommended that the examination and maintenance works be done by an automatic system for the protection of the operator from the radiation exposure. Digital signal processors are used it, implementing real time recognition and examination of steam generator tubes in the proposed vision system. Performance of proposed digital vision system is illustrated by experiment for similar steam generator model.

• Journal of the Korean Vacuum Society
• /
• v.21 no.2
• /
• pp.86-92
• /
• 2012

We have studied the effect of speed of deposited atom on morphology evolution during Glancing Angle Deposition (GLAD). Using Kinetic Monte Carlo simulation that incorporate molecular dynamics simulations, we have shown that the rough surface morphology became smoother as the speed of deposited atom is increased. The growth exponent ${\beta}$ change from 0.97 to 0.67 as the speed increase from ${\upsilon}_0$ to $10{\upsilon}_0$ in the case of GLAD. We also examined the effect of speed of deposited atom for the case of chemical vapor deposition (CVD) simulation. Compared to GLAD, the variation in scaling exponent ${\beta}$ is small but the speed of deposited atom also have considerable effect on growth morpholgy in the case of CVD.

• Proceedings of the KIEE Conference
• /
• 1999.11c
• /
• pp.600-602
• /
• 1999

원자력발전 비율이 증가함에 따라 전기에너지의 효율적인 이용과 원자력발전의 경쟁력 제고를 위하여 원자력발전소(이하 원전)의 부하추종운전 필요성이 점점 커지고 있다. G7과제의 하나로 개발되고 있는 차세대원자로(KNGR, Korean Next Generation Reactor)는 경쟁력 있는 원전의 설계를 위하여 "일일부하추종운전 능력의 확보"를 기본 성능요건의 하나로 하여 개발되고 있다. 그러나 수동으로 원자로출력분포를 제어하는 기존 원전의 제어방식으로는 상기목표를 충족시키기 어려워 원자로의 출력분포와 출력을 동시에 제어하는 새로운 자동 제어방식을 도입하였다. 본 논문에 기술된 제어방법은 원자로 출력분포 상태에 따른 비선형 제어방법이 적용되며 목표출력 부근에서의 Oscillatory Behavior 방지를 위해 설정된 Deadband 내에서의 다른 상태변수를 제어하기 위한 알고리즘도 포함된다. 개발된 제어방법의 성능을 확인하기 위해 원자로 증기공급계통 전체를 모델링한 성능분석 Simulator를 이용한 Numerical Simulation을 수행하였다. 일일부하추종운전은 100-50-100%P[$(10{\sim}16)-2-(10{\sim}4)-2$ hr] power cycle over a 24-hour period, 주파수제어는 일반적인 Grid Follow에 대해 Simulation하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1998.05a
• /
• pp.596-602
• /
• 1998

한국의 차세대 원자로 (Korean Next Generation Reactor; KNGR)에 처음 적용되는 격납건물내에 설치된 재장전수조 (In-Containment Refueling Water Storage Tank; IRWST)는 기존 재장전수조의 기능외에 주입모드에서 재순환 모드를 전환생략, 일차계통으로 방출된 고온, 고압 냉각수의 응축 및 냉각 격납용기 방사능 오염방지, 원자로 동공층수 등 여러 가지 추가 기능을 가진 한층 진보된 설계개념이다. 발전소 천이사고 시 발생하는 Pipe Clearing, 응축진동 현상(Condensation Oscillations), Chugging 등의 열수력 현상들이 방출증기의 유동 및 가속도와 관련해 항력과 응력, 압력진동 등을 일으켜 IRWST 구조물에 영향을 미칠 수 있기 때문에 IRWST를 처음으로 시도하는 우리 나라로서는 이와 관련된 제반현상에 대한 심도 깊은 연구가 요구된다. 따라서 본 연구에서는 원자력 발전소 과도로 인한 가압기 안전밸브(Pressurizer Safety Valve) 또는 안전감압밸브(Safety Depressurization Valve) 작동시 IRWST로 방출되는 유체로 야기되는 하중 예측 모델을 기존의 BWR의 응축수조(suppression Pool)에서 일어나는 각종 현상을 토대로 이론적으로 체계적으로 유도하여 이를 비교, 분석하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1996.11b
• /
• pp.737-742
• /
• 1996

우리나라는 미래의 노형전략 차원에서 한국형액체금속로인 KALIMER의 개발을 추진 중에 있어 이에 대한 자본비를 추정하였다. 자본비의 비용구성 항목은 EEDB 분류기준을 참고하였으며, 특히 원자로 및 핵증기 공급계통, T/G 건물, 원자로 설비, 열수송장치 둥과 같은 주요 비용에 대해서는 KALIMER의 설계치를 반영하여 평가하였다. KALIMER는 Block 당 333MWe로 구성되며, 3개의 Blocks으로 구성되는 1000MWe를 전용량 규모로 고려하고 있다. 그리하여 여기에서는 FC1B(First Commercial Plant with 1 Block), FC3B(First Commercial Plant with 3 Blocks), NOAK1B(Nth-Of-A-Kind Plant with 1 Block), NOAK3B (Nth-Of-A-Kind Plant with 3 Blocks) 등과 같은 4개의 대안을 설정하였다. 분석결과에 의하면 NOAK3B 대안의 평준화자본비는 30.46 mills/kWh로 학습효과와 규모의 경제효과 등에 의해 FC1B, FC3B, NOAK1B 대안에 비해 각각 42%, 11%, 23% 정도 더 경제적인 것으로 분석되었다. 또한 이들 대안의 평준화자본비는 기존의 1144MWe, 587MWe급의 PWR에 비해서 11%, 39% 정도 저렴하여 경쟁력을 가지고 있는 것으로 평가되었다.