• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05a
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• pp.169-172
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• 1996

본 연구에서는 DUPIC 핵연료 주기개발이 상업화 됨을 전재로 하였을때 핵연료 제조 공정에 대하여 핵임계 해석을 수행하였다. 계산 과정은 PWR 핵연료봉을 해체하는 공정과 분말을 취급하는 공정으로 나누었으며, 이중 우발성의 원리를 기초하여 가상 사고 조건을 고려하였다. 핵임계 해석의 결과, DUPIC 핵연료 제조 공정에서는 특별한 가상조건을 제외하고는 핵임계의 위험은 없는 것으로 나타났다.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• summer
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• pp.503-505
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• 2004

본 연구의 목적은 가공배전선로의 이도 및 장력 검토업무를 단순화하고 업무효율을 향상하는데 있다. 따라서 EDS(Every Day Stress)하중조건과 $고\cdot저온계$ 하중조건간의 임계경간을 계산할 수 없는 기존임계경간식의 한계점을 해결하기 위하여 다 조건간의 임계경간식을 개발하였으며, 이를 가장 많이 사용하는 알루미늄피복 강심 알루미늄 절연전선(ACSR/AW-OC)에 적용하는 방법을 보여주고 최종적으로 지역별 임계경간 및 적용하중조건 표를 완성하여 설계시 활용할 수 있도록 하였다.

• Journal of the Korean Geotechnical Society
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• v.29 no.1
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• pp.5-12
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• 2013

The critical velocity effect on railway trackbed means the amplification of vibration energy when the train running-speed and group velocity of ground surface wave are superimposed. It is called a pseudo-resonance phenomenon of time domain. In the past, it was not issued because the train speed was low and the ground group velocity was higher. But since the high-speed train is introduced, critical velocity reported causing a track irregularity. So far, theoretical analysis has been performed because of the complexity of formation process. However it requires reasonable consideration which is similar to actual track and trackbed conditions. In the present paper, finite element analysis to verify the critical velocity effect is performed considering each track structure and trackbed supporting stiffness. As a result, the deformation amplification caused by the critical velocity effect is verified to analyze each supporting stiffness and track system.

• Proceedings of the Korea Water Resources Association Conference
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• 2005.05b
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• pp.1113-1117
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• 2005

보 상류의 유속 및 수심과 같은 흐름 조건은 보, 하천 형상, 그리고 하류 흐름 특성에 의해 좌우된다. 본 연구에서는 하류 조건에 따라 보 상류의 흐름 특성에 미치는 영향을 검토하였다. 이를 위해 구형단면의 수로에 하천설계지침(2002)에 따라 보를 제작하여 설치하였으며 보에서의 임계수심 및 이에 따른 유량의 변화를 파악하였으며 실험결과를 기존 문헌과 비교$\cdot$분석하였다. 또한 자유 월류로 빠른 유속을 지닌 흐름이 수로의 마찰저항과 하류 배수효과에 의해 에너지 소멸로 나타나는 도수현상을 관측하여 발생특성을 파악하였다. 도수의 발생조건은 Posey와 Hsing(1938)에 제시한 결과와 유사한 결과를 보였으며 하류영향에 따른 도수 발생 위치는 하류단 수위와 일정한 관계를 갖고 있으나 유량과는 선형적인 관계를 보이지 않는 것을 알 수 있었다. 또한 임계수심 설정에 대해 Knap(1960)이 제시한 산정식과 비교한 결과 유량이 작은 경우 거의 일치하는 결과를 보였으나 유량이 증가할수록 오차가 커졌다. 임계수심 전$\cdot$후의 유량계수를 살펴본 결과 하류 조건에 의해 임계수심을 넘으면 유량계수가 자유 월류 시보다 약 $2\%\~6.5\%의 감소를 나타냈으며 공급유량이 $0.05m^3/s$ 일 경우 유량계수의 차이가 가장 큰 것을 알 수 있다.

• Journal of Welding and Joining
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• v.8 no.1
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• pp.2-11
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• 1990

오-스테나이트계 스테인레스강을 용접육성한 강판의 박리균열의 원인에 대하여 강중의 수소거동을 중심으로 고찰해 보았다. 강중의 수소온도 분포를 추정하는데는 확산 방정식을 기초로하여 수치해석이 유력하며 그 기초적사항에 대해 제문헌을 인용하여 설명했으며, 또 시험편에 대하여 계산과 실험치의 결과를 이용하여 비교하였다. 이들로부터 박리균열의 발생에 대한 미시적 임계조건을 도출하여, 이들이 한정된 실험의 범위내이지만 실증할 수 있음을 나타내었다. 그러나 박리균열의 원인의 하나인 잔류응력에 대해서는 아직 불명한 점이 많으나, 냉각속도에 따라 변화하며 그것이 수소농도라고 하는 관점에서 미시적 임계조건에 영향을 미칠 수 있음을 시사하고 있다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.5 no.2
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• pp.115-131
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• 1973

L.S. Pontryagin's maximum principle is applied to the minimum critical mass problem without any restriction on the ranges of uranium enrichment. For the analysis, two group diffusion equation is adopted for a cylindrical reactor neglecting the vertical axis consideration. The result shows that the three-zoned reactor turns out to be most optimal: the inner and outer zones with the minimum enrichment ; whereas the middle 3one with the maximum enrichment. With the given three-zoned reactor, critical condition is derived, which leads to the calculation of the determinant. By finding the roots of the determinant the numerical calculation of the minimum critical mass is carried out for the case of Kori reactor geometry changing the minimum or the maximum enrichment. It is found from many computed values that the least possible critical mass turns out to be the case of 1.2% maximum enrichment for the middle zone and 0.65% minimum enrichment for the inner and out zones.

• Nuclear industry
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• no.3_4 s.25
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• pp.36-37
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• 1981

• Proceedings of the Korea Water Resources Association Conference
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• 2005.05b
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• pp.1413-1416
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• 2005

본 연구에서는 인접하는 유역과 어떠한 동적인 상호작용없이 유출이 독립적으로 결정되는 자연방류형 단일저류지를 대상으로 기존의 연구에서 임계지속기간 결정에 빈번히 이용되었던 최대첨두유량 발생시간, 최대저류용량 발생시간, 최대 저류비 발생시간을 기준으로 한 임계지속기간을 산정하여 분석하므로써 자연방류형 단일저류지의 임계지속기간의 결정에 있어 합리적인 성과를 도출하고자 하였다. 적용결과, 최대 저류용량을 기준으로 한 경우에는 저류지 규모와 같은 제약조건을 가져오게 되고, 최대 저류비를 기준으로 한 경우에는 강우지속기간에 따라 저류비는 지속적으로 감소하므로 두 기준을 통하여 임계지속기간을 결정하는 것은 적합하지 않은 것으로 판단되었다. 따라서 허용방류량 고정개념을 통하여 최대 저류비, 최대 저류용량을 통하여 임계지속기간을 산정하였다. 그 결과 자연방류형 단일 저류지에서는 최대 저류용량을 통하여 적정 임계지속기간을 검토할 수 없는 것으로 판단되었다. 그러므로 최대 저류비를 이용하여 자연방류형 저류지에서의 최대 저류비를 발생시키는 시간분포를 정리한 결과 전체적으로 Huff 2분위가 최대 저류비를 발생시키는 것으로 나타났다. 그리고 첨두저류비 변화율을 검토한 결과 매우 제한적인 조건이기는 하지만 허용방류량 고정개념을 이용한 경우에 한하여 지속기간별 최대 첨두유량의 임계지속기간과 자연방류형 단일저류지의 임계지속 기간을 동일하게 간주하는 것이 큰 무리는 아닌 것으로 판단되었다.

• The Korean Journal of Rheology
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• v.6 no.2
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• pp.139-146
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• 1994

미연신, 비결정 PET 필름의 띠연신조건(띠연신 응력, 띠연신 온도, 띠열판의 상승속 도)에 따른 필름의거동을 연구하였다. 띠열판의 상승속도가 10, 20, 30, 50 mm/min일 때 온 도(Td) 이하에서는 임계네킹응력이 띠연신 온도가 증가함에 따라 급격히 감소하고 그 온도 이상에서는 거의 변하지 않고 일정했으며 임계온도 이하에서는 임계온도와 띠연신 온도의 온도차(Tc-Td)가 임계네킹응력과 비례관계를 가져 다음과 같은 간단한 실험식을 얻었다. $\sigma$c=0.838 (Tc-Td)+$\sigma$0 임계네킹응력에서 띠연신한 필름의 치수는 연신 온도와 띠열판의 상 승속도에 거의 의존하지 않고 일정한 값을 나타내었다. 임계네킹응력 이상에서는 연신 조건 에 따라 필름의 폭, 두께, 그리고 연신비가 거의 변하지 않았다.

• Proceedings of the Korean Vacuum Society Conference
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• 2016.02a
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• pp.383.2-383.2
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• 2016

임계 열유속 현상은 열전달 시스템에서 가열조건이나 유동조건이 변함에 따라 열전달 표면 부근의 유체상태가 액체에서 기체로 바뀌면서 열전달계수가 급격히 감소하는 현상을 말한다. 임계 열유속 발생 시 핵 비등 영역에서 순간적으로 막 비등 영역으로 넘어가면서 원전 시스템의 물리적 파괴를 일으킬 수 있게 된다. 따라서 임계 열유속 현상은 시스템 설계 및 안전해석 뿐만 아니라, 열교환 및 냉각 장치 설계에서 중요하게 고려되고 있다. 특히, 비등 열전달 시스템에서 임계 열유속 발생 시 시스템의 물리적 손상을 야기하게 된다. 따라서 원전 시스템을 보호하면서 성능을 극대화시키기 위해서는 임계 열유속 향상이 필수적이며, 임계 열유속 향상을 위한 대안 중 하나로서 열적 특성이 우수한 나노유체를 열전달 시스템에 적용하여 임계 열유속 향상을 위한 연구가 지속되고 있다. 따라서 본 연구에서는 산화 처리된 다중벽 탄소나노튜브 나노유체를 사용하여 각각 0.5 m/s, 1.0 m/s, 1.5 m/s의 유속에서 임계 열유속과 열전달 계수를 측정하였다. 그 결과 산화 처리된 다중벽 탄소나노튜브 나노유체의 유속이 증가 할수록 임계 열유속이 증가하는 것을 확인 하였으며, 순수물과 비교하여 최대 62.64% 증가함을 확인하였다. 그리고 산화 처리된 다중벽 탄소나노튜브 나노유체의 비등 열전달 계수 또한 유속이 증가 할수록 비등 열전달 계수가 증가하는 것을 확인하였며 최대 24.29% 증가함을 확인하였다.