• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제41권8호
• /
• pp.1015-1024
• /
• 2009

The presence of a non-condensable gas can considerably reduce the level of condensation heat transfer. The non-condensable gas effect is a primary concern in some passive systems used in advanced design concepts, such as the Passive Residual Heat Removal System (PRHRS) of the System-integrated Modular Advanced ReacTor (SMART) and the Passive Containment Cooling System (PCCS) of the Simplified Boiling Water Reactor (SBWR). This study examined the capability of the Multi-dimensional Analysis of Reactor Safety (MARS) code to predict condensation heat transfer in a vertical tube containing a non-condensable gas. Five experiments were simulated to evaluate the MARS code. The results of the simulations showed that the MARS code overestimated the condensation heat transfer coefficient compared to the experimental data. In particular, in small-diameter cases, the MARS predictions showed significant differences from the measured data, and the condensation heat transfer coefficient behavior along the tube did not match the experimental data. A new method for calculating condensation heat transfer coefficient was incorporated in MARS that considers the interfacial shear stress as well as flow condition determination criterion. The predictions were improved by using the new condensation model.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제46권4호
• /
• pp.481-488
• /
• 2014

An analysis of the uncertainty quantification related to LBLOCA using the Monte-Carlo calculation has been performed and compared with the tolerance level determined by the Wilks' formula. The uncertainty range and distribution of each input parameter associated with the LOCA phenomena were determined based on previous PIRT results and documentation during the BEMUSE project. Calulations were conducted on 3,500 cases within a 2-week CPU time on a 14-PC cluster system. The Monte-Carlo exercise shows that the 95% upper limit PCT value can be obtained well, with a 95% confidence level using the Wilks' formula, although we have to endure a 5% risk of PCT under-prediction. The results also show that the statistical fluctuation of the limit value using Wilks' first-order is as large as the uncertainty value itself. It is therefore desirable to increase the order of the Wilks' formula to be higher than the second-order to estimate the reliable safety margin of the design features. It is also shown that, with its ever increasing computational capability, the Monte-Carlo method is accessible for a nuclear power plant safety analysis within a realistic time frame.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제13권2호
• /
• pp.73-84
• /
• 1981

B$\Phi$rrensen은 3차원적 노심분석에 긴 시간이 요구되는 유한차분법의 대안으로서 경수형 원자로의 전체출력분포를 계산하는데 한가지의 coarse mesh 방법을 제안하였다. 이 방법은 계산시간이 매우 짧은 것으로 알려져 있지만. 그 계산의 정확도에 대한 것은 아직까지 알려져 있지 않다. 본 논문에서는 B$\Phi$rrensen의 방법을 IAEA benchmark 문제와 RIS$\Phi$ benchmark 문제에 적용시켜서 계산시간과 정확도에 대해서 고찰하였다. 두 문제에서 노심-반사체와의 경계조건과 B$\Phi$rrensen의 모델상수들의 개선으로 출력분포 계산의 정확도를 상당히 높힐 수 있었다.

• 한국정보통신학회논문지
• /
• 제10권2호
• /
• pp.360-367
• /
• 2006

본 논문에서는 IEEE802.11b와 IEEE802.11g에서 제안한 CCK 변조방식의 변조기와 복조기를 구성하고, 차량간 통신환경과 같이 지연확산이 큰 경우에 대한 CCK Rake 수신기 구조를 제안하고 있다. 다경로 Rayleigh 페이딩 채널에서 각 경로의 채널추정은 패킷 프리앰블을 이용하여 추정하였고 코히런트 방식의 CCK Rake 수신기에서 다경로 신호들의 결합은 심벌레벨 결합 형태로 구성하였다. 본 논문의 성능분석 결과는 텔레매틱스 통신의 차량간 통신환경에서 CCK 모뎀의 성능을 평가하기 위하여 차량속도가 300km/h인 다경로 페이딩 채널에서 CCK 모뎀의 성능결과를 제시하고 있다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제18권2호
• /
• pp.71-77
• /
• 1986

원자로 노심을 축방향으로 일차원 해석을 하고, 가입경수로형원자로의 안전성 해석에 적용할 수 있는 중성자 동특성프로그램 BIK를 개발하였다. BIK프로그램내에서 공간변수에 대해서는 유한차분법이, 시간변수에 대해서는 $\theta$-시간적분법이 채택되었다. 또한 도플러 및 감속재 궤환과 제어봉구동 등을 자세히 묘사하는 모델들이 포함되었다 핵모델의 검증은 ANL검증문제를 통해 이루어졌고, 고리 1호기의 제어봉 인출사고시의 노심출력 변화를 계산하였다. 이상의 계산결과 BIK동특성프로그램이 노심의 중성자 속 변화를 일차원해석의 한계내에서 비교적 정착하게 묘사할 수 있으며, 가압경수로형 원자로의 안전성 해석에 유용하게 사용될 수 있다는 것이 증명되었다.

• 한방안이비인후피부과학회지
• /
• 제5권1호
• /
• pp.45-59
• /
• 1992

I have been studied the tinnitus. The results are summarized as follows. 1. The etiologies of tinnitus is classified the Zang fa endogenous factors of the Jong-Maek-Hae and exogenous factors of the Oun-Gi, in the Nei Ching. 2. In the endogenous factors the etiologies of the Zang fa is mostly hased deficiency of the kidney, which is concerned with Sim-Hae Gan-Darn-Hae and Bi-Wae-Hae, the etiologies of the phlegm fire is fire is divided into Sin-Hae, Om-Ju-Hu-Mi and No-Gi-Oaek-Sang. 3. The etiologies of the Jong-Maek-Hae is divided into deficiency of the stomach xu of both gi am blood and xu of the kidney. 4. In Nei ching,the etiologies of Oun-Gi divided into Gul-Eum-Pung-Mok and So-Yang-Sang-Hwa of the exgeous factors is regarded to wind and fire as following generations is regrded to wind the endogenous factors caused Sin-Hae Gi-Hae. 5. In the Nei ching, Since the O-Mi-Bo-Sa-Bub is uttered main treated of tinnitus is friquently used Bo-Sin Young-Sim-Sun-Gi and Choung-Gan-Sul- You1 as Zang-Fu Choung-Dam-Gang-Hwa as the Phlegm fire Bo-bi-Sin as the Jong Maek Hae and Gye-Pung-San-Hwa as the Oun-Gi.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제51권5호
• /
• pp.1470-1476
• /
• 2019

The nuclear power plants in South Korea have been designed in accordance with the U.S. Regulatory Guide 1.60 (R.G 1.60) design spectrum of which the peak frequency range is 2-10 Hz. The characteristics of the earthquakes at the Korea nuclear power plant sites were observed to be closer to that of Central and Eastern United States (CEUS) than the R.G 1.60, which is a lower amplification in a low frequency range, and a higher amplification in a high frequency range. The possibility of failure for sensitive power plant components in the high frequency range has been considered and evaluated. In this study, in order to improve the reliability of nuclear plant and administrative control procedures, seismic tests of an emergency diesel generator (EDG) were conducted using a shaking table under both high and low frequency ranges. From the tests, oil/lubricant leaks from the bolt connections, the fuel filter and the fuel inlet were observed. Therefore, the check list of nuclear plant components after an earthquake should include bolt connections of EDG as well as anchor bolts.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제51권2호
• /
• pp.561-572
• /
• 2019

In the design criterion for the nuclear power plant piping system, the limit state of the piping against an earthquake is assumed to be plastic collapse. The failure of a common piping system, however, means the leakage caused by the cracks. Therefore, for the seismic fragility analysis of a nuclear power plant, a method capable of quantitatively expressing the failure of an actual piping system is required. In this study, it was conducted to propose a quantitative failure criterion for piping system, which is required for the seismic fragility analysis of nuclear power plants against critical accidents. The in-plane cyclic loading test was conducted to propose a quantitative failure criterion for steel pipe elbows in the nuclear power plant piping system. Nonlinear analysis was conducted using a finite element model, and the results were compared with the test results to verify the effectiveness of the finite element model. The collapse load point derived from the experiment and analysis results and the damage index based on the stress-strain relationship were defined as failure criteria, and seismic fragility analysis was conducted for the piping system of the BNL (Brookhaven National Laboratory) - NRC (Nuclear Regulatory Commission) benchmark model.

• 동남아시아연구
• /
• 제27권2호
• /
• pp.273-295
• /
• 2017

2016년 두테르테 대통령의 당선 이후 추진된 마약과의 전쟁, 돌출발언과 파격적 외교 행보에 의한 국제관계의 악화 등 여러 대내외적 불안정성에도 불구하고 필리핀의 경제는 동남아국가들 중 가장 높은 GDP 성장률을 나타냈다. 두테르테 현상을 둘러싼 사회적 맥락과 정치동학은 오늘날 민주주의의 현주소와 신자유주의 경제체제 하의 정치현상을 이해하는데 한국을 비롯한 세계 국가들에게 중요한 질문과 과제를 던졌다. 자주외교를 강조하며, 기존 패권질서에 파열음을 일으킨 필리핀의 선택이 단일국가의 실험으로 끝을 맺을지, 아니면 인접국가 또는 아세안 국가들 전반에 새로운 힘을 형성할 계기가 될 것인지 향후 귀추가 주목된다.

• 한국재난정보학회:학술대회논문집
• /
• 한국재난정보학회 2023년 정기학술대회 논문집
• /
• pp.305-306
• /
• 2023

지반 침하 및 액상화 등에 따른 과도한 상대변위로 인한 매립배관 시스템의 손상을 저감시키기 위해 종종 벨로우즈 신축이음관은 사용된다. 벨로우즈 신축이음관의 성형과정에서 회선의 벽두께 감소와 같은 구조적인 불확실성이 발생할 수 있으며 특히, 벽두께 감소는 벨로우즈 신축이음관의 성능에 영향을 미칠 수 있다. 매립배관 시스템의 효율적인 유지관리를 위해 회선의 벽두께 감소에 의한 벨로우즈 신축이음관의 성능평가는 필요하다. 하지만 회선의 벽두께 감소가 벨로우즈 신축이음관의 성능에 미치는 영향을 조사하는 연구는 미미하다. 따라서 본 연구는 기초적인 연구로써 고충실도 유한요소 모델을 이용하여 단조하중을 받는 벨로우즈 신축이음관의 벽두께 감소에 의한 성능을 평가하고 민감도 분석을 수행하였다. 각 회선의 벽두께 감소를 20%로 적용하였을 때 최대하중은 약 3% 감소하는 것으로 나타났으며 2번 회선의 벽두께 감소가 최대하중 감소에 비교적 큰 영향을 미치는 것으로 나타났다.