본 논문에서는 풍동실험을 수행하여 3차원 산악지형에서의 풍속할증현상을 정량적으로 평가하고, 3차원 산악지형의 풍속할증현상에 대해 고찰하고자 한다. 풍속할증현상을 평가하기 위하여 건축구조설계기준에서 분류하고 있는 기울기에 준하여 다음의 $5.71^{\circ}, \;11.31^{\circ},\;16.70^{\circ},\;21.80^{\circ}$, 그리고 $26.57^{\circ}$의 각각 다른 경사를 가진 5가지 산악지형모형을 제작하였다. 풍동 실험결과, 다양한 위치에서 풍속할증계수가 평가되었다 풍동실험결과를 바탕으로 풍속할증영역을 산정해 보면 수평방향의 영역은 산의 전체 지역, 수직방향의 영역은 산의 높이의 3.5배로 산정되었다. 풍속할증현상은 산의 정상부에서 크게 발생하였고, 경사 I은 57%, 경사 II는 75%, 경사 III은 79%, 경사 IV는 81%, 경사V는 61%의 풍속이 증가하였다. 또한 산의 정상에서 같은 거리에 있는 풍방향의 위치보다 풍직각방향의 위치에서의 풍속이 더 크게 평가되었고 풍직각방향의 경사시작면에서 $10{\sim}30%$의 풍속이 증가하였다.
본 논문에서는 최근 많은 관심을 받고 있는 초 고화질 방송(Ultra-High Definition TV: UD-TV) 에 대하여 간략히 알아보고, 무선 채널에 비해 잡음의 영향이 적은 케이블 채널에서의 전송 가능성과 효율적인 전송방식에 대하여 살펴 보고자 한다. 국내 및 북미에서 디지털 케이블 방송의 전송 표준으로 채택하고 있는 오픈 케이블(OpenCable, J.83 Annex B) 시스템을 근간으로 하여, 기존의 256QAM에서 1024QAM으로 단순 확장된 시스템의 TOV(Threshold of Visibility) 증가를 살펴 보고, 이를 개선하기 위한 오류 정정 부호기의 부호율 변화 및 터보 부호의 적용을 통해 수정 확장된 시스템의 성능을 분석함으로써 수정 확장된 1024QAM 오픈 케이블 시스템의 최대 성능 한계를 알아본다. 그 결과 기존 오류 정정 부호기의 구조를 갖는 오픈 케이블 시스템은 31.5dB 이하의 신호 대 잡음비에서는 오류 없는 수신이 불가능하며, 그보다 낮은 TOV를 얻기 위해서는 기존 오류 정정 부호기의 수정이 불가피함을 확인했다. 또한 UD-TV의 전송 가능성을 기존 6MHz채널 대역폭 내에서의 섀논 한계(Shannon Capacity) 및 차세대 동영상 압축 기술과의 관계를 통해 고찰해 보고, 2개 이상의 채널을 결합하여 UD-TV를 전송하는 여러 가지 시나리오를 제시한다.
고해상도 지구관측 위성의 성공적인 임무 수행을 위하여 궤도 진입 후 리포커싱 과정은 필수적으로 요구된다. 마이크론 단위의 정밀한 광학 정렬을 요하는 광학 위성카메라는 발사 전 충분한 정렬 과정을 거치지만 발사 및 운용 과정에서 외부 환경에 의한 광부품의 정렬오차가 발생하게 된다. 기존의 지구관측위성들은 지상과의 통신을 통한 오프라인 방식의 리포커싱을 수행해왔으며 이는 비용 시간적 측면에서 비효율적이다. 따라서 본 논문에서는 궤도 상에서 자동초점 정렬과정이 수행되는 온라인 리포커싱 알고리즘을 제안하였다. 또한 부경의 틸팅에 따른 광학적 효과를 리포커싱 알고리즘에 적용하여 디스페이스 외 틸팅이 발생한 위성카메라에도 적용되도록 개발하였다. 리포커싱 알고리즘의 개발 및 성능평가를 위하여 실험실 수준의 광학계를 설계하였으며, 이를 기반으로 데이터를 추출하여 부경 정렬오차에 따른 MTF(Modulation Transfer Function) 경향성을 파악하였다. MTF 경향성을 바탕으로 궤도상에서의 De-space VS MTF 함수를 추정하여 알고리즘을 개발하였다. 리포커싱 알고리즘의 성능 평가는 MATLAB과 CODE V의 연동 시뮬레이션을 통하여 수행되었다.
El Ouahdani, S.;Erradi, L.;Boukhal, H.;Chakir, E.;El Bardouni, T.;Boulaich, Y.;Ahmed, A.
Nuclear Engineering and Technology
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제52권6호
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pp.1120-1130
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2020
The CREOLE experiment performed In the EOLE critical facility located In the Nuclear Center of CADARACHE - CEA have allowed us to get interesting and complete experimental information on the temperature effects in the light water reactor lattices. To analyze these experiments with accuracy an elaborate calculation scheme using the Monte Carlo method implemented in the MCNP6.1 code and the ENDF/B-VII.1 cross section library has been developed. We have used the ENDF/B-VII.1 data provided with the MCNP6.1.1 version in ACE format and the Makxsf utility to handle the data in the specific temperatures not available in the MCNP6.1.1 original library. The main purpose of this analysis is the qualification of the ENDF/B-VII.1 nuclear data for the prediction of the Reactivity Temperature Coefficient while ensuring the ability of the MCNP6.1 system to model such a complex experiment as CREOLE. We have analyzed the case of UO2 lattice with 1166 ppm of boron in ordinary water moderator in specified temperatures. A detailed comparison of the calculated effective multiplication factors with the reference ones [1] in room temperature presented in this work shows a good agreement demonstrating the validation of our 3D calculation model. The discrepancies between calculations and the differential measurements of the Reactivity Temperature Coefficient for the analyzed configuration are relatively small: the maximum discrepancy doesn't exceed 1,1 pcm/℃. In addition to the analysis of direct differential measurements of the reactivity temperature coefficient performed in the poisoned UO2 lattice configuration, we have also analyzed integral measurements in UO2 clean lattice configuration using equivalency of the integral temperature reactivity worth with the driver core fuel reactivity worth and soluble boron reactivity worth. In this case both of the ENDF/B-VII.1 and JENDL.4 libraries were used in our analysis and the obtained results are very similar.
The thallium-doped sodium iodide [NaI(Tl)] scintillation detector is preferred as a gamma spectrometer in many fields because of its general advantages. A silicon photomultiplier (SiPM) has recently been developed and its application area has been expanded as an alternative to photomultiplier tubes (PMTs). It has merits such as a low operating voltage, compact size, cheap production cost, and magnetic resonance compatibility. In this study, an array of SiPMs is used to develop an NaI(Tl) gamma spectrometer. To maintain detection efficiency, a commercial NaI(Tl) $2^{\prime}{\times}2^{\prime}$ scintillator is used, and a light guide is used for the transport and collection of generated photons from the scintillator to the SiPMs without loss. The test light guides were fabricated with polymethyl methacrylate and reflective materials. The gamma spectrometer systems were set up and included light guides. Through a series of measurements, the characteristics of the light guides and the proposed gamma spectrometer were evaluated. Simulation of the light collection was accomplished using the DETECT 97 code (A. Levin, E. Hoskinson, and C. Moison, University of Michigan, USA) to analyze the measurement results. The system, which included SiPMs and the light guide, achieved 14.11% full width at half maximum energy resolution at 662 keV.
Background: Dose conversion coefficients (DCCs) have been commonly used to estimate radiation-dose absorption by human organs based on physical measurements of fluence or kerma. The International Commission on Radiological Protection (ICRP) has reported a library of DCCs, but few studies have been conducted on their applicability to non-Caucasian populations. In the present study, we collected a total of 8 Korean pediatric and adult voxel phantoms to calculate the organ DCCs for idealized external photon-irradiation geometries. Materials and Methods: We adopted one pediatric female phantom (ETRI Child), two adult female phantoms (KORWOMAN and HDRK Female), and five adult male phantoms (KORMAN, ETRI Man, KTMAN1, KTMAN2, and HDRK Man). A general-purpose Monte Carlo radiation transport code, MCNPX2.7 (Monte Carlo N-Particle Transport extended version 2.7), was employed to calculate the DCCs for 13 major radiosensitive organs in six irradiation geometries (anteroposterior, posteroanterior, right lateral, left lateral, rotational, and isotropic) and 33 photon energy bins (0.01-20 MeV). Results and Discussion: The DCCs for major radiosensitive organs (e.g., lungs and colon) in anteroposterior geometry agreed reasonably well across the 8 Korean phantoms, whereas those for deep-seated organs (e.g., gonads) varied significantly. The DCCs of the child phantom were greater than those of the adult phantoms. A comparison with the ICRP Publication 116 data showed reasonable agreements with the Korean phantom-based data. The variations in organ DCCs were well explained using the distribution of organ depths from the phantom surface. Conclusion: A library of dose conversion coefficients for major radiosensitive organs in a series of pediatric and adult Korean voxel phantoms was established and compared with the reference data from the ICRP. This comparison showed that our Korean phantom-based data agrees reasonably with the ICRP reference data.
진단방사선 검사 시 환자선량을 감소하기 위한 목적으로 진단용 다엽콜리메이터를 제작하고자 하며, 제작 전 사전연구로서 진단용 다엽콜리메이터에 사용되는 차폐물질 및 차폐효율에 대한 몬테칼로 시뮬레이션을 수행하였다. 몬테칼로 시뮬레이션 코드(MCNPX, LANL, USA)를 이용하여 진단방사선 기기(ReX-650R, Listem, Korea)을 모델링하기 위하여, SRS-78 프로그램을 이용하여 관전압(80, 100, 120 kVp)에 따라 에너지 스펙트럼을 획득하였다. 진단용 다엽콜리메이터의 제작을 위하여 사용된 재료는 SKD-11(탄소 : 1.6%, 규소 : 0.4%, 망간 : 0.6%, 크롬 : 5%, 몰리브덴 : 1%, 바나듐 : 0.3%, 밀도: $7.87g/cm^3$)이며 이를 진단방사선 기기에 진단용 다엽콜리메이터($10{\times}0.5{\times}0.5cm^3$, 좌우 20개씩) 형태로 전산 모사하였다. 진단용 다엽콜리메이터의 차폐효율을 확인하기 위하여 MCNPX 코드의 tally6을 이용하여 에너지별로 차폐효율을 계산하였다. 에너지에 따른 차폐효율은 80 kVp 일 때, 98.3% 차폐되었으며, 100 kVp는 95.7%, 마지막으로 120 kVp는 93.6%가 차폐되는 것을 확인할 수 있었다. 본 연구결과를 기반으로 MLC형태 및, 누설선량에 대한 연구를 진행하여 진단방사선 기기에서 사용 가능한 진단용 다엽콜리메이터 개발에 필요한 정보를 제공할 수 있을 것이라 사료된다.
기둥축소량을 발생시키는 원인과 현재까지 연구되어온 코드에 대하여 고찰하였다. 코드에서 언급하고 있는 내용들은공시체의 건조수축, 크리프, 압축강도 및 탄성계수 그리고 구조해석에서 산출되는 탄성변형을 다루고 있으나, 장기간의 모니터링에 의해 나타나는 온도에 의한 변형은 기존의 연구에 의해 발생되는 요소들에 의한 것보다 축소량이 적게 발생하는 것을 알 수 있었다. 하지만 기존의 연구에서는 온도에 의한 변형에 대해서는 고려하지 않고 건조수축, 크리프 및 탄성변형에 대하여 다루고 있는 것을 확인 할 수 있고, 공시체의 실험에 대해서는 온도에 대한 항목은 습도에 대한 항으로 대체하여 다루고 있음을 알 수 있다. 이에 대해 제안식에 의한 보정수치는 축소량 산정시 상부방향 4.9 mm 와하부방향 1.0 mm의 오차를 나타내어 측정에 의한 수치와 거의 일치하는 것으로 나타났다. 따라서, 기존의 기둥축소량 산정에 있어서 누락될 수 있는 온도에 대하여 추가적으로 더 연구하여 그 영향계수를(수직온도보정계수, ${\beta}_{vT}$) 고려하고, 공시체의 시험뿐만 아니라 구조체의 온도보정에 관한 기준 보완이 필요한 것으로 파악되었다.
Removal of decay heat from an operating reactor during a prolonged station blackout condition is a big concern for reactor designers, especially after the recent Fukushima accident. In the case of a prolonged station blackout condition, heat removal is possible only by passive means since no pumps or active systems are available. Keeping this in mind, the AHWR has been designed with many passive safety features. One of them is a passive means of removing decay heat with the help of Isolation Condensers (ICs) which are submerged in a big water pool called the Gravity Driven Water Pool (GDWP). The ICs have many tubes in which the steam, generated by the reactor core due to the decay heat, flows and condenses by rejecting the heat into the water pool. After condensation, the condensate falls back into the steam drum of the reactor. The GDWP tank holds a large amount of water, about 8000 $m^3$, which is located at a higher elevation than the steam drum of the reactor in order to promote natural circulation. Due to the recent Fukushima type accidents, it has been a concern to understand and evaluate the capability of the ICs to remove decay heat for a prolonged period without escalating fuel sheath temperature. In view of this, an analysis has been performed for decay heat removal characteristics over several days of an AHWR by ICs. The computer code RELAP5/MOD3.2 was used for this purpose. Results indicate that the ICs can remove the decay heat for more than 10 days without causing any bulk boiling in the GDWP. After that, decay heat can be removed for more than 40 days by boiling off the pool inventory. The pressure inside the containment does not exceed the design pressure even after 10 days by condensation of steam generated from the GDWP on the walls of containment and on the Passive Containment Cooling System (PCCS) tubes. If venting is carried out after this period, the decay heat can be removed for more than 50 days without exceeding the design limits.
초고속 증착은 짧은 시간에 박막 형성을 가능하게 하므로 window glass 코팅등의 대면적 코팅에 있어서 비용을 절감 시키고, 대량생산을 가능하게 만들기 때문에 관심이 집중되고 있다. 고속증착 공정으로는 high current arc, laser arc, hollow cathode discharge ion plating 그리고 마그네트론 스퍼터링법 등이 있다. 특별히 마그네트론 스퍼터링법은 3m이상의 넓이에 코팅을 할때 두께가 매우 균일하며, 증착율은 evaporation 공정에 비해 경제적, 기능적인 면에서 효율적이다. 그리고 증착된 박막은 매우 조밀하고 좋은 밀착력을 갖고 있으며, 고융점 금속을 포함하여 금속 합금 및 혼합물의 비율을 조정 및 금속 산화물, 질화물, 탄화물 등과 같은 금속의 증착도 stoichiometry를 조정하여 박막을 합성 시키는데 있어서 효과적이다. 이러한 초고속 증착을 만들기 위한 마그네트론 스퍼터링법의 요건은 마그네트론 원이 높은 타켓 power density를 가져야 하며, 타켓에서 효율적으로 플라즈마를 구속하여 스퍼터 되는 이온의 양을 최대화 시킬 수 있어 한다. 따라서 본 실험에서는 초고속 증착을 위해서 직경 50mm 타켓의 UBM magnetron원을 설계 제작하였다. 고밀도의 플라즈마를 형성시키기 위해서, Poisson simulation c code를 이용하여 자기장의 방향, 세기 및 밀도를 측정 하였고, 자기장 측정기(Gauss meter)를 이용하여 실제 자장을 측정 비교 분석하였다. 상기의 data를 바탕으로 여러 형상의 마그네트론원을 설계, 제작하였고. 마그네트론 원의 특성 분석을 위해 I-V 방전 특성을 평가하였고 substrate ion current density와 박막의 증착율을 측정하였다.duty-on 시간의 증가에 따라 $Cr_2N$ 상의 형성이 점점 많아져 80% duty-on 시간 경우에는 거의 CrN과 $Cr_2N$ 상이 공존하는 것으로 나타났다. 또한 duty-on 시간이 증가할수록 회절피크의 세기가 증가하여 결정화가 더 많이 진행되어짐을 알 수 있었다. 마찬가지로 바이어스 펄스이 주파수에 다른 결정성의 변화도 펄스의 주파수가 증가할수록 박막이 결정성이 좋아지고 $Cr_2N$ 상이 쉽게 형성되었다. 증착 진공도에 따른 결정성은 상대적으로 질소의 농도가 높은 낮은 진공도에서는 CrN 상이 주로 형성되었으며, 반대로 높은 진공도에서는 $Cr_2N$ 상이 많이 만들어졌다. 즉 $1.3{\times}10^{-2}Torr$의 증착 진공도에서는 CrN 상만이 보이는 반면 $9.0{\tiems}1-^{-2}Torr$ 진공도에서부터 $Cr_2N$ 상이 형성되기 시작하여 $5.0{\tiems}10^{-2}Torr$ 진공도에서는 두개의 상이 혼재되어 있음을 알 수 있었다. 박막의 내마모성을 조사한 결과 CrN 박막의 마찰 계수는 초기에 급격하게 증가한 후 0.5에서 0.6 사이의 값으로 큰 변화를 보이지 않았으며, $Cr_2N$ 박막도 비슷한 거동을 보였다.차 이, 목적의 차이, 그리고 환경의 의미의 차이에 따라 경관의 미학적 평가가 달라진 것으로 나타났다.corner$적 의도에 의한 경관구성의 일면을 확인할수 있지만 엄밀히 생각하여 보면 이러한 예의 경우도 최락의 총체적인 외형은 마찬가지로 $\ulcorner$순응$\lrcorner$
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[게시일 2004년 10월 1일]
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