본 연구는 한국가스공사에서 운영중인 천연가스 공급관리소의 가스히터를 대상으로 겨울철 히터 가동 중단시, 가스히터 내부의 열전달 매체액 (Bath Water)이 빙점에 도달하는 시간을 계산하여 보수주기에 대한 결정 및 동파 취약 부위에 대한 영향을 판단하기 위해 가스히터의 체적을 고려한 비선형 3차원 전산모사를 수행하였다. 이용된 시뮬레이터는 미국 FLUENT사의 FLUENT V 5.0으로서 열유체 유동해석 범용 Code이다. 본 문제는 열전도에 관한 문제로 에너지 방정식을 푸는 방식으로 진행되지만 가스히터의 체적을 고려한 3차원 계산을 수행하기 위해 현장의 가스히터 형상 및 축적을 거의 유사하게 모델링하였고 표면에서 공기에 의한 대류 (Convection)문제와 단열재 사이의 전달 (Conduction)문제, 히터내부 액체의 자연대류 (Natural Convection) 그리고 배관을 통한 열손실의 문제를 고려한 복합적인 열전달 현상을 분석하였다.
Journal of Advanced Marine Engineering and Technology
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제30권5호
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pp.572-579
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2006
Accurate heat release analysis based on the cylinder pressure trace is important for evaluating combustion process of diesel engines. However, traditional single-zone heat release models (SZM) have significant limitations due mainly to their simplified assumptions of uniform charge and homogeneity while neglecting local temperature distribution inside cylinder during combustion process. In this study, a heat release analysis based on single-zone model has been evaluated by comparison with computational simulation result using Fire-code, which is based on multidimensional model (MDM). The limitations of the single-zone assumption have been estimated, To overcome these limitations, an improved model that includes the effects of spatial non-uniformity has been applied. From this improved single-zone heat release model (Improved-SZM), two effective values of specific heat ratios, denoted by ${\gamma}_V$ and ${\gamma}_H$ in this study, have been introduced. These values are formulated as the function of charge temperature changing rate and overall equivalence ratio. Also, it is applied that each equation of ${\gamma}_V$ and ${\gamma}_H$ has respectively different slopes according to several meaningful periods during combustion progress. The heat release analysis results based on improved single-zone model gives a good agreement with FIRE-code results over the whole range of operating conditions of target engine, Hyundai HiMSEN H21/32.
철근과 콘크리트의 부착성능 확보는 철근콘크리트 구조물의 거동에서 중요한 요구사항이다. 구조체에 순환 잔골재 콘크리트를 적용하기 위해 순환 잔골재 콘크리트와 철근의 부착거동에 대한 규명이 매우 중요하다. 이에 따라 본 연구에서는 순환잔골재를 사용한 콘크리트와 철근 상호간의 부착거동을 평가하기 위하여 직접인발 실험을 수행하였다. 연구를 수행함에 있어 실험에 사용된 변수는 0, 100%의 순환잔골재 치환율 및 철근의 위치(상단근, 중간근, 하단근)로 하였다. 실험 결과는 CEB-FIP가 규정한 부착강도와 비교하였다. 본 연구를 통하여 얻어진 실험결과를 종합해 보면, 순환잔골재 콘크리트와 철근의 부착거동은 순환 잔골재 치환율 및 철근 위치에 영향을 받는다. H type 시험체의 경우 블리딩 현상이 일어나 V type 시험체와 HB 시험체만이 CEB-FIP가 규정한 부착강도를 만족하였다.
Background: The design of deuteron accelerator neutron source facilities requires reliable yield estimation of gamma-rays as well as neutrons from deuteron-induced reactions. We have so foar measured systematically double-differential thick target neutron yields (DDTTNYs) for carbon, aluminum, titanium, copper, niobium, and SUS304 targets. In the neutron data analysis, the events of gamma-rays taken simultaneously were treated as backgrounds. In the present work, we have re-analyzed the experimental data for a thick carbon target with particular attention to gamma-ray events. Materials and Methods: Double-differential thick target gamma-ray yields from carbon irradiated by 5 and 9 MeV deuterons were measured using an NE213 liquid organic scintillator at the Kyushu University Tandem accelerator Laboratory. The gamma-ray energy spectra were obtained by an unfolding method using FORIST code. The response functions of the NE213 detector were calculated by EGS5 incorporated in PHITS code. Results and Discussion: The measured gamma-ray spectra show some pronounced peaks corresponding to gamma-ray transitions between discrete levels in residual nuclei, and the measured angular distributions are almost isotropic for both the incident energies. Conclusion: PHITS calculations using INCL, GEM, and EBITEM models reproduce the spectral shapes and the angular distributions generally well, although they underestimate the absolute gamma-ray yields by about 20%.
Calculation of the core neutronic parameters is one of the key components in all nuclear reactors. In this research, the energy spectrum and spatial distribution of the neutron flux in a uranium target have been calculated. In addition, sensitivity of the core neutronic parameters in accelerator-driven subcritical advanced liquid metal reactors, such as electron beam energy ($E_e$) and source multiplication coefficient ($k_s$), has been investigated. A Monte Carlo code (MCNPX_2.6) has been used to calculate neutronic parameters such as effective multiplication coefficient ($k_{eff}$), net neutron multiplication (M), neutron yield ($Y_{n/e}$), energy constant gain ($G_0$), energy gain (G), importance of neutron source (${\varphi}^*$), axial and radial distributions of neutron flux, and power peaking factor ($P_{max}/P_{ave}$) in two axial and radial directions of the reactor core for four fuel loading patterns. According to the results, safety margin and accelerator current ($I_e$) have been decreased in the highest case of $k_s$, but G and ${\varphi}^*$ have increased by 88.9% and 21.6%, respectively. In addition, for LP1 loading pattern, with increasing $E_e$ from 100 MeV up to 1 GeV, $Y_{n/e}$ and G improved by 91.09% and 10.21%, and $I_e$ and $P_{acc}$ decreased by 91.05% and 10.57%, respectively. The results indicate that placement of the Np-Pu assemblies on the periphery allows for a consistent $k_{eff}$ because the Np-Pu assemblies experience less burn-up.
직경 450 mm(f/2.7) 포물면경 제작을 위해 자동무수차점방식의 널 광학계를 설계 및 제작하였으며, 설계프로그램(CODE V)의 공차분석기법을 이용하여 널 광학계의 제작과 정렬 오차에 따른 측정 신뢰도를 이론적으로 검증하였다. 그리고 광학계를 실제로 구축하여 포물면경의 제작에 적용하였다. 또한, 널 렌즈를 사용하지 않고 평면거울만 사용하는 자동시준방식의 측정방법으로 포물경을 재평가하여, 역으로 자동무수차점방식의 널 렌즈 정렬오차에 의한 측정 신뢰도를 확인하였다.
본 논문은 비유전율이 100 이상으로 제작된 Ti-Si-Al형 세라믹 촉매 방전관에 전원 전압 4 ~6[kV], 구동 주파수0.6~1.0[kHz]를 방전관 전극에 인가하여 오존 농도와 수율을 측정한 것이다. 측정 결과 구동 주파수 600[Hz], 유량 2[1/min], 동작 압력 1.6[atm], 방전관 주위 온도 20[$^{\circ}C$]에서 산소 원료의 경우, 오존 발생 농도는 50~60[g/㎥]이었고, 오존 발생 수율은 180(g/kWh)로 나타났다. 그리고 반응기 내부 온도 또는 유입 가스 온도가 낮을수록 오존 수율은 상승하였다.
국내 원전의 주종인 가압경수로를 대상으로 스펙트로메트리 기법에 의한 감마, 중성자 그리고 베타 방사선장에 대한 특성조사를 수행하였다. 감마선장의 경우, HPGe 반도체 검출기로 구성된 휴대용 감마 스펙트로메타를 사용하여 측정한 결과, 평균 에너지 값의 분포는 가동정지중일 때 원전의 격납용기내에서 $440{\sim}780keV$, 가동중일 때 원전의 보조건물내에서 $280{\sim}760 keV$로 나타났다. 가동중인 원전의 격납용기내 operation deck를 중심으로 5개 지점에 대하여 BMSS (Bonner Multiple Spectrometry System)을 사용하여 중성자선장을 조사하였다. BUNKI 코드를 사용하여 측정스펙트럼을 분해하였으며, 측정 장소에서의 평균 에너지 값의 분포는 $20{\sim}210 keV$이었다. 베타피폭원인 오염에 대하여 가동정지 상태인 원전의 격납용기내와 보조건물의 총 14개 지점의 고방사성 오염지역에서 smearing 시료를 채취하여 표면장벽형 Si 반도체검출기를 사용하여 에너지 스펙트럼을 측정하였다. 그 결과 부식생성물 $^{60}Co$에 의한 베타 에너지가 지배적인 것으로 나타났다.
의료용 선형가속장치의 두부 구성요소 중 광자 발생의 원인이 되는 타깃에 대한 연구로써, 타깃의 재질에 따른 광자를 분석하여 타깃 재질 별 발생하는 광자특성에 대한 기초자료를 제시하고자 한다. 본 연구에서는 몬테카를로 방식을 바탕으로 한 MCNPX를 사용하여 타깃 재질에 따른 6, 15 MV의 광자 특성을 비교분석하였다. 타깃 재질 별 평균에너지는 6 MV에서 1.69 ~ 1.84 MeV, 15 MV에서는 3.38 ~ 3.56 MeV로 분석되었다. Flux는 6 MV에서 $1.64{\times}10^{-5}{\sim}1.80{\times}10^{-5}{\sharp}/cm^2/e$, 15 MV는 $1.76{\times}10^{-4}{\sim}1.85{\times}10^{-4}{\sharp}/cm^2/e$로 계산되었다. 결과를 분석하면, 타깃 재질이 고원자번호일수록 평균에너지와 Flux가 증가하는 것으로 평가다. 본 연구를 바탕으로 광자의 물리적 특성에 대한 기초적인 자료를 제시할 수 있었으며, 추후 타깃 선정 시 경제성, 효율성은 물론 물리적 측면을 고려할 수 있어 적절한 선택을 할 수 있을 것으로 판단된다.
본 논문에서는 기존 폴딩 구조의 A/D 변환기(ADC)가 지닌 경계조건 비대칭 오차를 극복하기 위해 홀수개의 폴딩 블록을 사용한 1.2V 8b 800MSPS CMOS ADC를 제안한다. 제안하는 ADC는 저 전력소모를 위해 폴딩 구조에 저항열 인터폴레이션 기법을 적용하고, 높은 folding rate(FR=9)를 극복하기 위해 cascaded 폴딩 구조를 채택하였다. 특히 폴딩 ADC의 주된 문제인 아날로그 신호의 선형성 왜곡과 offset 오차 감소를 위해 홀수개의 폴딩 블록을 사용하는 신호처리 기법을 제안하였다. 또한 스위치를 사용한 ROM 구조의 인코더를 채택하여 $2^n$ 주기를 가지지 않는 디지털 코드를 일반적인 바이너리 코드로 출력하였다. 제안하는 ADC는 $0.13{\mu}m$ 1P6M CMOS 공정을 사용하여 설계되었으며, 유효면적은 870um$\times$980um이다. 입력주파수 10MHz, 800MHz의 변환속도에서 150mW의 낮은 전력소모 특성을 보이며 SNDR은 44.84dB (ENOB 7.15bit), SFDR은 52.17dB의 측정결과를 확인하였다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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