Albatal, Mona;Ghani, Mohamad Abdul;El-Faham, Ayman;Al-Hazimi, Hassan M.;Hammud, Hassan H.
대한화학회지
/
제54권4호
/
pp.419-428
/
2010
마이크로웨이브 반응 장치 (Synthos 3000 Aton Paar, GmbH, 1400 W maximum magnetron)를 이용하여, diisopropylcarbodiimide (DIC)/와 1-hydroxybenzotriazoles (HOXt) (X = A or B)를 반응시켜서 amino acid hydrazide를 효율적으로 합성할 수 있는 반응 조건을 개발하였다. 일반적인 가열반응과 마이크로웨이브 반응을 반응 시간, 반응 조건 등을 비교하였을 때에, 마이크로웨이브 반응이 보다 효율적으로 진행되었으며, diisopropylcarbodiimide (DIC)와 1-hydroxybenzotriazole (HOBt) 반응에서보다는 diisopropylcarbodiimide (DIC)와 7-aza-1-hydroxybenzotriazole (HOAt)를 반응시켰을 때에 좋은 수율 (95 - 98%)로 얻어졌다.
Kim, Jong-Chae;Kim, Myung-Hyun;Lee, Un-Chul;Kim, Young-Jin
Nuclear Engineering and Technology
/
제30권4호
/
pp.342-352
/
1998
A nuclear design feasibility of soluble boron free(SBF core for the medium-sized(600MWe) PWR was investigated. The result conformed that soluble boron free operation could be performed by using current PWR proven technologies. Westinghouse advanced reactor, AP-600 was chosen as a design prototype. Design modification was applied for the assembly design with burnable poison and control rod absorber material. In order to control excess reactivity, large amount of gadolinia integral burnable poison rods were used and B4C was used as a control rod absorber material. For control of bottom shift axial power shape due to high temperature feedback in SBF core, axial zoning of burnable poison was applied to the fuel assemblies design. The combination of enrichment and rod number zoning for burnable poison could make an excess reactivity swing flat within around 1% and these also led effective control on axial power offset and peak pin power, The safety assessment of the designed core was peformed by the calculation of MTC, FTC and shutdown margin. MTC in designed SBF core was greater around 6 times than one of Ulchin unit 3&4. Utilization of enriched BIO(up to 50w1o) in B4C shutdown control rods provided enough shutdown margin as well as subcriticality at cold refueling condition.
In this paper, joints of Cu-1Cr-0.1Zr alloy to STS316L were performed by friction welding method. Particularly, Cu-1Cr-0.1Zr alloy is attractive candidate as nuclear power plant material and exibit the best combination of high strength and good electrical and thermal conductivity of any copper alloy examined. The stainless steel is a structural material while copper alloy acts as a heat sink material for the surface heat flux in the first wall. So, in this paper, not only the development of optimizing of friction welding with more reliability and more applicability but also the development of in-process real-time weld quality (such as strength and toughness) evaluation technique by acoustic emission for friction welding of such nuclear reactor component of Cu-1Cr-0.1Zr alloy to STS316L steel sere performed.
One of the important severe accident management measures in the Light Water Reactors is water injection to the reactor core. The related phenomena are investigated by performing experiments and computer simulations. One of the most widely known is the QUENCH test-program. A number of analyses on QUENCH tests have also been performed by different computer codes for code validation and improvements. Unfortunately, any deterministic computer simulation is not free from the uncertainties. To receive the realistic calculation results, the best estimate computer codes should be used for the calculation with combination of uncertainty and sensitivity analysis of calculation results. In this article, the QUENCH-03 and QUENCH-06 experiments are modelled using ASTEC and RELAP/SCDAPSIM codes. For the uncertainty and sensitivity analysis, SUSA3.5 and SUNSET tools were used. The article demonstrates that applying the best estimate approach, it is possible to develop basic QUENCH input deck and to develop the two sets of input parameters, covering maximal and minimal ranges of uncertainties. These allow simulating different (but with the same nature) tests, receiving calculation results with the evaluated range of uncertainties.
Smirnov, A.Yu.;Palkin, V.A.;Chistov, A.V.;Sulaberidze, G.A.
Nuclear Engineering and Technology
/
제54권10호
/
pp.3650-3659
/
2022
We proposed a modification of a double cascade scheme to enrich reprocessed uranium. Such a cascade scheme represents a combination of one cascade with "broadening" of the flow and an ordinary three-flow cascade. A calculation and optimization method has been developed for the proposed scheme according to various efficiency criteria. It is shown that the proposed scheme makes it possible to obtain low-enriched uranium of commercial quality using reprocessed uranium of different initial compositions. For example, the enrichment of reprocessed uranium, which had gone through five consequent recycles, was considered. The proposed scheme allowed to enrich it with simultaneous fulfillment of restrictions on isotopes 232U, 234U, and 236U. Such results indicate the scheme's applicability under conditions of multiple recycling of uranium in reactor fuel. Computational experiments have shown that in the proposed modification, a noticeable saving of natural uranium in the cycle (~18%) can be achieved, provided that the additional consumption of separative work does not exceed 10%, compared with the case of enrichment of natural uranium to obtain LEU of equivalent quality.
This paper proposes an extended time uncertainty analysis approach in Level 2 human reliability analysis (HRA) considering severe accident management (SAM) strategies. The method is a time-based model that classifies two time distribution functions-time required and time available-to calculate human failure probabilities from delayed action when implementing SAM strategies. The time required function can be obtained by the combination of four time factors: 1) time for diagnosis and decision by the technical support center (TSC) for a given strategy, 2) time for strategy implementation mainly by the local emergency response organization (ERO), 3) time to verify the effectiveness of the strategy and 4) time for portable equipment transport and installation. This function can vary depending on the given scenario and includes a summation of lognormal distributions and a choice regarding shifting the distribution. The time available function can be obtained via thermal-hydraulic code simulation (MAAP 5.03). The proposed approach was applied to assess SAM strategies that use portable equipment and safety depressurization system valves in a total loss of component cooling water event that could cause reactor vessel failure. The results from the proposed method are more realistic (i.e., not conservative) than other existing methods in evaluating SAM strategies involving the use of portable equipment.
Kim, Min Gi;Wisudhaputra, Adnan;Lee, Jong-Hyuk;Kim, Kyungdoo;Park, Hyun-Sik;Jeong, Jae Jun
Nuclear Engineering and Technology
/
제54권5호
/
pp.1890-1901
/
2022
We have assessed the applicability of the thermal-hydraulic system analysis code, SPACE, to a small modular reactor called SMART. For the assessment, the experimental data from a scale-down integral-test facility, SMART-ITL, were used. It was conformed that the SPACE code unrealistically calculates the safety injection flow rate through the CMT and SIT during a small-break loss-of-coolant experiment. This unrealistic behavior was due to the overprediction of interfacial heat transfer at the steam-water interface in a vertically stratified flow in the tanks. In this study, a special thermal-hydraulic component model has been developed to realistically calculate the interfacial heat transfer when a strong non-equilibrium two-phase flow is formed in the CMT or SIT. Additionally, we developed a special heat structure model, which analytically calculates the heat transfer from the hot steam to the cold tank wall. The combination of two models for the tank are called the special component model. We assessed it using the SMART-ITL passive safety injection system (PSIS) test data. The results showed that the special component model well predicts the transient behaviors of the CMT and SIT.
Radioactive iodine is a representative fission product to be quantified for the safety assessment of nuclear facilities. In integral severe accident analysis codes, the iodine behavior is usually described by a multi-physical model of iodine chemistry in aqueous phase under radiation field and mass transfer through gas-liquid interface. The focus of studies on iodine source term evaluations using the combination approach is usually put on the chemical aspect, but each contribution to the iodine amount released to the environment has not been decomposed so far. In this study, we attempted the decomposition by revising the two-film theory of molecular-iodine mass transfer. The model involves an effective overall mass transfer coefficient to consider the iodine chemistry. The decomposition was performed by regarding the coefficient as a product of two functions of pH and the overall mass transfer coefficient for molecular iodine. The procedure was applied to the EPICUR experiment and suppression chamber in BWR.
$250{\sim}400^{\circ}C$ 범위에서 $NO_x$ 제거를 위해 운영되는 선택적 촉매 환원법의 반응 온도를 $200^{\circ}C$ 이하로 낮추기 위해서는 NO를 $NO_2$로 산화시키는 전처리 공정을 필요로 한다. 이번 연구에서는 분말 $NaClO_2(s)$를 이용하여 NO를 $NO_2$로 산화시킨 후, 탄소 분산형 촉매를 이용한 저온에서의 $NO_x$, $SO_2$ 동시 제거에 관한 실험실 규모 실험과 제철소 소결 공장에서 실제 배기가스를 이용하는 bench 규모 실험을 진행하였다. 실험실 규모 실험에서는 반응기에 $NaClO_2(s)$ (2.4~3.6 g)를 충진 하여 $NO_x$ 200 ppm, $SO_2$ 75 ppm, $H_2O$ 10%, $O_2$ 15%의 모사가스(2.6 L/min)를 통과시켰으며, $NaClO_2(s)$와 반응 후의 모사가스를 탄소 분산형 촉매가 충진 된 반응기(공간 속도 = $2,000hr^{-1}$)로 주입하였다. bench 규모 실험에서는 $50Nm^3/hr$의 배기가스 유량에 screw feeder로 $NaClO_2(s)$ 분말을 주입하여 NO를 $NO_2$로 산화 시킨 후, $1,000hr^{-1}$ 탄소 분산형 촉매를 통과하여 $NO_x$ 제거 가능성을 확인하였다. 실험실 규모와 bench 규모 실험 모두 $SO_2$를 측정하며 $NO_x$, $SO_2$ 동시 제거 가능성을 확인하였다. 그 결과 실험실 규모와 bench 규모 실험 모두 $NaClO_2(s)$에 의하여 NO가 $NO_2$로 산화되었고, 이를 결합한 탄소 분산형 촉매에서 90% 이상의 $NO_x$, $SO_2$ 제거 효율을 나타내는 것을 확인하였다. 이상의 실험 결과로부터 $NaClO_2(s)$와 탄소 분산형 촉매의 결합은 저온에서 $NO_x$와 $SO_2$를 동시에 제거할 수 있음을 알 수 있었다.
수소가 매력적인 연료로 각광받기 시작하면서 수요가 급증하였으며 이에 대응하여 수소 생산 기술에 대한 연구가 필요하다. 본 연구에서는 산소-메탄올 비율에 따른 연료전지용 메탄올 개질기의 반응 효율을 알아보았다. 각각의 촉매 배열에 따른 산소-메탄올의 비율($O_2/CH_3OH$)의 영향을 알아보기 위해 $O_2/CH_3OH$를 0.1에서 0.4까지 0.05씩 증가시켜 반응기의 온도, 변환율, 효율에 관한 실험을 수행하였다. $O_2/CH_3OH$가 0.15에서 0.2로 증가할 때 촉매층(catalyst bed)의 온도도 증가하며, 흡열 반응이 발열반응으로 변하여 반응기의 온도를 상승시켜 촉매 점화에 따라 온도는 $235^{\circ}C$정도 급상승한 $500^{\circ}C$가 된다. 반응기의 성능은 $O_2/CH_3OH$에 크게 의존하며 이론적 연구에서 $O_2/CH_3OH$는 0.23이었으나 실험 결과는 30 % 높은 0.30일 때 최적의 성능을 나타내었다. 이것은 혼합기체의 농도차이, 반응속도, 촉매, 반응기의 열손실, 반응 시 생성된 생성물 등의 변화 때문인 것으로 여겨진다.
본 웹사이트에 게시된 이메일 주소가 전자우편 수집 프로그램이나
그 밖의 기술적 장치를 이용하여 무단으로 수집되는 것을 거부하며,
이를 위반시 정보통신망법에 의해 형사 처벌됨을 유념하시기 바랍니다.
[게시일 2004년 10월 1일]
이용약관
제 1 장 총칙
제 1 조 (목적)
이 이용약관은 KoreaScience 홈페이지(이하 “당 사이트”)에서 제공하는 인터넷 서비스(이하 '서비스')의 가입조건 및 이용에 관한 제반 사항과 기타 필요한 사항을 구체적으로 규정함을 목적으로 합니다.
제 2 조 (용어의 정의)
① "이용자"라 함은 당 사이트에 접속하여 이 약관에 따라 당 사이트가 제공하는 서비스를 받는 회원 및 비회원을
말합니다.
② "회원"이라 함은 서비스를 이용하기 위하여 당 사이트에 개인정보를 제공하여 아이디(ID)와 비밀번호를 부여
받은 자를 말합니다.
③ "회원 아이디(ID)"라 함은 회원의 식별 및 서비스 이용을 위하여 자신이 선정한 문자 및 숫자의 조합을
말합니다.
④ "비밀번호(패스워드)"라 함은 회원이 자신의 비밀보호를 위하여 선정한 문자 및 숫자의 조합을 말합니다.
제 3 조 (이용약관의 효력 및 변경)
① 이 약관은 당 사이트에 게시하거나 기타의 방법으로 회원에게 공지함으로써 효력이 발생합니다.
② 당 사이트는 이 약관을 개정할 경우에 적용일자 및 개정사유를 명시하여 현행 약관과 함께 당 사이트의
초기화면에 그 적용일자 7일 이전부터 적용일자 전일까지 공지합니다. 다만, 회원에게 불리하게 약관내용을
변경하는 경우에는 최소한 30일 이상의 사전 유예기간을 두고 공지합니다. 이 경우 당 사이트는 개정 전
내용과 개정 후 내용을 명확하게 비교하여 이용자가 알기 쉽도록 표시합니다.
제 4 조(약관 외 준칙)
① 이 약관은 당 사이트가 제공하는 서비스에 관한 이용안내와 함께 적용됩니다.
② 이 약관에 명시되지 아니한 사항은 관계법령의 규정이 적용됩니다.
제 2 장 이용계약의 체결
제 5 조 (이용계약의 성립 등)
① 이용계약은 이용고객이 당 사이트가 정한 약관에 「동의합니다」를 선택하고, 당 사이트가 정한
온라인신청양식을 작성하여 서비스 이용을 신청한 후, 당 사이트가 이를 승낙함으로써 성립합니다.
② 제1항의 승낙은 당 사이트가 제공하는 과학기술정보검색, 맞춤정보, 서지정보 등 다른 서비스의 이용승낙을
포함합니다.
제 6 조 (회원가입)
서비스를 이용하고자 하는 고객은 당 사이트에서 정한 회원가입양식에 개인정보를 기재하여 가입을 하여야 합니다.
제 7 조 (개인정보의 보호 및 사용)
당 사이트는 관계법령이 정하는 바에 따라 회원 등록정보를 포함한 회원의 개인정보를 보호하기 위해 노력합니다. 회원 개인정보의 보호 및 사용에 대해서는 관련법령 및 당 사이트의 개인정보 보호정책이 적용됩니다.
제 8 조 (이용 신청의 승낙과 제한)
① 당 사이트는 제6조의 규정에 의한 이용신청고객에 대하여 서비스 이용을 승낙합니다.
② 당 사이트는 아래사항에 해당하는 경우에 대해서 승낙하지 아니 합니다.
- 이용계약 신청서의 내용을 허위로 기재한 경우
- 기타 규정한 제반사항을 위반하며 신청하는 경우
제 9 조 (회원 ID 부여 및 변경 등)
① 당 사이트는 이용고객에 대하여 약관에 정하는 바에 따라 자신이 선정한 회원 ID를 부여합니다.
② 회원 ID는 원칙적으로 변경이 불가하며 부득이한 사유로 인하여 변경 하고자 하는 경우에는 해당 ID를
해지하고 재가입해야 합니다.
③ 기타 회원 개인정보 관리 및 변경 등에 관한 사항은 서비스별 안내에 정하는 바에 의합니다.
제 3 장 계약 당사자의 의무
제 10 조 (KISTI의 의무)
① 당 사이트는 이용고객이 희망한 서비스 제공 개시일에 특별한 사정이 없는 한 서비스를 이용할 수 있도록
하여야 합니다.
② 당 사이트는 개인정보 보호를 위해 보안시스템을 구축하며 개인정보 보호정책을 공시하고 준수합니다.
③ 당 사이트는 회원으로부터 제기되는 의견이나 불만이 정당하다고 객관적으로 인정될 경우에는 적절한 절차를
거쳐 즉시 처리하여야 합니다. 다만, 즉시 처리가 곤란한 경우는 회원에게 그 사유와 처리일정을 통보하여야
합니다.
제 11 조 (회원의 의무)
① 이용자는 회원가입 신청 또는 회원정보 변경 시 실명으로 모든 사항을 사실에 근거하여 작성하여야 하며,
허위 또는 타인의 정보를 등록할 경우 일체의 권리를 주장할 수 없습니다.
② 당 사이트가 관계법령 및 개인정보 보호정책에 의거하여 그 책임을 지는 경우를 제외하고 회원에게 부여된
ID의 비밀번호 관리소홀, 부정사용에 의하여 발생하는 모든 결과에 대한 책임은 회원에게 있습니다.
③ 회원은 당 사이트 및 제 3자의 지적 재산권을 침해해서는 안 됩니다.
제 4 장 서비스의 이용
제 12 조 (서비스 이용 시간)
① 서비스 이용은 당 사이트의 업무상 또는 기술상 특별한 지장이 없는 한 연중무휴, 1일 24시간 운영을
원칙으로 합니다. 단, 당 사이트는 시스템 정기점검, 증설 및 교체를 위해 당 사이트가 정한 날이나 시간에
서비스를 일시 중단할 수 있으며, 예정되어 있는 작업으로 인한 서비스 일시중단은 당 사이트 홈페이지를
통해 사전에 공지합니다.
② 당 사이트는 서비스를 특정범위로 분할하여 각 범위별로 이용가능시간을 별도로 지정할 수 있습니다. 다만
이 경우 그 내용을 공지합니다.
제 13 조 (홈페이지 저작권)
① NDSL에서 제공하는 모든 저작물의 저작권은 원저작자에게 있으며, KISTI는 복제/배포/전송권을 확보하고
있습니다.
② NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 상업적 및 기타 영리목적으로 복제/배포/전송할 경우 사전에 KISTI의 허락을
받아야 합니다.
③ NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 보도, 비평, 교육, 연구 등을 위하여 정당한 범위 안에서 공정한 관행에
합치되게 인용할 수 있습니다.
④ NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 무단 복제, 전송, 배포 기타 저작권법에 위반되는 방법으로 이용할 경우
저작권법 제136조에 따라 5년 이하의 징역 또는 5천만 원 이하의 벌금에 처해질 수 있습니다.
제 14 조 (유료서비스)
① 당 사이트 및 협력기관이 정한 유료서비스(원문복사 등)는 별도로 정해진 바에 따르며, 변경사항은 시행 전에
당 사이트 홈페이지를 통하여 회원에게 공지합니다.
② 유료서비스를 이용하려는 회원은 정해진 요금체계에 따라 요금을 납부해야 합니다.
제 5 장 계약 해지 및 이용 제한
제 15 조 (계약 해지)
회원이 이용계약을 해지하고자 하는 때에는 [가입해지] 메뉴를 이용해 직접 해지해야 합니다.
제 16 조 (서비스 이용제한)
① 당 사이트는 회원이 서비스 이용내용에 있어서 본 약관 제 11조 내용을 위반하거나, 다음 각 호에 해당하는
경우 서비스 이용을 제한할 수 있습니다.
- 2년 이상 서비스를 이용한 적이 없는 경우
- 기타 정상적인 서비스 운영에 방해가 될 경우
② 상기 이용제한 규정에 따라 서비스를 이용하는 회원에게 서비스 이용에 대하여 별도 공지 없이 서비스 이용의
일시정지, 이용계약 해지 할 수 있습니다.
제 17 조 (전자우편주소 수집 금지)
회원은 전자우편주소 추출기 등을 이용하여 전자우편주소를 수집 또는 제3자에게 제공할 수 없습니다.
제 6 장 손해배상 및 기타사항
제 18 조 (손해배상)
당 사이트는 무료로 제공되는 서비스와 관련하여 회원에게 어떠한 손해가 발생하더라도 당 사이트가 고의 또는 과실로 인한 손해발생을 제외하고는 이에 대하여 책임을 부담하지 아니합니다.
제 19 조 (관할 법원)
서비스 이용으로 발생한 분쟁에 대해 소송이 제기되는 경우 민사 소송법상의 관할 법원에 제기합니다.
[부 칙]
1. (시행일) 이 약관은 2016년 9월 5일부터 적용되며, 종전 약관은 본 약관으로 대체되며, 개정된 약관의 적용일 이전 가입자도 개정된 약관의 적용을 받습니다.