• Nuclear Engineering and Technology
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• 제46권3호
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• pp.313-342
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• 2014

A Nuclear Energy Agency (NEA), Organization for Economic Co-operation and Development (OECD) benchmark for Uncertainty Analysis in Modeling (UAM) is defined in order to facilitate the development and validation of available uncertainty analysis and sensitivity analysis methods for best-estimate Light water Reactor (LWR) design and safety calculations. The benchmark has been named the OECD/NEA UAM-LWR benchmark, and has been divided into three phases each of which focuses on a different portion of the uncertainty propagation in LWR multi-physics and multi-scale analysis. Several different reactor cases are modeled at various phases of a reactor calculation. This paper discusses Phase I, known as the "Neutronics Phase", which is devoted mostly to the propagation of nuclear data (cross-section) uncertainty throughout steady-state stand-alone neutronics core calculations. Three reactor systems (for which design, operation and measured data are available) are rigorously studied in this benchmark: Peach Bottom Unit 2 BWR, Three Mile Island Unit 1 PWR, and VVER-1000 Kozloduy-6/Kalinin-3. Additional measured data is analyzed such as the KRITZ LEU criticality experiments and the SNEAK-7A and 7B experiments of the Karlsruhe Fast Critical Facility. Analyzed results include the top five neutron-nuclide reactions, which contribute the most to the prediction uncertainty in keff, as well as the uncertainty in key parameters of neutronics analysis such as microscopic and macroscopic cross-sections, six-group decay constants, assembly discontinuity factors, and axial and radial core power distributions. Conclusions are drawn regarding where further studies should be done to reduce uncertainties in key nuclide reaction uncertainties (i.e.: $^{238}U$ radiative capture and inelastic scattering (n, n') as well as the average number of neutrons released per fission event of $^{239}Pu$).

• Structural Engineering and Mechanics
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• 제64권3호
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• pp.347-352
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• 2017

The poor maintenance practice increases the possibility of system failure. Subsequently, the consequences of failure fall on the aspects of output, safety and healthy, environmental integrity, system quality, and customer satisfaction. Conditionbased maintenance is seen as a potential strategy to improve performance. Whereby, the key success factor of this maintenance strategy is identified as the system inspection. This study aims to investigate the association between system breakdown rate and frequency of inspection. A mixed method approach is implemented by distributing questionnaire and interviewing for data collection. Subsequently, descriptive analysis, correlation analysis and regression are adopted to analyse the collected data from 100 respondents and the results are validated with interview data of 10 interviewees. The research result establishes significant relationship between the system breakdown rate and the frequency of inspection. Additionally, the result of regression analysis confirms that the frequency of inspection is the significant predictor of system breakdown rate. Planning of accurate inspection frequency is crucial to secure the system performance. Hence, the research signifies the importance to carry out regular inspection towards the building systems and components. As a recommendation, the maintenance personnel should assess the risk criticality of the building systems. Then, continuously monitor the condition of critical building systems; regularly inspect the condition of non-critical building systems and randomly inspect all of them.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제14권4호
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• pp.196-203
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• 1982

본 논문에서는 고리 1호기의 기사용 핵연료 집합체를 수송하기 위한 Cask를 설계하였다. 이를 위하여 고리 1호기의 기사용 핵연료 집합체로부터 방출되는 감마선과 중성자를 계산하여 MORSE 및 ANISN전산 코드로써 차폐 계산을 수행하였다. 그 결과, 9개의 집합체를 동시에 수송할 수 있는 Steel Cask가 가장 적합하다는 것을 밝혔다. 이 Steel Cask에 대한 안전성을 평가하기 위하여 연료봉의 중심 온도와 복재온도를 계산하여 핵연료의 용융점보다 훨씬 낮음을 증명하였다. 또한 KENO와 MORSE전산 코드를 사용하여 임계도 계산을 수행하여 미임계 상태임을 증명하였다. 이로써 9개의 기사용 핵연료 집합체를 동시에 수송할 수 있는 Steel Cask를 간단히 설계하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제4권1호
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• pp.1-4
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• 1979

중성자(中性子) 수송이론(輸送理論)을 써서 기사용(旣使用) 핵연료(核燃料) 저장조(貯藏槽)에 있는 한 개(個)의 PWR용(用) 핵연료집합체(核燃料集合體)에 대(對)한 유효증배계수(有效增倍係數)($k_{eff}$)를 산출(算出)하였다. 이때 중성자(中性子) 수송방정식(輸送方程式)을 Sn-근이법(近以法)이라고 부르는 각분해법(角分害法)(Discrete ordinates method)으로 풀어서 유효증배계수(有效增倍係數)를 구했으며 이것이 핵임계(核臨界) 안전성(安全性) 결정(決定)이 된다. 본(本) 연구(硏究)에서는 각(角)과 에너지를 각각(各各) 4구간(區間)과 16군(郡)으로 분할(分割)하고 공간구간(空間區間)은 27구간(區間)으로 나누되 상이(相異)한 물질(物質)의 경계면근처(境界面近處)에서 세분(細分)하였다. 이와같은 방법(方法)으로 구한 유효증배계수(有效增倍係數)는 0.6145였는 데 이는 타연구자(他硏究者)가 계산(計算)한 반무한배열(半無限配列) 핵연료집합체(核燃料集合體)에 대한 유효증배계수(有效增倍係數)에 비(比)하여 상당히 낮은 값이었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제14권2호
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• pp.86-91
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• 1982

1977년 집합체 cell 중심간의 간격을 53.34cm(162 연료 집합체 저장)에서 36cm(562 연료 집합체저장)로 줄임으로 고리 1호기 부속 기사용 연료 저장 용량을 화장하였다. 확장된 저장 시설에 대하여 Monte Carlo방법을 이용한 KENO-IV코드로 Core Performance Branch에서 제시한 비정상적인 냉각수 밀도 조건에 따라 유효증배계수를 구하였다. KENO-IV결과 밀도 0.1143g/cm에서 최대유효 증배계수 0.9958$\pm$0.0048을 얻었고, 이 값은 US NRC 기준과 CPB기준인 0.98을 초과하므로 새로운 집합체 cell중심간의 간격을 구하였다. 이 과정은 KENO-IV보다 보수적인 결과를 나타내는 확산 코드 KIDD를 이용하여 cell중심간의 간격에 따른 상관 연구로부터 새로운 cell중심간의 간격을 얻었다. 이로부터 현재의 집합체 cell중심 간의 간격 36cm를 43cm 이상으로 늘려야 비정상적인 냉각수 밀도의 감소로 인한 사고의 경우에도 안전함을 알았다.

• 한국지하수토양환경학회지:지하수토양환경
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• 제20권1호
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• pp.41-55
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• 2015

Monitoring of $CO_2$ release through the ground surface is essential to confirm the safety of carbon storage projects. We conducted a feasibility study of the multi-channel surface-soil $CO_2$-concentration monitoring (SCM) system as a soil $CO_2$ monitoring tool with a small scale injection test. The background concentrations showed the distinct diurnal variation. The negative relation of $CO_2$ with temperature and the low $CO_2$ concentrations during the day imply that surface-soil $CO_2$ depends on photosynthesis and respiration. After 4.2 kg of $CO_2$ injection (1 m depth for 29 minutes), surface-soil $CO_2$ concentrations increased in the all five chambers, which were located less than 2.8 m of distance from each other. The $CO_2$ concentrations seem to be recovered to the background around 4 hours after the injection ended. To determine the leakage, the data from Chamber 2 and 5 with low increase rates were used for statistical analyses. Coefficient of variation for 30 minutes ($CV_{30min}$.) is efficient to determine a leakage signal, with reflecting the fast change in $CO_2$ concentrations. Consequently, SCM and $CV_{30min}$ could be applied for an efficient monitoring tool to detect $CO_2$ release through the ground surface. Also, this study provides ideas for establishing action steps after leakage detection.

• 대한기계학회논문집A
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• 제40권9호
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• pp.835-842
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• 2016

국내 도시철도차량의 유지보수는 대부분 예방정비에 기초하고 있다. 기존 유지보수 방법의 한계를 극복하기 위해, 상태기반 유지보수기법을 철도차량에 적용하려는 움직임이 최근 활발히 진행되고 있다. 본 연구는 도시철도차량 제동장치의 핵심 고장부품인 솔레노이드 밸브에 대하여 전류기반 고장진단기법 개발을 시도하였다. 주요 고장부품으로 선정된 솔레노이드 밸브에 대하여, 등가회로모델 및 온도 보상된 전류 감시에 기반한 고장 진단법을 제안하였다. 제안한 고장 진단법의 유효성을 검증하기 위해 실제 도시철도차량에 사용되는 솔레노이드 밸브(상용제동 전자밸브)를 이용하여 사례연구를 진행했다. 본 연구는 철도차량 제동장치의 솔레노이드 밸브 고장진단이 추가 센서의 장착 없이 가능함을 보여주었고, 철도차량의 안전성 및 신뢰성 향상에 도움을 줄 것으로 기대한다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권1호
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• pp.162-176
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• 2022

In Lead-based reactor (LBR) severe accident, the meltdown and migration inside the reactor core will lead to fuel fragment concentration, which may further cause re-criticality and even core disintegration. Accurately predicting the migration and solidification behavior of melt in LBR severe accidents is of prime importance for safety analysis of LBR. In this study, the Moving Particle Semi-implicit (MPS) method is validated and used to simulate the migration and solidification behavior. Two main surface tension models are validated and compared. Meanwhile, the MPS method is validated by the L-plate solidification test. Based on the improved MPS method, the migration and solidification behavior of melt in LBR severe accident was studied furthermore. In the Pb-Bi coolant, the melt flows upward due to density difference. The migration and solidification behavior are greatly affected by the surface tension and viscous resistance varying with enthalpy. The whole movement process can be divided into three stages depending on the change in velocity. The heat transfer of core melt is determined jointly by two heat transfer modes: flow heat transfer and solid conductivity. Generally, the research results indicate that the MPS method has unique advantage in studying the migration and solidification behavior in LBR severe accident.

• 벤처혁신연구
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• 제6권3호
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• pp.165-184
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• 2023

사회복지기관은 일반기업 또는 공기업 등과는 다른 목적으로 사업을 영위하는 관계로 ESG 실천항목 도출과 모형구축은 다양하고 종합적인 사회복지학적 측면의 연구를 통해 이루어져야 한다. 지금까지 국내 복지기관에서 활용할 수 있는 연구가 아직은 많지 않고 마땅한 ESG 경영활용 지표가 없는 관계로 천안시복지재단의 전략도출과 경영전략 체계수립으로 성과를 최대로 발휘하도록 하여 그 모형을 다른 복지기관에 전파하고 교육 및 훈련을 통해 선도적인 재단으로 거듭나는 것을 목적으로 추진되었다. 재단과 일선 복지기관들이 ESG 경영에 대한 이해와 기관 이미지 및 사업성과에 긍정적 영향을 미치는 실천모형 구축방안에 초점을 두고 재단의 실증분석, 중대성 이슈 분석을 통해 이슈식별과 핵심이슈를 선정하였다. 이를 바탕으로 사회복지기관의 적합한 전략도출과 전략체계수립 후 성과관리 방안을 구축하여 추진체계를 살펴보았다. 환경적·사회적 책임, 투명경영 측면, 안전관리체계 구축, 응급상황 및 예방분야, 이용자(고객)만족체계 구축, 반부패 예방과 청렴 윤리 모니터링 및 평가, 책임감 있는 공급망, 지역사회 참여 및 발전을 위해 지역사회 공헌 프로그램 실행 등 현재 우수하게 추진하는 분야와 앞으로 추진해야 할 항목을 세심하게 도출하였다. 본 연구는 천안시복지재단의 고찰을 통해 ESG경영 정착을 위해 경주하고 있는 노력을 구체적으로 제시하고자 하였다. 따라서 ESG 측정지표를 개발하기 위한 천안시복재재단의 체계적인 개발과정을 유사한 노력을 기울이는 타 기관 및 관련 연구자들이 참고하여 ESG경영을 발전시켜 나가는데 유용한 자료가 될 것으로 사료된다.