In the recent years, the companies have manually recorded a production status in a work diary or have mainly used a bar code in order to collect each process's progress status, production performance and quality information in the production and logistics process in real time. But, it requires an additional work because the worker's record must be daily checked or the worker must read it with the bar code scanner. At this time, data's accuracy is decreased owing to the worker's intention or mistake, and it causes the problem of the system's reliability. Accordingly, in order to solve such problem, the companies have introduced RFID which comes into the spotlight in the latest automatic identification field. In order to introduce the RFID technology, the process flow must be analyzed, but the ASME sign used by most manufacturing companies has the difficult problem when the aggregation event occurs. Hence, in this study, the RFID logistic flow analysis Modeling Notation was proposed as the signature which can analyze the manufacturing logistic flow amicably, and the manufacturing logistic flow by industry type was analyzed by using the proposed RFID logistic flow analysis signature. Also, to monitor real-time information through EPCglobal network, EPCISEvent template by industry was proposed, and it was utilized as the benchmarking case of companies for RFID introduction. This study suggested to ensure the decision-making on real-time information through EPCglobal network. This study is intended to suggest the Modeling Notation suitable for RFID characteristics, and the study is intended to establish the business step and to present the vocabulary.
Journal of the Korea Academia-Industrial cooperation Society
/
v.22
no.5
/
pp.554-560
/
2021
CRUD (chalk river unidentified deposits) is a porous material deposited on the surface of nuclear fuel during nuclear power plant operation. The CRUD is composed of metal oxides, such as iron, nickel, and chromium. It is essential to investigate the effects of the CRUD layer on the wall heat transfer between the nuclear fuel surface and the coolant in the event of a nuclear accident. CRUD only negatively affects the temperature of the nuclear fuel due to heat resistance because the effects of the CRUD layer on two-phase boiling heat transfer are not considered. In this study, the physical property models for the porous CRUD layer were developed and implemented into the SPACE code. The effects of boiling heat transfer models on the peak cladding temperature and quenching were investigated by simulating a reflood experiment. The calculation results showed some positive effects of the CRUD layer.
Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) has been operating an integral effects test facility, the Advanced Thermal-Hydraulic Test Loop for Accident Simulation (ATLAS), according to APR1400 for transient experimental and design basis accident simulation. Moreover, based on the experimental data, the domestic standard problem (DSP) program has been conducted in Korea to validate system codes. Recently, through DSP-05, the performance of the passive auxiliary feedwater system (PAFS) in the event of multiple steam generator tube rupture (MSGTR) has been analyzed. However, some errors exist in the reference input model distributed for DSP-05. Furthermore, the calculation results of the heat loss correlation for the secondary system presented in the technical report of the reference indicate that a large difference is present in heat loss from the target value. Thus, in this study, the reference model is corrected using the geometric information from the design report and drawings of ATLAS. Additionally, a new heat loss correlation is suggested by fitting the results of the heat loss tests. Herein, MSGTR-PAFS accident analysis is performed using MARS-KS 1.5 with the improved model. The steady-state calculation results do not significantly differ from the experimental values, and the overall physical behavior of the transient state is properly predicted. Particularly, the predicted operating time of PAFS is similar to the experimental results obtained by the modified model. Furthermore, the operating time of PAFS varies according to the heat loss of the secondary system, and the sensitivity analysis results for the heat loss of the secondary system are presented.
Seon Oh YU;Kyung Won LEE;Kyung Lok BAEK;Manwoong KIM
Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping
/
v.17
no.1
/
pp.18-27
/
2021
This study aims to develop an improved evaluation technology for assessing CANDU-6 safety. For this purpose, the multiple steam generator tube rupture (mSGTR) followed by an unmitigated station blackout (SBO) in a CANDU-6 plant was selected as a hypothetical event scenario and the analysis model to evaluate the plant responses was envisioned into the MARS-KS input model. The model includes logic models for controlling the pressure and inventory of the primary heat transport system (PHTS) decreasing due to the u-tubes' rupture, as well as the main features of PHTS with a simplified model for the horizontal fuel channels, the secondary heat transport system including the shell side of steam generators, feedwater and main steam line, and moderator system. A steady state condition was successfully achieved to confirm the stable convergence of the key parameters. Until the turbine trip, the fuel channels were adequately cooled by forced circulation of coolant and supply of main feedwater. However, due to the continuous reduction of PHTS pressure and inventory, the reactor and turbine were shut down and the thermal-hydraulic behaviors between intact and broken loops got asymmetric. Furthermore, as the conditions of low-flow coolant and high void fraction in the broken loop persisted, leading to degradation of decay heat removal, it was evaluated that the peak cladding temperature (PCT) exceeded the limit criteria for ensuring nuclear fuel integrity. This study is expected to provide the technical bases to the accident management strategy for transient conditions with multiple events.
Background: This study examined the detection limit of thyroid screening monitoring conducted at the time of the Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant (FDNPP) accident in 2011 using a Monte Carlo simulation. Materials and Methods: We calculated the detection limit of a NaI(Tl) survey meter to measure 131I accumulation in the thyroid gland of children. Mathematical phantoms of 1- and 5-year-old children were developed in the simulation of the Particle and Heavy Ion Transport code System code. Contamination of the body surface with eight radionuclides found after the FDNPP accident was assumed to have been deposited on the neck and shoulder area. Results and Discussion: The detection limit was calculated as a function of ambient dose rate. In the case of 40 Bq/cm2 contamination on the body surface of the neck, the present simulations showed that residual thyroid radioactivity corresponding to thyroid dose of 100 mSv can be detected within 21 days after intake at the ambient dose rate of 0.2 µSv/hr and within 11 days in the case of 2.0 µSv/hr. When a time constant of 10 seconds was used at the dose rate of 0.2 µSv/hr, the estimated survey meter output error was 5%. Evaluation of the effect of individual differences in the location of the thyroid gland confirmed that the measured value would decrease by approximately 6% for a height difference of ±1 cm and increase by approximately 65% for a depth of 1 cm. Conclusion: In the event of a nuclear disaster, simple measurements carried out using a NaI(Tl) scintillation survey meter remain effective for assessing 131I intake. However, it should be noted that the presence of short-half-life radioactive materials on the body surface affects the detection limit.
The loss of Residual Heat Removal System (RHRS) event during reduced inventory operation for the Korean Standard Nuclear Power Plants (KSNPPS) is simulated by RELAP5/MOD3 and RELAP5/MOD3.1 Tn cases are considered : Base case for an intact Reactor Coolant System (RCS) with no tent and a vent case for an open system. Comparative simulations of base case are peformed by RELAP5/MOD3 and RELAP5/MOD3. 1 computer codes. The results of too simulations are generally in good qualitative and quantitative agreement. However, since the results of RELAP5/MOD3 simulation reveals the deficiency of RELAP5/MOD3 wall heat model, the RELAP5/AOD3.1 computer code is used for the simulation of the vent case. The analysis result of base case show that two steam generators are insufficient to remove decay heat at one day after shutdown, where the RCS is closed. The RCS pressure increased continuously and reached the RCS temporary boundaries design pressure of 0.24 MPa around 4,000 seconds. In the vent case with a flow capacity equivalent to three times the capacity of Pressurizer Safety Valve (PSV), it is shown that the RCS Pressure does not reach 0.24 MPa and core uncovery does not occur until 10,000 seconds. The detailed discussions on the results of this study suggest the feasibility of RELAP5/AOD3.1 as an analysis tool for the simulation of the loss of RHRS event at reduced inventory operation. The results of this study also provide insight for the determination of proper vent capacity.
KSCE Journal of Civil and Environmental Engineering Research
/
v.14
no.2
/
pp.245-255
/
1994
A two-dimensional Lagrangian finite-difference computer program is developed for the wave propagation analysis of impact phenomena. The numerical scheme is the standard method originally proposed by Von Neuman and Richtmyer, using artificial viscosity to smooth shock fronts. The material model used in the study is the standard hydrodynamic-elastic-plastic relations with Von-Mises yield criterion. A test configuration consisted of a target and a projectile were calculated to understand the response of a colliding event. However, the computer code is in plane strain, the calculations were intended for generating the qualitative features of the model behaviors. Nevertheless, the computational results were consistent with the experimental observations and provided a rational basis to interpret the modes of failures.
When reinforced concrete structures are subjected to strong seismic forces, their beam-column connections are very susceptible to be damaged during the earthquake event. Consequently, structural designers try to fit an important quantity of steel reinforcement inside the connection, complicating its construction without a clear justification for this. The aim of this work is to evaluate -and demonstrate- numerically how the quantity and the array of the internal steel reinforcement influences on the nonlinear response of the RC beam-column connection. For this, two specimens (extracted from an experimental test of 12 RC beam-column connections reported in literature) were modeled in the Finite Element code FEAP considering different stirrup's arrays. The nonlinear response of the RC beam-column connection is evaluated taking into account the nonlinear thermodynamic behavior of each component: a damage model is used for concrete; a classical plasticity model is adopted for steel reinforcement; the steel-concrete bonding is considered perfect without degradation. At the end, the experimental responses obtained in the tests are compared to the numerical results, as well as the distribution of shear stresses and damage inside the concrete core of the beam-column connection, which are analyzed for a low and high state of confinement.
With the development of information and communication technologies like internet, the environment where people are able to access internet at any time and at any place has been established. As a result, cyber threats have been tried through various routes. Of cyber threats, DDoS is on the constant rise. For DDoS prediction modeling, this study drew a DDoS security index prediction formula on the basis of event data by using a statistical technique, and quantified the drawn security index. It is expected that by using the proposed security index and coming up with a countermeasure against DDoS threats, it is possible to minimize damage and thereby the prediction model will become objective and efficient.
The Transactions of The Korean Institute of Electrical Engineers
/
v.60
no.6
/
pp.1255-1260
/
2011
In this paper, we study on the reliability of Very High-rate Power Line Communication (VH-PLC) for Smart Grid, so that the resultant data rate is over 400Mbps at a physical layer. Firstly, reviewing the research trend of the PLC, we discuss the required techniques for supporting the Smart Grid. Considering a pre-specification with the value of several parameters, we investigate a multi-carrier modulation technique to overcome limitations of higher rate transmission under power line channel environments. Then, we propose a system specification of the VH-PLC in the sense of enhancing two features. One is resolving the problem of the co-existence of the deployed high-speed PLC according to the published standardization of KS X 4600-1 in Korea. The other is getting better performance on the grid adopting the diverse element techniques, such as multi-carrier modulation, a subcarrier utilization mode, a variable rate LDPC (Low Density Parity Check) code, and a time and frequency diversity technique. Further, a simulation tool, composed of an Event-Driven simulator and a Time-Driven simulator, is developed for the purpose of verifying the system performance and continuously cross-checking the test bench signal of the proposed VH-PLC system.
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.