• Nuclear Engineering and Technology
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• 제37권1호
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• pp.79-90
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• 2005

In this paper are reviewed the current status of nuclear fuel management and reactor operational aid tools. In addition, we indicate deficiencies in current capabilities and what future research is judged warranted. For the nuclear fuel management review the focus is on light water reactors and the utilization of stochastic optimization methods applied to the lattice, fuel bundle, core loading pattern, and for BWRs the control rod pattern/core flow design decision making problems. Significant progress in addressing separately each of these design problems on a single cycle basis is noted; however, the outstanding challenge of addressing the integrated design problem over multiple cycles under conditions of uncertainty remains to be addressed. For the reactor operational aid tools review the focus is on core simulators, used to both process core instrumentation signals and as an operator aid to predict future core behaviors under various operational strategies. After briefly reviewing the current status of capabilities, a more in depth review of adaptive core simulation capabilities, where core simulator input data are adjusted within their known uncertainties to improved agreement between prediction and measurement, is presented. This is done in support of the belief that further development of adaptive core simulation capabilities is required to further significantly advance the utility of core simulators in support of reactor operational aid tools.

• 한국수소및신에너지학회논문집
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• 제18권3호
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• pp.292-300
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• 2007

A dynamic system model of a proton exchange membrane fuel cell(PEMFC) has been developed. The PEMFC of this study has large active area with water cooling in order to simulate the performance of the commercially viable PEMFC system for the transportation. A PEMFC stack model is a transient thermal model which is respond to the dynamic change of the coolant temperature and the flow rate. The dynamic cooling system model has been developed to determine the coolant flow rate and the coolant temperature. Prior to the system level study, thermal management criteria have been set up and brought to the control command of the cooling system. Since the system model is designed to evaluate the effect of thermal management on the system performance, it is attempted to determine the proper control algorithm of the cooling system so that the PEMFC system is working on the thermal management criteria. As a result of simulation, feedback controlled cooling system consumes less power and produce more power comparing with that of conventionally controlled cooling system.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2004년도 Proceedings of the 4th Korea-China Joint Workshop on Nuclear Waste Management
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• pp.191-204
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• 2004

The research and development of effective management technologies of the spent fuels discharged from power reactors are an important and essential task of KAERI. In resent several years KAERI has focused on a project named "development and demonstration of the Advanced spent fuel Conditioning Process (ACP) in a laboratory scale." The Facility for ACP demonstration consists of two Hot Cells and auxiliary facilities. It is now in the final design stage and will be constructed in 2004. After construction of the facility the ACP equipments will be installed in Hot Cells. The ACP will be demonstrated by some simulated spent fuels first and then by spent fuels.

• 한국응용과학기술학회지
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• 제24권4호
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• pp.377-382
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• 2007

We designed capacitance sensor in order to examine characteristics of W/O type emulsified fuel, so it concluded the following conclusions. The capacitance value of emulsified fuel, using with capacitance sensor, increases as water content increases due to the coalescence. When surfactant increases, the capacitance value decreases, the condition of W/O type emulsified fuel was maintained stably. There was revealed the capacitance value difference of W/O type emulsified fuel in in according to water content. We checked the phase separation of emulsified fuel with the capacitance value difference. The surfactant(HLB=5.4) had better stable condition than surfactant(HLB=4.3). Also, we confirmed that two mixture surfactants were better than one surfactant.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.169-174
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• 1998

An 1200-day time-dependent fuel-management for the transition from 37-element fuel to CANFLEX-NU fuel in a CANDU 6 reactor has been simulated to show the compatibility of the CANFLEX-NU fuel with the reactor operation. The simulation calculation were carried out with the RFSP code, provided by cell averaged hel properties obtained from the POWDERPUFS-V code. The refueling scheme for both fuels was an eight bundle shift art a time. The simulation results show that the maximum channel and bundle powers were maintained below the licence limit of the CANDU 6. This indicates that the CANFLEX-NU fuel bundle is compatible with the CANDU 6 reactor operation during the transition period.

• 한국수소및신에너지학회논문집
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• 제16권4호
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• pp.364-371
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• 2005

Fuel cell systems(FCS) have a financial and environmental advantage by providing electricity at a high efficiency and useful heat. For use in a residence, a polymer electrolyte fuel cell system(PEFCS) with a battery pack and a hot water storage tank has been modelled and simulated. The system is operated without connection to grid line. Its electric conversion efficiency and heat recovery performance are highly dependent on operation strategies and also on the seasonal thermal and electric load pattern. The output of the fuel cell is controlled stepwise as a function of the state of the battery and/or the storage water tank. In this study various operation strategies for cogeneration fuel cell systems are investigated. Average fuel saving rates at different seasons are calculated to find proper load management strategy. The scheme can be used to determine the optimal operating strategies of PEFCS for residential and building applications.

• 한국산림과학회지
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• 제107권4호
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• pp.412-421
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• 2018

본 연구는 산림시업이 소나무임분의 수관연료특성 변화에 미치는 영향을 예측하고자 하였다. 본 연구에서는 국가산림자원자료 중 시업지 1,085 stands, 비시업지 349 stands의 표본점 자료를 분석에 이용하였으며, Weibull 함수를 사용하여 시간에 따른 임분생장과 수관연료특성에 대해 예측하였다. 산림시업유무에 따른 수관연료특성을 비교해본 결과 비시업지 임분이 시업지 임분에 비해 평균 수관연료량은 약 14% 높게 나타났으며, 연소가능한 수관연료밀도 또한 약 16% 높게 나타났다. Weibull 함수를 사용하여 임령 40년, 50년, 60년의 생장 예측과 수관연료특성 변화를 비교해본 결과, 시업지 임분은 시간이 지남에 따라 중경목, 대경목에 최대임목본수의 증가가 예측된 반면, 비시업지 임분은 소경목, 중경목에서 최대임목본수가 예측되었다. 비시업지 임분이 시업지 임분에 비해 수관연료량, 수관연료밀도의 증가량이 높게 나타나 수관화로의 확산 가능성이 높은 것으로 사료되었다.

• 대한교통학회지
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• 제27권3호
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• pp.103-109
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• 2009

항공교통시스템에서 핵심적 역할을 하는 항공사의 운영비 중 유류비용은 가장 큰부분을 차지한다. 따라서 많은 항공사들은 유류비 절감을 위한 많은 노력을 기울이고 있는 실정이다. 이 중 체계적인 항공기 급유계획 전략은 많은 비용절감 효과로 인하여 근래에 많은 주목을 받고 있다. 항공기 급유계획은 항공유의 급유비용이 각 운항공항 별로 상이할 때, 총 유류비를 최소화할 수 있도록 각 항공기의 운항공항에서 최적 급유량을 도출하는 계획이다. 본 연구에서는 항공기 급유계획에 관한 수리모형을 제시한다. 제시된 모형은 각 운항공항의 급유비용과 항공기 경로정보가 알려져 있을 때 각 운항공항에서 총비용을 최소로하는 정확한 급유량을 계산하는 최적화 모형이다. 실험결과, 제안된 모형은 직관적 형태의 발견적 기법보다 효과적인 비용절감이 이루어짐을 확인하였고, 향후 항공사를 비롯한 대형 운송시스템에서 유류관리 전략으로 중요한 역할을 할 것이라 기대된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제23권3호
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• pp.352-362
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• 1991

가압 경수로의 노심 설계에 있어서 제한된 우라늄 자원의 효율적인 이용을 위한 다양한 방안으로 장주기 운전, 고연소도 및 저누출 장전 모형 통을 강구하고 있는 추세이다. 이러한 노심들은 원자로 운전 주기 전반에 걸친 공간적 출력 분포 제어와 잉여 반응도 제어를 위해 가연성 독물질을 사용하고 있다. 이와 관련하여 가연성 독물질 관리의 최적화 연구가 다각도로 진행되고 있다. 본 연구에서는 1990년도부터 국내 가압 경수로에 국산 핵연료가 장전되기 시작하면서 가도리니아 독봉을 사용하고 있으며 장차 주된 가연성 독물질로 쓰일 예정이므로 이에 대해서 분석을 수행하였다. 분석 결과 가도리니아 독봉은 열중성자 흡수 단면적이 매우 큰데서 기인한 특이한 연소 특성을 보이고 있다. 특히 집합체 내에서의 가도리니아 독봉의 위치에 따라 매우 다양한 출력 분포를 보이고 있다. 이러한 다양한 출력 분포 중에서 노심의 반경 방향 첨두 출력을 가능한 낮게하는 집합체 내에서의 가도리니아봉 위치 최적 선정을 위한 방법론을 제시하였다.

• 한국화재소방학회논문지
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• 제28권6호
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• pp.22-27
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• 2014

본 연구에서는 Fuel bed를 이용한 실험을 통하여 지표화 확산에 의한 온도 분포, 화염 높이, 복사열, 확산속도 등을 측정하였다. 실험 변수로는 수종, 풍속 및 경사도 등을 사용하였다. 수종으로는 침엽수종인 소나무 낙엽과 활엽수종인 굴참나무 낙엽을 사용하였다. 풍속은 터널식 방 구조에서 간이풍속 장치를 이용하여 1 m/s, 3 m/s, 5 m/s 풍속을 조절하여 실험하였다. 경사도는 Fuel bed의 기울기를 $0^{\circ}$, $10^{\circ}$, $20^{\circ}$, $30^{\circ}$로 변화시켜 가며 조절하였다. 온도 분포 및 확산속도를 측정하기 위하여 K-type 1.6 mm 열전대를 35개를 격자모양으로 배치하였다. 측정을 위하여 복사열량계를 사용하였으며 이외에도 비디오 카메라 및 열화상 카메라를 사용하였다.