This study investigates the change of flow characteristics over 10 Asian river basins in the past 30 years (1976-2005). The variation is estimated from The Soil and Water Assessment Tool (SWAT) model outputs based on reanalysis data which was bias-corrected for Asian monsoon reagion. The model was firstly calibrated and validated using observed data for daily streamflow. Four statistical criteria were applied to evaluate the model performance, including Coefficient of determination (R2), Nash - Sutcliffe model efficiency coeffi cient (NSE), Root mean square error-observations standard deviation ratio (RSR), and Percentage Bias (PBIAS). Then parameters of the model were applied for the historical period 1976-2005. The estimates show a temporal non-considerable increasing rate of daily streamflow in most of the basins over the past 30 years. The difference of monthly discharge becomes more significant during the months in the wet season (June to September) in all basins. The seasonal runoff shows significant difference in Summer and Autumn, when the rainfall intensity is higher. The line showing averaged runoff/rainfall ratio in all basins is sharp, presenting high variation of seasonal runoff/rainfall ratio from season to season.
국내를 포함한 전 세계 50여개 원전의 발전사업자는 유동가속부식에 의한 탄소강 배관 감육을 관리하기 위하여 CHECWORKS 프로그램을 이용하고 있다. CHECWORKS 프로그램은 대구경 배관에만 적용 가능한 것으로 알려져 있기 때문에 소구경 배관에 대해서는 현장 배관감육 관리 담당자의 경험과 판단에 따라 배관을 관리하고 있다. 이에 따라 본 논문에서는 국내 원전 소구경 배관 4개 라인그룹에 대하여 CHECWORKS 프로그램과 FLUENT 코드를 이용하여 유동가속부식과 유동 특성을 분석하였다. 그 결과 현장 배관감육 관리 담당자의 기술력에 따라 CHEC- WORKS 프로그램도 소구경 배관 감육 관리에 이용할 수 있는 것으로 나타났다.
본 연구에서는 탄소강 배관 재료의 동적변형시효 거동에 미치는 노치에 의한 응력과 변형 집중 효과를 파악하기 위해서, 표준 시편과 노치 시편을 이용하여 다양한 온도와 시험 속도에서 인장시험을 수행하였다. 또한, 시편의 형상에 따른 응력과 변형률 상태의 차이를 파악하기 위해서, 각 시편에 대한 유한요소 시뮬레이션을 수행하였다. 노치 시편을 이용한 인장시험 결과에서도 표준 시편에서 관찰된 것과 같은 동적변형시효의 증거인 serration과 인장강도의 증가 현상이 관찰되었다. 동일한 시험 속도에서 인장시험이 수행된 경우에 표준 시편에 비해 노치 시편에서 동적변형시효 현상이 고온에서 나타났다. 유한요소 해석 결과에 의하면 표준 시편에 비해 노치 시편에서 동적변형시효가 고온에서 나타나는 것은 노치부에서 응력과 변형의 집중으로 인한 높은 변형률 속도에 기인하는 것으로 확인되었다.
비파괴검사 분야에 대한 시뮬레이션은 다양한 결함에 대한 신호의 예측과 검사 절차 개발에 사용되어진다. 특히 비파괴검사 전용 시뮬레이션 툴인 CIVA는 정확도가 높고 빠른 계산이 가능하며, 비파괴평가 기술과 동일한 형태의 화면 표시와 시각적으로 개선된 3차원 그래픽 유저 인터페이스를 제공한다. CIVA 소프트웨어 개발자가 내부적으로 타당성 검증을 시행하겠지만, 사용 이전에 소프트웨어의 정확도를 평가하는 독립적인 유효성 검증 연구가 필요하다. 이러한 목적으로 이번 연구에서는 CIVA를 이용하여 원자로 상부 헤드 관통관 검사에 사용되는 보정시험편에 대하여 TOFD 신호를 시뮬레이션하고, 실제 검사 신호와 비교하여 시뮬레이션 신호의 정확도와 적용 범위에 대하여 검증하였다. 종합적으로, A-scan 신호, B-scan 이미지, 깊이 측정 측면에서 CIVA 시뮬레이션 결과와 실험 결과 간에 전반적으로 일치를 보였다.
원전 주변 주민들의 $^3H$ 및 $^14C$ 섭취선량을 평가하는데 필요한 농작물중 $^3H$ 와 $^14C$농도를 계산하기 위하여 국내 4개 원전 주변 10개 지역에서 채취한 채소 및 과일류의 수분, 수소 및 탄소함량을 분석하였다. 조사 대상 농작물은 2001~2002년 보건복지부 국민건강ㆍ영양 조사결과에 근거하여 결정하였고, 그것들의 섭취량 백분율을 식품가중치로 취하여 그룹 대푯값을 산출하였다. 원전 주변 농작물 시료들의 수분, 수소 및 탄소함량을 분석한 결과, 곡류는 현재 원전의 주민피폭선량 평가코드인 K-DOSE60에 적용중인 값과 유사하게 나타났다. 무 등의 근채류는 현행 ODCM의 채소류보다 3.5배정도 높은 수소함량을 보였고, 엽채류 및 과일류의 수분, 수소 및 탄소함량이 현행 ODCM과 비교하여 약 0.7~1.3배정도의 값을 보였다.
폐액증발기 농축폐액의 폴리머고화를 위하여 붕산 함유 건조분말에 액상규산나트륨을 과립화제로 활용하여 점적 형태로 분사하고 평균 $2{\sim}4mm$ 크기의 과립을 제조하는 농축폐액 과립화 설비를 제작하였다. 또한 폐수지 폴리머 고형화에 대해 미국 원자력규제위원회(NRC)의 인증을 받은 신규 고화기술을 과립화된 농축폐액에 성공적으로 적용하였다. 상기 고화설비는 기계적인 혼합 대신 중력을 이용한 in-situ 고화처리 방식으로 폐기물의 추가적인 부피증가가 없고 폐기물 적재량을 최대화할 수 있다. 생산된 폴리머 고화체의 성능평가를 위해 화재시험, 압축강도시험, 침출 및 침수시험, 방사선조사시험, 열순환시험을 표준시험법에 따라 수행하였다.
국부적인 두께감소 문제에 대하여 직관부위를 대상으로 한 건전성 평가는 잘 알려져 있으나 엘보우를 대상으로 한 건전성 평가는 최근에 원자력 분야에서는 많은 연구가 이루어지고 있으나 석유화학 플랜트에서 이용되는 건전성 평가 지침서 중 하나인 API579 코드에는 아직 없는 실정이다. 이에 본 연구에서는 엘보우를 대상으로 엘보우의 외부(extrados)와 내부(intrados)에 두께 감소가 있다고 가정한 후 유한요소해석법을 이용하여 두께감소된 엘부우의 건전성평가 해석을 수행하였다. 본 해석 결과는 석유화학 플랜트에서 이용되는 엘보우의 건전성 평가에 이용될 수 있음을 보여주었다.
최근 정부는 창조경제라는 패러다임에 따라 다양한 분야의 공공데이터를 개방하고 여러 종류의 대국민 서비스를 구축하는 등 공공데이터 활용을 통한 가치창출에 역점을 두고 있다. 본 논문에서는 여행에 관한 공공데이터와 사용자 정보를 융합하여 사용자에게 맞춤형 여행 정보를 추천하는 시스템을 구현하였다. 본 시스템에서는 사례기반추론(CBR) 방식을 이용하여 사용자별 맞춤형 정보 추천이 가능하도록 하였다. 본 시스템은 사용자 중심의 여행 정보를 제공한다는 측면에서 기존의 여행 시스템들과 차별화된다고 할 수 있으며, 턴키(Turn-key) 방식의 콘텐츠 제공으로 사용자의 편의성을 극대화할 수 있는 유용한 도구로 활용될 수 있을 것으로 판단된다. 본 연구가 공공데이터의 성공적인 활용 사례가 되기를 기대한다.
본 논문에서는 국내 원자력발전소 초음파검사자 기량검증시험 결과를 검토하였다. 원자력발전소 안전관련 설비에 대한 초음파검사 기량검증 요건은 ASME B&PV Code Section XI 1989 겨울 부록에서 최초로 언급되었다. 한국수력원자력(주)은 ASME Code Section XI, Appendix VIII의 요건 적용을 위해 국내 원자력발전소에 적합한 한국형 초음파검사 기량검증(KPD) 시스템을 개발, 규제기관의 승인을 받아 2004년 7월부터 운영하고 있다. 본 논문에서는 2004년부터 2013년까지 수행한 초음파검사자 기량검증시험 결과의 검토 내용으로 초음파검사 결함 검출 향상 및 기량훈련시스템 연구 개발에 도움을 줄 것으로 기대한다.
한국수력원자력(주)은 원자력발전소 설비를 체계적으로 정의하여 관리하고 있으며 효과적인 유지보수 및 예방정비최적화를 위하여 설비마다 기능적중요도등급을 부여하여 운영하고 있다. 하지만 기존의 설비 중요도등급 결정은 설비가 갖고 있는 역할(기능) 측면보다는 기기 수준에서 수행하다 보니 발전소간, 계통간 및 엔지니어간 분류기준에 대한 해석차이로 많은 편차가 발생하여 반복된 작업이 수행되었다. 이를 보완하고자 정비규정을 활용한 기능중심체계에서 설비중요도분류 방법론을 개발하고 신규원전에 대하여 기능적 관점으로 설비중요도결정 작업을 수행하였다. 또한 각 기기에 대한 중요도결정 근거를 체계적으로 문서화함으로서 발전소 적용 시 운영자로 하여금 결정내역에 대한 이해와 활용을 용이하도록 하였다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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