• 한국산학기술학회논문지
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• 제19권1호
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• pp.587-595
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• 2018

세계에서는 지구온난화 등에 따른 기후 변화에 대응하여 원전 건설을 금지해오던 국가들도 점점 허용하는 추세이다. 따라서 앞으로의 원전 건설이 늘어날 것이며 이에 대한 경쟁 또한 심화될 것이다. 원전 프로젝트는 일반 건설 공사와 비교하여 공사 기간이 매우 길다. 원전 건설 프로젝트에서 경쟁 우위를 확보하기 위해 원전 공사 기간을 줄일 수 있는 기술을 개발하는 것이 필요하다. 따라서 본 연구의 목적은 원자로 건물 외벽 거푸집의 높이를 3m에서 4m로 증가시킴으로써 공사 기간을 감소시키기 위한 원자로 건물 외벽 거푸집을 개발하는 것이다. 개발된 거푸집을 원전 프로젝트에 적용하기 위해 구조적 안전성과 시공성 및 경제성을 분석하였다. 현장 적용 가능성을 평가한 결과 개발된 거푸집은 구조적으로 안전했다. 그리고 시공 단수가 감소함으로써 공사 기간이 단축되고 공사비 또한 절감되는 효과를 확인하였다. 본 연구의 결과는 향후 원자로 건물의 공사 기간 단축을 위한 지속적인 기술 개발을 위한 자료로 활용하여 한국의 세계 원전시장에서의 경쟁력 확보에 기여할 수 있을 것으로 사료된다.

• 한국IT서비스학회지
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• 제8권2호
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• pp.147-156
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• 2009

As the result of the rapid development of IT technology, an on-line diagnostic system using the field bus communication network coupled with a smart sensor module will be widely used at the nuclear power plant in the near future. The smart sensor system is very useful for the prompt understanding of abnormal state of the key equipments installed in the nuclear power plant. In this paper, it is assumed that a smart sensor system based on the fieldbus communication network for the surveillance and diagnostics of safety-critical equipments will be installed in the harsh-environment of the nuclear power plant. It means that the key components of fieldbus communication system including microprocessor, FPGA, and ASIC devices, are to be installed in the RPV (reactor pressure vessel) and the RCS (reactor coolant system) area, which is the area of a high dose-rate gamma irradiation fields. Gamma radiation constraints for the DBA (design basis accident) qualification of the RTD sensor installed in the harsh environment of nuclear power plant, are typically on the order of 4 kGy/h. In order to use a field bus communication network as an ad-hoc diagnostics sensor network in the vicinity of the RCS pump area of the nuclear power plant, the robust survivability of IT-based micro-electronic components in such intense gamma-radiation fields therefore should be verified. An intelligent CCD camera system, which are composed of advanced micro-electronics devices based on IT technology, have been gamma irradiated at the dose rate of about 4.2kGy/h during an hour UP to a total dose of 4kGy. The degradation performance of the gamma irradiated CCD camera system is explained.

• 대한기계학회논문집A
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• 제37권10호
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• pp.1251-1259
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• 2013

본 연구에서는 소듐냉각 고속로 붕괴열교환기(DHX)의 고온 설계 및 크리프-피로 손상 평가를 수행하였다. 제 4 세대 소듐냉각 고속로의 능동 및 피동 잔열제거계통에 설치되는 DHX와 한국원자력연구원의 STELLA-1 시험루프에 설치된 DHX에 대해 상세설계 및 3D 유한요소해석을 수행하고, 동 결과에 기초하여 고온설계 기술기준인 ASME Section III Subsection NH와 RCC-MR 코드를 따라 크리프-피로 손상평가를 수행하였다. 크리프-피로 손상평가 결과에 기초하여 두 설계기준에 대해 비교 분석하고, 설계 기술기준의 보수성 이슈에 대해 토의하였다.

• 생명과학회지
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• 제12권2호
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• pp.129-135
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• 2002

여러 종류의 호열성, 호기성 간균(Bacillus genus)군, 중금속 leaching 미생물군(Thiobacillus, T. ferooxidans), 그리고 여러 가지 난분해성 물질을 분해하는 미생물군 (Pseudomonas genus)을 활용하여 퇴비화의 조건을 연구하고 이를 이용하여 축산폐기물의 퇴비화에 미치는 효과를 연구하였다. 35∼40의 C/N비, 50∼65%의 함수율 범위에서 실험실용 회전드럼형 반응조에서의 퇴비화는 온도상승이 수동식 반응조보다 낮으며 느리게 일어났다. 퇴비화 후 성분분석에서 높은 수준의 광물질을 함유하는 것으로 화학비료 대체효과를 보여주며 퇴비화 전후 중금속 분석에서 As는 모든 퇴비에서, Cr은 돈분, ph은 축분, Hg은 계분, 그리고 Cu는 축분퇴비에서 규제값 이하를 보여주었다. 여러 가지 부숙도 분석에서 퇴비의 숙성도를 나타내었다. SS 또는 EMB agar plate을 이용한 살모넬라균과 대장균의 검사에서 병원균에 대한 퇴비의 안전성이 확인되었다. 이러한 결과는 금속 및 다른 난분해성 물질을 생분해하는 미생물을 투입하여 퇴비의 중금속감소와 퇴비화 속도증가의 가능성을 시사한다.

• 한국화재소방학회논문지
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• 제30권3호
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• pp.1-6
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• 2016

자동차화재는 매년 5,000건 이상의 사고가 발생되며, 직접적인 피해 뿐 아니라 교통혼잡과 공해물질 배출 등 많은 2차적 손실을 가져온다. 최근에는 자동차 연료로서 휘발유에 에탄올을 섞는 것을 미국 등 여러 나라에서 상용화하고 있는데 이는 기존의 화석연료의 사용을 억제하고 바이오연료의 소비를 촉진시키기 위함이며, 향후 법제화를 통해 이러한 에탄올 함유량을 향후 더 크게 늘릴 예정이다. 본 연구에서는 에탄올을 혼합한 가솔린 연료를 사용하는 자동차의 엔진과 후처리 시스템 화재 위험성을 조사하기 위해 PSR로 모델링한 엔진에서 연소특성을 조사하였다. 에탄올 첨가 연료를 사용하는 경우에는 에탄올 분율이 증가하면 열적인 화재 가능성이 감소되었다. 또한, NOx와 CO 배출량이 감소하였지만, 미연탄화수소의 배출은 증가됨으로 예측되었다. 이러한 결과는 후처리 장치 중 기존의 삼원촉매의 경우에는 보다 저온이 예측되므로 열적인 화재발생이 감소한다고 예상되지만, 미연탄화수소의 증가로 후처리장치에 고온분위기가 형성되어야 하므로 화재의 위험성이 증가될 수 있다.

• 한국재료학회:학술대회논문집
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• 한국재료학회 2012년도 춘계학술발표대회
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• pp.95.1-95.1
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• 2012

Very High Temperature gas cooler Reactor (VHTR) has been considered as one of the most promising nuclear reactor because of many advantages including high inherent safety to avoid environmental pollution, high thermal efficiency and the role of secondary energy source. The TRISO coated fuel particles used in VHTR are composed of 4 layers as OPyC, SiC, IPyC and buffer PyC. The significance of CVD-SiC coatings used in tri-isotropic(TRISO) nuclear coated fuel particles is to maintain the strength of the whole particle. Various methods have been proposed to evaluate the mechanical properties of CVD-SiC film at room temperature. However, few works have been attempted to characterize properties of CVD-SiC film at high temperature. In this study, micro tensile system was newly developed for mechanical characterization of SiC thin film at elevated temperature. Two kinds of CVD-SiC films were prepared for micro tensile test. SiC-A had [111]-preferred orientation, while SiC-B had [220]-preferred orientation. The free silicon was co-deposited in SiC-B coating layer. The fracture strength of two different CVD-SiC films was characterized up to $1000^{\circ}C$.The strength of SiC-B film decreased with temperature. This result can be explained by free silicon, observed in SiC-B along the columnar boundaries by TEM. The presence of free silicon causes strength degradation. Also, larger Weibull-modulus was measured. The new method can be used for thin film material at high temperature.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제22권4호
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• pp.359-370
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• 1990

이 논문은 원자력발전소의 안전사고해석에 흔히 이용되는 중성자 다군확산 동특성방정식의 저차원(0차원 및 1차원) 수치해를 3차원 수치해와 비교함으로써 저차원 수치해법에 요구되는 동특성해석 입력자료를 체계적으로 유도하기 위한 것이다. 이 목적으로 이 논문에서는 수정형 Borresen 소격모형에 의한 3차원 동특성 해석코드인 CMSNACK 전산코드로 LRA-BWR 경수로 동특성 시범문제의 3차원해를 구하고 이 해를 기준으로 삼아 중성자 다군확산 동특성방정식의 1차원 유한차분해와 3차 Hermit 다항식 전개해법에 의한 점운동방정식의 0차원 수치해를 비교하고자 했다. 중성자 다군확산방정식의 1차원 유한차분해와 점운동방정식의 0차원 수치해를 구하기 위해 ODTRAN 전산코드와 POTRAN 전산코드를 개발하였고 이들 코드의 입력자료는 ODTRAN 코드의 경우 중성자속 체적가중법을 POTRAN의 경우 단열근사법을 수정하여 마련하였다. 이같이 마련한 입력자료를 써서 LRA-BWR 동특성문제에 대한 1차원 및 0차원 해를 구했으며 그 결과를 CMSHACK코드에 의한 3차원 해와의 비교를 통해서 저차원 수치해의 계산효율성과 안전해석코드에 요구되는 계산결과의 보수성 등을 조사했다. 이같은 비교결과를 토대로 저차원 수치해법의 입력자료 마련에 이 논문에서 제시한 방법이 유용하게 이용될 수 있음을 보였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제48권5호
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• pp.1184-1191
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• 2016

This paper introduces the development of a transient monitoring system to detect the early stage of a transient, to identify the type of the transient scenario, and to inform an operator with the remaining time to turbine trip when there is no operator's relevant control. This study focused on the transients originating from a secondary system in nuclear power plants (NPPs), because the secondary system was recognized to be a more dominant factor to make unplanned turbine-generator trips which can ultimately result in reactor trips. In order to make the proposed methodology practical forward, all the transient scenarios registered in a simulator of a 1,000 MWe pressurized water reactor were archived in the transient pattern database. The transient patterns show plant behavior until turbine-generator trip when there is no operator's intervention. Meanwhile, the operating data periodically captured from a plant computer is compared with an individual transient pattern in the database and a highly matched section among the transient patterns enables isolation of the type of transient and prediction of the expected remaining time to trip. The transient pattern database consists of hundreds of variables, so it is difficult to speedily compare patterns and to draw a conclusion in a timely manner. The transient pattern database and the operating data are, therefore, converted into a smaller dimension using the principal component analysis (PCA). This paper describes the process of constructing the transient pattern database, dealing with principal components, and optimizing similarity measures.

• 대한화학회지
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• 제45권3호
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• pp.223-229
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• 2001

흐름주입 장치를 이용하여 화학발광법에 의한 전혈 중의 당을 정량하는 방법에 대하여 연구하였다. 당의 효소반응에서 생성되는 과산화수소에 의하여 424nm에서 발생하는 luminol의 화학발광 세기의 차이를 정량에 이용하였다. 효소반응기는 glucose oxidase를 aminopropyl glass bead에 혼입하여 만들었으며, 흐름셀에서 발생하는 화학발광의 세기는 광섬유 다발을 이용하여 측정하였다. 최적 실험조건을 구하기 위하여 화학발광 시약 및 효소반응기의 pH, 흐름속도 및 온도가 화학발광세기에 미치는 영향을 조사하였다. 최적실험조건에서 구한 검정 곡선은 $1.0{\times}10^{-1}$~ 7.0mM에서 직선성이 성립하였으며, 검출한계는 $6.0{\times}10^{-2}$mM이었다. 본 방법을 전혈 중의 당 정량에 적용하였으며, 그 결과를 기존의 분석법에서 구한 결과와 비교하였다. 또한, 회수율 측정을 통하여 본 방법의 신뢰성을 검증하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제44권6호
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• pp.597-610
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• 2012

The passive auxiliary feedwater system (PAFS) is one of the advanced safety features adopted in the APR+, which is intended to completely replace the conventional active auxiliary feedwater system. With an aim of validating the cooling and operational performance of PAFS, an experimental program is in progress at KAERI, which is composed of two kinds of tests; the separate effect test and the integral effect test. The separate effect test, PASCAL ($\underline{P}$AF$\underline{S}$ $\underline{C}$ondensing Heat Removal $\underline{A}$ssessment $\underline{L}$oop), is being performed to experimentally investigate the condensation heat transfer and natural convection phenomena in PAFS. A single, nearly-horizontal U-tube, whose dimensions are the same as the prototypic U-tube of the APR+ PAFS, is simulated in the PASCAL test. The PASCAL experimental result showed that the present design of PAFS satisfied the heat removal requirement for cooling down the reactor core during the anticipated accident transients. The integral effect test is in progress to confirm the operational performance of PAFS, coupled with the reactor coolant systems using the ATLAS facility. As the first integral effect test, an FLB (feedwater line break) accident was simulated for the APR+. From the integral effect test result, it could be concluded that the APR+ has the capability of coping with the hypothetical FLB accident by adopting PAFS and proper set-points of its operation.