• Nuclear Engineering and Technology
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• 제43권6호
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• pp.523-530
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• 2011

In a previous study, the stochastic space-dependent kinetics model (SSKM) based on the forward stochastic model in stochastic kinetics theory and the Ito stochastic differential equations was proposed for treating monoenergetic space-time nuclear reactor kinetics in one dimension. The SSKM was tested against analog Monte Carlo calculations, however, for exemplary cases of homogeneous slab reactors with only one delayed-neutron precursor group. In this paper, the SSKM is improved and evaluated with more realistic and complicated cases regarding several delayed-neutron precursor groups and heterogeneous slab reactors in which the extraneous source or reactivity can be introduced locally. Furthermore, the source level and the initial conditions will also be adjusted to investigate the trends in the variances of the neutron population and fission product levels across the reactor. The results indicate that the improved SSKM is in good agreement with the Monte Carlo method and show how the variances in population dynamics can be controlled.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제11권3호
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• pp.219-229
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• 1979

The current status of the computational methods and computer codes for the analysis of reactor kinetics is reviewed. Computational methods which have been developed for space-dependent transient analyses are presented and recent progress in the development of methods is discussed.

• 한국항공우주학회지
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• 제37권4호
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• pp.383-391
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• 2009

JP-7/산소 혼합기의 데토네이션 파 특성을 상세 반응 기구로부터 얻은 일 단계 유도 변수 모델을 (IPM) 이용하여 살펴보았다. 탄화수소 혼합기에 대한 상세 화학 반응 모델로 부터 신뢰할 만한 일 단계 반응 모델을 얻기 위한 일반적 과정을 본 연구에서 제시하였다. IPM은 상세 반응 모델 라이브러리로부터 획득한 유도 시간 데이터베이스를 재구성하여 얻었으며, 상세 반응 모델에 의한 결과와 비교하여 확인하였다. 이후 IPM을 유체역학해석 코드에 적용하였으며, 데토네이션 파 전파에 대한 수치해석에 이용하였다. 수치해석 결과는 탄화수소 연료 연소의 상세 반응 기구를 직접 적용해서는 가능하지 않은, JP-7/산소 혼합기의 데토네이션 파 전파 특성의 상세한 특징을 보여주었다.

• 한국항공우주학회지
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• 제34권7호
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• pp.89-96
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• 2006

액체 로켓의 가스발생기의 연소 온도는 터빈 깃의 열 손상을 방지하기 위하여 1,000K 이하로 유지되며 이를 위하여 농후 연소 또는 산화제 과다 연소를 유지한다. 이러한 이유로 연소는 비평형 화학반응이 주로 발생하며 연소반응을 예측하기가 매우 어렵다. 한편 케로신은 여러 가지 탄화수소 연료로 이루어진 혼합연료로 화학반응 메커니즘에 대한 모델이 매우 어려운 실정이다. 본 연구에서는 Dagaut가 개발한 207 화학종, 1592 화학반응 단계를 이용하였으며 완전혼합반응기 연소모델을 적용하여 계산하였다. 계산결과와 실험결과를 비교하여 보면 사용된 화학반응 기구가 검댕 예측을 하지 않고 있음에도 불구하고 계산 결과는 연소가스 온도 뿐 아니라 가스 물성치 등을 매우 잘 예측하고 있음을 확인하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제15권2호
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• pp.98-109
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• 1983

2차원 다군 확산 이론에 의한 원자로 동특성 방정식의 해를 구하기 위해서 two-step alternating direction explicit method를 도입하였다. Alternating direction implicit method의 특별한 경우로써 이 방법의 정확도 및 안전성을 해석하였다. 이 방법의 타당성을 시험하기 위해서 TWIGL 전산조직에 사용한 implicit difference method와 비교하여 두 방법의 결과가 일치함을 알았다. 이 방법을 이용하여 가압경수형 원자로(PWR)의 제어봉 삽입시의 중성자 신속의 시간변화와, CANDU-PHW 원자로의 가상된 냉각재상실 사고시의 중성자 신속의 시간변화를 계산하여 이들 원자로의 제어능력을 확인하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제18권2호
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• pp.71-77
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• 1986

원자로 노심을 축방향으로 일차원 해석을 하고, 가입경수로형원자로의 안전성 해석에 적용할 수 있는 중성자 동특성프로그램 BIK를 개발하였다. BIK프로그램내에서 공간변수에 대해서는 유한차분법이, 시간변수에 대해서는 $\theta$-시간적분법이 채택되었다. 또한 도플러 및 감속재 궤환과 제어봉구동 등을 자세히 묘사하는 모델들이 포함되었다 핵모델의 검증은 ANL검증문제를 통해 이루어졌고, 고리 1호기의 제어봉 인출사고시의 노심출력 변화를 계산하였다. 이상의 계산결과 BIK동특성프로그램이 노심의 중성자 속 변화를 일차원해석의 한계내에서 비교적 정착하게 묘사할 수 있으며, 가압경수로형 원자로의 안전성 해석에 유용하게 사용될 수 있다는 것이 증명되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제42권3호
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• pp.259-270
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• 2010

New generation nuclear reactors are designed using advanced safety analysis methods. A thorough understanding of different interacting physical phenomena is necessary to avoid underestimation and overestimation of consequences of off-normal transients in the reactor safety analysis results. This feature requires a multiphysics reactor simulation model. In this context, a coupled dynamics model based on a multiphysics formulation is developed indigenously for the transient analysis of large pressurized VVER reactors. Major simplifications are employed in the model by making several assumptions based on the physics of individual phenomenon. Space and time grids are optimized to minimize the computational bulk. The capability of the model is demonstrated by solving a series of international (AER) benchmark problems for VVER reactors. The developed model was used to analyze a number of reactivity transients that are likely to occur in VVER reactors.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.429-436
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• 1997

운전원 훈련용 시뮬레이터의 국산화 개발계획에 따라 영광 원자력 3,4호기 발전소 운전원 훈련용 시뮬레이터가 국내 최초로 개발되었다. STK(space and time kinetics)와 RETACT (Real Time Advanced Core and Thermohydraulics)코드를 이용하여 영광 3,4호기 시뮬레이터의 실시간 NSSS 모델을 생성하였다. 생성된 모델의 검증(Verification Validation)을 위해 정상상태(Steady State)에서의 주요인자들이 ANS3.5의 오차범위이내임을 확인하였다. 과도상태(Transient)의 검증을 위해 터빈정지 과도상태와 주증기 관파열(Main Steam Line Rupture)사고를 실제 발전소 시험 데이터 및 성능해석 코드(NPA)를 이용하여 분석한 결과와 비교하였다. 비교 결과 기준발전소의 반응과 큰 차이 없이 운전원 훈련용 시뮬레이터의 규격인 ANS 3.5를 잘 만족함을 확인 할 수 있었다.

• 한국운동역학회지
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• 제29권3호
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• pp.197-204
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• 2019

Objective: The purpose of this study was to identify the effect of high-heels (HH) modification on metatarsal stress in female workers. Method: Seven females who work in clothing stores ($heights=160.4{\pm}3.9cm$; $weights=47.4{\pm}4.1kg$; $age=31.3{\pm}11.1yrs$; $HH\;wear\;career=8{\pm}6.5yrs$) wore two types of HH (original and modified). The modified HH had been grooved with 1.5 cm radius and 0.2 cm depth around the first metatarsal area inside of the shoes using the modified shoe-last. Participants were asked to walk for 15 minutes on a treadmill and to stand for 10 minutes with original and modified HH, respectively. Kinetics data were collected by the F-scan in-shoe system. After each test, participants were asked to rate their perceived exertion using the Borg's 15-grade RPE scale and interviewed about their feeling of HH. Nonparametric Wilcoxon signed-rank test and effect size (Cohen's d) were used to determine the difference of the variables of interest between the original and modified HH. Results: In the present study, modified HH of the peak contact pressure of 1st metatarsal (PCP) left, PCP right, pressure time integral (PTI) left, peak pressure gradient (PPG) left during standing and PPG right during walking are greater than original HH. And even it didn't show statistically significant, the average in all pressure values of modified HH showed bigger than original HH. It surmised to be related to awkward with modified HH. Even though they said to feel the comfortable cause of big space inside of HH in the interview, they seemed to be not enough time to adapt with new HH. So their walking and standing postures were unstable. Conclusion: Modified the fore-medial part of HH can reduce the stress in the first metatarsal head and big toe area during standing and walking.

• 대한환경공학회지
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• 제22권11호
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• pp.2067-2076
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• 2000

모사 고온석탄가스로부터 황화수소를 제거하기 위해 망간계 탈황제(MT, MFT)에 대한 실험을 수행하였다. 망간계 탈황제의 황화수소 제거효율과 탈황제의 물리적 특성을 파악하기 위해 각각 고정층 반응기와 attrition tester를 사용하여 실험하였다. 마멸저항에 대한 실험결과, 벤토나이트를 5% 함유한 탈황제가 2%를 함유한 탈황제보다 마멸저항이 컸으며 또한 경화온도가 높을수록 마멸저항이 큰 것으로 나타났다. 반응온도, 황화수소농도, 그리고 공간속도가 황화수소 제거효율에 미치는 영향을 조사한 결과, MT와 MFT 탈황제 모두 $450^{\circ}C$에서는 황화수소를 5,100ppmv에서 20ppmv까지 제거할 수 있었고, $550{\sim}650^{\circ}C$에서는30~65ppmv까지 제거할 수 있었으며, 공간속도가 증가함에 따라 파과시간은 감소하였다.