Ge은 Si에 비하여 높은 이동도를 갖기 때문에 차세대 고속 metal oxide semiconductor field effect transistors (MOSFETs) 소자를 위한 channel 물질로서 각광받고 있다. 그러나 화학적으로 안정한 게이트 산화막의 부재는 MOS 소자에 Ge channel의 사용에 주요한 장애가 되어왔다. 특히, Ge 기판 위에 고품질의 계면 특성을 갖는 게이트 절연막의 제조는 필수 요구사항이다. 본 연구에서, $HfO_xN_y$ 박막은 Ge 기판 위에 플라즈마 원자층 증착법(plasma-enhanced atomic layer deposition, PEALD)을 이용하여 증착되었다. 플라즈마 원자층 증착공정 동안에 질소는 질소, 산소 혼합 플라즈마를 이용한 in situ 질화법에 의하여 첨가되었다. 산소 플라즈마에 대한 질소 플라즈마의 첨가로 성분비를 조절함으로써 전기적 특성과 계면 성질을 향상시키는데 초점을 맞추어서 연구를 진행하였다. 질소 산소의 비가 1:1이었을 때, EOT의 값의 10% 감소를 갖는 고품질의 소자특성을 보여주었다. X-ray photoemission spectroscopy (XPS)와 high resolution transmission electron microscopy (HR-TEM)를 사용하여 박막의 화학적 결합 구조와 미세구조를 분석하였다.
본 논문은 대한민국 서해와 남해에서의 거리에 따른 성능분석을 위해 실해역 측정을 했다. 서해와 남해 선박의 거리와 전송율 관점에서 측정된 실해역 데이터를 기반으로 데이터 반복 전송 횟수와 파일럿 심볼 배치 간격 파라미터를 조절하여 서해와 남해 성능 비교를 통해 수중OFDM 시스템을 성능을 분석하였다. 결론으로는 전송율과 거리에서 남해의 성능을 비교했을 때 파라미터가 같은 조건에서 남해 5km, 서해 1km 거리에서 BER성능이 남해가 성능이 비슷하였으며, 남해 10km,서해 3km에서 파일럿 심볼의 배치간격을 (𝚫f, 𝚫t) = (6, 3)의 심볼과 PRB가 반복되는 (Rf, Rt) = (2, 1)에서 남해는 1078.92bit/s 서해는 1384.57bit/s으로 전송율관점에서도 남해에서 장거리에서 높은 데이터를 보낼 수 있는걸 확인하였다
Steam line break accident (SLB) in the nuclear reactor is one of the representative Non-LOCA accidents in which thermal-hydraulics and neutron kinetics are strongly coupled each other. Thus, the multi-scale and multi-physics approach is applied in this study in order to examine a realistic safety margin. An entire reactor coolant system is modelled by system scale node, whereas sub-channel scale resolution is applied for the region of interest such as the reactor core. Fuel performance code is extended to consider full core pin-wise fuel behaviour. The MARU platform is developed for easy integration of the codes to be coupled. An initial stage of the steam line break accident is simulated on the MARU platform. As cold coolant is injected from the cold leg into the reactor pressure vessel, the power increases due to the moderator feedback. Three-dimensional coolant and fuel behaviour are qualitatively visualized for easy comprehension. Moreover, quantitative investigation is added by focusing on the enhancement of safety margin by means of comparing the minimum departure from nucleate boiling ratio (MDNBR). Three factors contributing to the increase of the MDNBR are proposed: Various geometric parameters, realistic power distribution by neutron kinetics code, Radial coolant mixing including sub-channel physics model.
단일수로 해석 모형을 다수로 해석 모형으로 대체할 경우 얻을 수 있는 열적 여유도 향상에 대한 연구를 수행하였다. 이를 위하여 17$\times$17 국산핵 연료 장전 노심에 적용할 수 있는 새로운 임계열속 상관식을 개발하였으며, 여기에 사용된 부수로 국부 조건은 다수로 해석 코드인 TORC로 계산하였다. 그리고, 고온부구로 DNBR 분석을 위하여 전 노심에 대한 단일단계 해석 모형을 개발하였다. 분석 결과 다수로 해석 모형인 TORC/KRB-1 체제를 사용할 경우 단일수로 해석 모형인 PUMA/ERB-2 체제에 비하여 약 5% 이상의 열적 여유도를 회복할 수 있는 것으로 나타났다. 이러한 열적 여유도의 증가는 두 코드간의 고온부수로 국부조건 예측 성능 차이와 임계열속 상관식의 특성 차이에서 기인한 것이다.
Wang, Qingshan;Zhang, Xiongjie;Meng, Xiangting;Wang, Bao;Wang, Dongyang;Zhou, Pengfei;Wang, Renbo;Tang, Bin
Nuclear Engineering and Technology
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제54권6호
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pp.2023-2030
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2022
A novel pulse fitting analysis (PFA) method is presented for the acquisition of nuclear spectra. The charging process of the feedback capacitor in the resistive feedback charge-sensitive preamplifier is equivalent to the impulsive pulse, and its impulse response function (IRF) can be obtained by non-linear fitting of the falling edge of the nuclear pulse. The integral of the IRF excluding the baseline represents the energy deposition of the particles in the detector. In addition, since the non-linear fitting process in PFA method is difficult to achieve in the conventional architecture of spectroscopy system, a new multi-channel analyzer (MCA) based on Zynq SoC is proposed, which transmits all the data of nuclear pulses from the programmable logic (PL) to the processing system (PS) by high-speed AXI-Stream in order to implement PFA method with precision. The linearity of new MCA has been tested. The spectrum of 137Cs was obtained using LaBr3(Ce) scintillator detector, and was compared with commercial MCA by ORTEC. The results of tests indicate that the MCA based on PFA method has the same performance as the commercial MCA based on pulse height analysis (PHA) method and excellent linearity for γ-rays with different energies, which infers that PFA method is an effective and promising method for the acquisition of spectra. Furthermore, it provides a new solution for nuclear pulse processing algorithms involving regression and iterative processes.
본 연구의 목적은 유역 하천망의 발달에 따른 수문응답함수의 변화양상 분석에 있다. 이를 위한 대상유역은 보청천의 탄부수위표를 출구로 하는 소유역을 선정하였다. 적용된 하천망은 Strhler 차수분류법에 의해 구성된 하천망과 유역 내 모든 격자가 하천 또는 지표면으로 구성된 경우로 총 10가지로 구성하였다. 각각의 경우에 대해 대상유역 내 모든 격자의 지표면과 하천 배수경로 길이를 산정하였으며 Nash 모형을 이용하여 수문응답함수를 결정하였다. 분석결과 하천망이 발달함에 따라 수문응답함수의 첨두유량은 크게 나타나며, 첨두시간은 작아지는 양상을 보였다. 또한 응답함수의 통계적 특성을 살펴 본 결과 하천망의 발달에 따라 유하시간의 평균(지체시간)과 분산이 지수적으로 감소함을 알 수 있었다.
본 연구는 착색단고추의 유통실태를 분석하고 운영효율성을 측정하여 유통경로별 유통효율성을 비교분석한 것이다. 수출시장 (일본)의 경우에는 개별농가가 직접수출대행업체와의 계약을 통해 수출하는 것 (유형 III)이 영농조합법인 (유형 I:수출농단결성)과 지역농협을 통한 공동출하 (유형 II)의 경우보다 운영효율성이 높은것으로 분석되었다. 내수시장의 경로에서는 도매시장을 통한 경로가 가장 효율적인 것으로 분석되었는데 이는 도매시장을 통해 유통되는 물량은 대형유통업체와 계통판매되는 물량보다 비표준화된 물량이 많으므로 품질면에서 차이가 나지만 내수시장균형가격이 비교적 높게 형성됨으로써 품질에 상응하는 가격이 형성되지 않고 있는 실정이다. 그리고 유형IV의 경우는 유형 V, VI유형보다 유통비용 투입에 대한 산출수준이 비교적 유리한 것으로 나타났다.
Korea Electric Power Research Institute has developed the in-house safety analysis methodologies for non-LOCA(Loss Of Coolant Accident) events based on codes and methodologies of vendors and Electric Power Research Institute . According to the new methodologies, analyses of system responses and calculation of DNBR(Departure from Nucleate Boiling Ratio) during the transient have been carried out with RETRAN code and a sub-channel analysis code, respectively. However, it takes too much time to calculate DNBR for each case using the two codes to search for the limiting case from sensitivity study. To simplify the search for the limiting case, accordingly, RETRAN code has been modified to roughly calculate DNBR using hot channel modeling. The W-3 correlation is already included in RETRAN as one of the auxiliary DNBR models. However, WRB-1 and WRB-2 correlations required to analyze some Westinghouse type fuels are not considered in RETRAN DNBR models. In this paper, the RETRAN DNBR models using the correlations have been developed and the partial and complete loss of forced reactor coolant flow events have been analyzed for Yonggwang units 1 and 2 with the new methodologies to validate the models. The results of the analyses have been compared with those mentioned in the chapter 15 of the Final Safety Analysis Report.
Reddy, B. Chinnappa;Manjunatha, H.C.;Vidya, Y.S.;Sridhar, K.N.;Pasha, U. Mahaboob;Seenappa, L.;Sadashivamurthy, B.;Dhananjaya, N.;Sathish, K.V.;Gupta, P.S. Damodara
Nuclear Engineering and Technology
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제54권3호
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pp.1062-1070
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2022
In the present communication, pure and stable α-Bismuth Oxide (Bi2O3) nanoparticles (NPs) were synthesized by low temperature solution combustion method using urea as a fuel and calcined at 500℃. The synthesized sample was characterized by using powder X-ray Diffraction (PXRD), Scanning Electron Microscopy (SEM), Energy dispersive X-ray analysis (EDAX), Transmission Electron Microscopy (TEM), Fourier Transform Infrared Spectroscopy (FTIR) and UV-Visible absorption spectroscopy. The PXRD pattern confirms the formation of mono-clinic, stable and low temperature phase α-Bi2O3. The direct optical energy band gap was estimated by using Wood and Tauc's relation which was found to be 2.81 eV. The characterized sample was studied for X-ray/gamma ray shielding properties in the energy range 0.081-1.332 MeV using NaI (Tl) detector and multi channel analyzer (MCA). The measured shielding parameters agrees well with the theory, whereas, slight deviation up to 20% is observed below 356 keV. This deviation is mainly due to the influence of atomic size of the target medium. Furthermore an accurate theory is necessary to explain the interaction of X-ray/gamma ray with the NPs.The present work opens new window to use this facile, economical, efficient, low temperature method to synthesize nanomaterials for X-ray/gamma ray shielding purpose.
본 연구에서는 실물형 연소기와 동일한 연소 및 음향 공진 조건을 가질 수 있는 축소형 모델 연소기의 추진제 공급부 매니폴드의 수치해석을 진행하였다. 비원통형 연소기의 형상을 고려한 일렬형 다중 인젝터로 구성된 헤드를 대상으로 해석하였으며 매니폴드의 형상과 유입유로의 개수 및 형태에 따라 해석결과를 분석했다. 메인추진제의 매니폴드 형태는 재순환영역이 적고 제작이 용이할 수 있게 원형으로 구성하였다. 액체산소는 유동을 균일하게 공급하기 위해 distributor를 구성하였고 케로신은 직접 화염면이 닿는 곳이기 때문에 재순환영역을 최대한 줄이도록 방사형 $360^{\circ}$로 유입유로를 구성하였다. 액체질소 매니폴드는 분사기 근처의 속도차이를 줄이고자 방사형 유입유로로 구성하였다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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