• 암석학회지
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• 제1권1호
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• pp.49-57
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• 1992

제천습곡대의 제천화강암에 대하여 Rb-Sr, K-Ar 그러고 휫션트랙 등 세 가지 방법으로 다음과 같은 열역사를 규명하였다. 3개의 전암시료와 7개의 광물시료의 Rb과 Sr의 동위원소를 측정하여 얻은 등시선연령은 202.7$\pm$1.9Ma이고, Sr 초생치는 0.7140였다. 12개의 광물시료를 K-Ar 및 휫션트랙법으로 연령측정한 결과 각각의 연령보존온도에 거의 상응하는 광물연령을 얻었다. 연령측정자료로 이 암석의 성인과 암체의 열역사를 해석한 결과는 다음과 같다. 제천화강암은 쥬라기초(약 203 Ma)에 지각물질이 부분용융을 받아서 만들어진 'S-형'의 마그마가, 또는 맨틀기원의 'I-型'마그마와 지각물질의 심한 혼화작용에 의해 만들어진 마그마가 지각 심부 (mesozone 또는 katazone; 약 7~9km)에 관입하였으며, 관입체와 주변암석괴의 온도차 때문에 30$0^{\circ}C$까지는 매우 빨리 냉각되었다. 쥬라기말까지는 주위 암석들과 열적인 평형을 유지하므로써 냉각이 거의 중지되었다가, 백악기초부터 말까지 (140~70 Ma)는 화성활동을 수반한 심한 지구조운동과 활발한 풍화작용 때문에 평균 약 40~60 m/Ma의 상승률과 약 1.4$^{\circ}C$/Ma의 냉각률로 3~7 km 상승하였다. 백악기말부터 삼기초(70~50 Ma)까지는 펀균 약 100~120m/Ma의 상승률과 5$^{\circ}C$/Ma의 냉각률을, 그리고 삼기초 (50 Ma)부터 현재까지는 평균 약 50~60m/Ma의 상승률과 2$^{\circ}C$/Ma의 냉각률을 가지고 각각 상승 및 냉각된 것으로 해석된다.

• 한국전기전자재료학회논문지
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• 제23권12호
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• pp.942-948
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• 2010

In this study we aims to examine the effects of 0.5 mol% $Cr_2O_3$ addition on the reaction, microstructure development, resultant electrical properties, and especially the bulk trap and interface state levels of ZnO-$Bi_2O_3-Sb_2O_3$ (Sb/Bi=0.5, 1.0, and 2.0) systems (ZBS). The samples were prepared by conventional ceramic process, and characterized by XRD, density, SEM, I-V, impedance and modulus spectroscopy (IS & MS) measurement. The sintering and electrical properties of Cr-doped ZBS (ZBSCr) systems were controlled by Sb/Bi ratio. Pyrochlore ($Zn_2Bi_3Sb_3O_{14}$) was decomposed more than $100^{\circ}C$ lowered on heating in ZBS (Sb/Bi=1.0) by Cr doping. The densification of ZBSCr (Sb/Bi=0.5) system was retarded to $800^{\circ}C$ by unknown Bi-rich phase produced at $700^{\circ}C$. Pyrochlore on cooling was reproduced in all systems. And $Zn_7Sb_2O_{12}$ spinel ($\alpha$-polymorph) and $\delta-Bi_2O_3$ phase were formed by Cr doping. In ZBSCr, the varistor characteristics were not improved drastically (non-linear coefficient $\alpha$ = 7~12) and independent on microstructure according to Sb/Bi ratio. Doping of $Cr_2O_3$ to ZBS seemed to form $Zn_i^{..}$(0.16 eV) and $V^{\bullet}_o$ (0.33 eV) as dominant defects. From IS & MS, especially the grain boundaries of Sb/Bi=0.5 systems were divided into two types, i.e. sensitive to oxygen and thus electrically active one (1.1 eV) and electrically inactive intergranular one (0.95 eV) with temperature.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.473-480
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• 1996

영광 3/4호기 mid-loop 운전중 잔열제거(RHR) 기능 상실사고시 열수력적 현상을 최적 전산코드인 CATHARE2를 이용하여 해석하였다. 이러한 사고시 열수력적 현상은 일,이차측 냉각재 방출유로와 계통내 비응축성 가스의 거동에 의해 크게 영향을 받는다. 본 연구에서는 2개의 경우를 모의하였는데, 하나는 계통내 방출유로가 있는 경우이며 다른 하나는 방출유로가 없는 경우를 계산하였다. 이 때 사용된 가정은 다음과 같다. (가) 계통은 부분충수 운전 상태로 상부에 비응축성 가스나 증기로 가득 차 있다. (나) 증기발생기는 1대만이 이용 가능하고 이차측은 습식보관 상태이며, 보조급수는 공급되지 않고 이차측 압력은 대기압 상태이다 (다) 사고는 원자로 정지후 2일후 발생한다. 이와같은 조건하에서 사고시 계통 최대압력은 방출유로가 있는 경우 사고후 6,000 초에 0.27 MPa이며, 방출유로를 통한 유량은 총 2.4 kg/s이다. 이 방출유량을 외삽하여 계통수위가 고온관 바닦까지 도달하는데 걸린 시간은 사고후 약 5.67시간이다. 증기발생기 U-튜브를 통한 열전달에 의해 이차측 증기 발생으로 이차측 수위가 하락하면 증기발생기 reflux cooling은 제한을 받을 수 있다. 이 경우 이차측 수위가 U-튜브의 active 영역 상부까지 도달하는데 걸리는 시간은 사고후 약 10시간으로 계산되었다. 그러므로 이 경우 보조급수 공급 여유시간보다 노심 노출시간이 더 빨리 도달하여 노심을 손상시킨다. 사고시 수위지시계는 계통감압에 큰 영향을 주지 못하기 때문에 가능한 빨리 닫아 계통 inventory를 유지하는 것이 이차측 보조급수공급보다 우선한다.합한 설계방안으로 분석되었다.크다는 단점이 있다.TEX>$_2$O$_3$ 흡착제 제조시 TiO$_2$ 함량에 따른 Co$^{2＋}$ 흡착량과 25$0^{\circ}C$의 고온에서 ZrO$_2$와 $Al_2$O$_3$의 표면에 생성된 코발트 화합물을 XPS와 EPMA로 부터 확인하였다.인을 명시적으로 설명할 수 있다. 둘째, 오류의 시발점을 정확히 포착하여 동기가 분명한 수정대책을 강구할 수 있다. 셋째, 음운 과 정의 분석 모델은 새로운 언어 학습시에 관련된 언어 상호간의 구조적 마찰을 설명해 줄 수 있다. 넷째, 불규칙적이며 종잡기 힘들고 단편적인 것으로만 보이던 중간언어도 일정한 체계 속에서 변화한다는 사실을 알 수 있다. 다섯째, 종전의 오류 분석에서는 지나치게 모국어의 영향만 강조하고 다른 요인들에 대해서는 다분히 추상적인 언급으로 끝났지만 이 분석을 통 해서 배경어, 목표어, 특히 중간규칙의 역할이 괄목할 만한 것임을 가시적으로 관찰할 수 있 다. 이와 같은 오류분석 방법은 학습자의 모국어 및 관련 외국어의 음운규칙만 알면 어느 학습대상 외국어에라도 적용할 수 있는 보편성을 지니는 것으로 사료된다.없다. 그렇다면 겹의문사를 [-wh]의리를 지 닌 의문사의 병렬로 분석할 수 없다. 예를 들어 누구누구를 [주구-이-ν가] [누구누구-이- ν가]로부터 생성되었다고 볼 수 없다. 그러므로 [-wh] 겹의문사는 복수 의미를 지닐 수 없 다. 그러면 단수 의미는 어떻게 생성되는가\

• 수산해양기술연구
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• 제36권4호
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• pp.329-336
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• 2000

정치망 어선에 사용하는 더블 캡스턴 드럼의 용접공정은, 순간적으로 집중투입되는 고온열원에 의해 상당 열응력과 열변형 거동이 시간의 경과에 따라 비정상적으로 발생한다. 유한요소법으로 이것들의 거동을 해석한 후 다음과 같은 결론을 얻었다. 1) 용접 초기에는 용접열원 위치에서 54∼48MPa의 상당 열응력을 나타내고, 캡스턴 드럼의 내부로 진행될수록 42∼18Mpa 정도의 열응력 분포를 보이며, 열응력 구배는 1mm당 3.6MPa의 기울기를 형성하고 있었다. 용접열원에서 0.004∼0.015mm정도의 미세한 변형량이 계산되었고 좌측 자유단으로 진행하면서 0.03∼0.033mm의 변형량은 용접초기에 열충격 현상으로 발생한 것으로 사료되므로 이에 대한 대비책이 있어야 한다. 2) 용접 중반부에서는 상당 열응력 크기는 용접 초기보다 다소 작아져서 최대 51MPa, 최소 11.3MPa을 보여주며 열응력 기울기도 다소 완화된다. 이것은 용접 열원이 이동하면서 발생하는 예열효과로 상당 열응력이 감소한 것으로 사료된다. 상당 열변형의 크기는 최대 0.04mm, 최소 0.0045mm 정도를 형성하고 있고, 용접열원의 진행으로 전체적인 변형 양상이 용접진행 방향과 동일하게 이동하고 있다. 3) 용접공정의 후반부는 상당 열변형량이 최소 0.005mm, 최대 0.045mm 정도이므로, 정밀한 용접가공을 위해 반대방향에 지그나 고정구를 설치해야 한다. 상당 열응력의 구배는 모재 내부로 진행된 양상을 보이고 있으나 열응력의 절대 크기는 최소 3MPa에서 최대 27MPa로 작아졌다. 이 것은 용접의 이동열원이 제거됨으로서 모재 내부의 열응력이 현저히 저하되었음을 의미하지만, 잔류 열응력이 존재하므로 뜨임처리와 같은 후처리가 요망된다.

• 한국진공학회:학술대회논문집
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• 한국진공학회 2011년도 제40회 동계학술대회 초록집
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• pp.421-422
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• 2011

The first part is about development of a liquid target for a neutron source, which is designed to overcome many of the limitations of traditional beam-target neutron generators by utilizing a liquid target neutron source. One of the most critical aspects of the beam-target neutron generator is the target integrity under the beam exposure. A liquid target can be a good solution to overcome damage to the target such as target erosion and depletion of hydrogen isotopes in the active layer, especially for the one operating at high neutron fluxes with no need for water cooling. There is no inherent target lifetime for the liquid target neutron generator when used with continuous refreshment of the target surface exposed to the energetic beam. In this work, liquid target containing hydrogen has been developed and tested in vacuum environment. Potentially, liquid targets could allow a point neutron source whose spatial extension is on the order of 1 to $10{\mu}m$. And the second is about the vacuum ultraviolet (VUV) spectrometer which is designed as a five-channel spectral system for ITER main plasma measurement. To develop and verify the design, a two-channel prototype system was fabricated with No. 3 (14.4 nm~31.8 nm) and No. 4 (29.0 nm~60.0 nm) among the five channels. For test of the prototype system, a hollow cathode lamp is used as a light source. The system is composed of a collimating mirror to collect the light from source to slit, and two holographic diffraction gratings with toroidal geometry to diffract and also to collimate the light from the common slit to detectors. The two gratings are positioned at different optical distances and heights as designed. To study the appropriate detector for ITER VUV system, two different electronic detectors of the back-illuminated charge coupled device and the micro-channel plate electron multiplier were installed and the performance has been investigated and compared in the same experimental conditions. The overall system performance was verified by measuring the spectrums.

• 에너지공학
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• 제26권4호
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• pp.92-99
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• 2017

국내에서는 국토부 7대 신산업, 산업부 8대 신산업으로 제로에너지빌딩이 지정되었으며, 건물외피의 단열성능 극대화와 건물 기기 효율향상 및 신재생 보급 확대를 위해 부처간 융합을 통해 제로에너지빌딩 보급 활성화 달성을 목표로 하고 있다. 국내에서 시행 중인 제로에너지빌딩 인증제에 해당되는 건물에너지효율등급 1++이상이 되는 건축물들의 부하(냉방, 난방, 급탕, 조명, 환기)들의 에너지소요량을 분석하여 대략적인 부하들의 수준을 파악하고 제로에너지빌딩 인증제 고도화를 위한 기초 자료로 활용될 수 있도록 하는 목적이 있다. 제로에너지빌딩 인증에 해당되는 건축물은 2017년 기준 61개 가량 되는 것으로 파악되고 있으며, 패시브 측면과 액티브 측면을 고려하여 5대 부하별 대략적인 기준 값과 1차 에너지소요량을 산정하였다. 부하기준 산정을 위한 데이터의 표본이 적어 명확한 기준이 된다고 보기는 어려우나 앞으로 제로에너지빌딩 인증 기준을 고도화하기 위해 다양한 방법들을 적용하여 해석할 필요성이 있다고 판단된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제45권5호
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• pp.605-612
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• 2013

Removal of decay heat from an operating reactor during a prolonged station blackout condition is a big concern for reactor designers, especially after the recent Fukushima accident. In the case of a prolonged station blackout condition, heat removal is possible only by passive means since no pumps or active systems are available. Keeping this in mind, the AHWR has been designed with many passive safety features. One of them is a passive means of removing decay heat with the help of Isolation Condensers (ICs) which are submerged in a big water pool called the Gravity Driven Water Pool (GDWP). The ICs have many tubes in which the steam, generated by the reactor core due to the decay heat, flows and condenses by rejecting the heat into the water pool. After condensation, the condensate falls back into the steam drum of the reactor. The GDWP tank holds a large amount of water, about 8000 $m^3$, which is located at a higher elevation than the steam drum of the reactor in order to promote natural circulation. Due to the recent Fukushima type accidents, it has been a concern to understand and evaluate the capability of the ICs to remove decay heat for a prolonged period without escalating fuel sheath temperature. In view of this, an analysis has been performed for decay heat removal characteristics over several days of an AHWR by ICs. The computer code RELAP5/MOD3.2 was used for this purpose. Results indicate that the ICs can remove the decay heat for more than 10 days without causing any bulk boiling in the GDWP. After that, decay heat can be removed for more than 40 days by boiling off the pool inventory. The pressure inside the containment does not exceed the design pressure even after 10 days by condensation of steam generated from the GDWP on the walls of containment and on the Passive Containment Cooling System (PCCS) tubes. If venting is carried out after this period, the decay heat can be removed for more than 50 days without exceeding the design limits.

• 대한화장품학회지
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• 제44권1호
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• pp.15-21
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• 2018

UV 뿐 아니라 가시광선, 적외선에 의해 발생된 열로 인해 피부 온도 상승, MMP-1의 증가에 따른 피부 노화가 진행된다. 따라서 열에 의한 노화에서 피부 온도 조절은 노화 억제에 중요한 핵심 요소이다. 일시적인 수용체 전위 통로인 TRPM8은 멘솔 수용체(CMR1)로써 $25^{\circ}C$ 이하의 온도에서 활성화되고 시원한 감각을 발생시키는 냉 수용체로 보고되어 있다. TRPM8 조절을 통해 시원한 감각과 피부 온도를 조절하는 연구가 활발히 진행되고 있다. 본 연구에서는 천연물인 영지버섯을 이용하여 냉 수용체인 TRPM8 발현에 어떠한 영향을 주는지 확인하였다. 영지버섯추출물 및 용매 분획물의 TRPM8 발현에 대한 영향을 측정한 결과, 영지버섯추출물, n-hexane 분획물 및 water 분획물에서 농도의존적으로 TRPM8 발현이 증가함을 확인하였다. Hex 분획물에서 유효성분을 찾고자 크로마토그래피를 실시하여 1개의 화합물을 분리하였으며 $^1H$ 및 $^{13}C$ NMR spectrum 분석을 통하여 화학구조를 동정하였다. 분리된 화합물은 에르고스테롤로 TRPM8 발현 증가에 효과가 있음을 확인하였다. 결과를 토대로, 영지버섯추출물 및 에르고스테롤은 화장품 분야에서 새로운 쿨링 소재로서 개발가능성이 있다고 사료된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권3호
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• pp.803-811
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• 2024

Nuclear accidents such as Fukushima Daiichi have highlighted the potential of passive safety systems to replace or complement active safety systems as part of the overall prevention and/or mitigation strategies. In addition, passive systems are key features of Small Modular Reactors (SMRs), for which they are becoming almost unavoidable and are part of the basic design of many reactors available in today's nuclear market. Nevertheless, their potential to significantly increase the safety of nuclear power plants still needs to be strengthened, in particular the ability of computer codes to determine their performance and reliability in industrial applications and support the safety demonstration. The PASTELS project (September 2020-February 2024), funded by the European Commission "Euratom H2020" programme, is devoted to the study of passive systems relying on natural circulation. The project focuses on two types, namely the SAfety COndenser (SACO) for the evacuation of the core residual power and the Containment Wall Condenser (CWC) for the reduction of heat and pressure in the containment vessel in case of accident. A specific design for each of these systems is being investigated in the project. Firstly, a straight vertical pool type of SACO has been implemented on the Framatome's PKL loop at Erlangen. It represents a tube bundle type heat exchanger that transfers heat from the secondary circuit to the water pool in which it is immersed by condensing the vapour generated in the steam generator. Secondly, the project relies on the CWC installed on the PASI test loop at LUT University in Finland. This facility reproduces the thermal-hydraulic behaviour of a Passive Containment Cooling System (PCCS) mainly composed of a CWC, a heat exchanger in the containment vessel connected to a water tank at atmospheric pressure outside the vessel which represents the ultimate heat sink. Several activities are carried out within the framework of the project. Different tests are conducted on these integral test facilities to produce new and relevant experimental data allowing to better characterize the physical behaviours and the performances of these systems for various thermo-hydraulic conditions. These test programmes are simulated by different codes acting at different scales, mainly system and CFD codes. New "system/CFD" coupling approaches are also considered to evaluate their potential to benefit both from the accuracy of CFD in regions where local 3D effects are dominant and system codes whose computational speed, robustness and general level of physical validation are particularly appreciated in industrial studies. In parallel, the project includes the study of single and two-phase natural circulation loops through a bibliographical study and the simulations of the PERSEO and HERO-2 experimental facilities. After a synthetic presentation of the project and its objectives, this article provides the reader with findings related to the physical analysis of the test results obtained on the PKL and PASI installations as well an overall evaluation of the capability of the different numerical tools to simulate passive systems.

• 유기물자원화
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• 제18권2호
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• pp.45-54
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• 2010

현재 매립 중인 폐기물 매립지 현장에서 공기주입을 5개월간 하였으며, 일정기간 침출수 주입을 병행하면서 이에 따른 매립지 조기안정화 효과를 관찰하였다. 실험부지 면적은 $24{\times}24m$ 규모이었으며, 부지 내에 3~9 m 깊이에 유공부를 설치한 9개의 공기주입용 수직정을 설치하였다. 매립지를 5개월 간 호기적으로 운전함에 따라 매립지 내부 평균 온도는 $70^{\circ}C$까지 상승하였으며, 매립고의 8 %에 해당하는 침하가 발생하였다. 미생물에 의한 유기물 분해촉진을 위하여 1개월간 $94m^3$의 침출수를 실험부지의 일부 구역에 재순환시킨 결과 일시적으로 매립지 내 지하수위가 상승하였고, 혐기성 환경이 조성되었다. 하지만, 침출수 재순환은 침출수 주입정 주변의 매립지 내부 온도를 급속히 상승시키는 효과를 가져왔다. 그러나 과도한 침출수 주입은 매립지 내부를 냉각시켜 온도 상승을 저하시키는 효과를 나타내므로, 매립지 내부온도 변화를 관찰하면서 침출수 주입량을 조절할 필요가 있으며, 침출수 주입은 간헐적으로 하는 것이 바람직하다.