• 한국식품영양과학회지
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• 제12권2호
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• pp.176-187
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• 1983

마늘 flavor의 발현과 flavor에 영향을 미치는 요인들에 대하여 살펴보았다. 마늘 flavor는 alk(en)yl-$\small{L}$-cysteine sulfoxide에 alliinase가 작용하여 생성된 alk(en)yl thiosulfinate에 의한 것으로 alk(en)yl기는 주로 allyl기이다. 마늘의 flavor세기는 성숙도 부위, 배양조건, 저장조건, 가공처리법에 따라 달라진다. 마늘의 flavor를 증진시키기 위해서는, 마늘 재배시 토양내 유황의 함량이 많을수록 flavor 전구체의 생성량이 증가하여 flavor 세기가 커졌으므로, 충분한 양의 유황을 공급하되 alliin함량이 최대로 되기 위한 다른 무기질과의 조성비율 중 현재까지 연구된 2종류의 무기질 조성(NS : ${NO_3}^{-2}$, 40%, ${SO_4}^{-2}$, 60%, NP : ${NO_3}^{-2}$, 62%, ${PO_4}^{-3}$, 38%)을 고려하여야 할 것이며, 너무 습하지 않은 토양에서 재배하는것이 바람직하다. 마늘은 성숙함에 따라 인편내 alliin함량도 증가되므로 완전히 성숙한 후에 수확하는 것이 바람직하다. 또한 마늘의 flavor를 유지하기 위해서는 수확후 저장하는 동안에 일어나는 flavor 손실을 최소로 하여야 할 것이다. 자연조건에 저장하는 동안에 일어나는 flavor 손실은 주로 호흡, 발아, 부패에 의한 것이므로 이를 억제하기 위한 저장방법으로 저온 저습저장, 예건처리, gas치환, 발아억제 처리등의 방법이 있으나 현재까지 경제, 실용성등을 고려하여 가장 많이 사용하는 방법은 예건처리후 저온저습조건에 저장하는 방법이다. 가공처리된 마늘은 생마늘에 비하여 flavor가 상당히 많이 감소되는데 건조시켜 분말로 만들 경우, 건조방법에 따라 flavor 감소정도는 크지만 flavor 감소율이 적은 방법 (진공건조, 동결건조)이라도 그 손실률은 거의 50%에 달한다. 그외의 마늘 가공처리품들인 oil이나 extract등도 제조시 기질과 효소가 접촉하는 과정을 거칠 때 flavor의 손실이 크므로 되도록 이면 flavor 손실이 크지 않은 방법으로 제조하는 것이 바람직하다. 마늘 flavor를 합성하는 방법으로는 thiosulfinate 합성에 의한 방법과 alk(en)yl-$\small{L}$-cysteine sulfo-xide-alliinase 분해물에 의한 방법, 그리고 $\small{L}$-5-alk(en)yl thiomethylhydantoin${\pm}$S-oxides에 의한 방법이 있으며 이들 방법에 의해 생마늘과 유사한 flavor를 얻을 수 있어 앞으로 식품첨가물로서 기대되는 바이다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제18권2호
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• pp.71-79
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• 1993

중성자 측정장비 교정을 위한 표준중성자장을 제작하기 위하여 순수멕스월분포(kt=1.42MeV)로부터 $^{252}Cf$ 자발핵분열 중성자선원의 밀봉이 교정인자에 미치는 영향을 고찰하였다. SR-Cf-100과 SR-Cf-1273 밀봉모형을 실제 제작조건으로 하여 MCNP 코드를 사용하여 몬테카를로 모의를 수행하여, 비등방성교정인자와 선속밀도-대-선량당량 환산인자를 산정하였고, 다른 연구결과와 비교하였다. 결과로서, $FI({\theta}=90^{\circ})$는 1.061(통계오차 : ${\pm}0.2%$), $H/{\Phi}$는 $333.9(pSv\;cm^2)$ (통계오차 : ${\pm}0.5%$)인 것으로 산정되었다. 이 환산인자$(H/{\Phi})$의 값은 ISO 8529의 권고보다 1.8%가 작은 것인데, 이것은 한국원자력연구소의 비감속 $^{252}Cf$중성자선원의 스펙트럼이 ISO의 것보다 약간 더 연화하다는 물리적 의미를 갖는다.

• 대한화학회지
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• 제18권1호
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• pp.40-46
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• 1974

핵분열 중성자에 의한 $^{47}Ti(n,p)^{47}Sc$ 및 $^{93}Nb(n,{\alpha})^{90m}Y$의 반응과 열외 중성자에 의한 ^{96}Zr(n,{\gamma})^{97}Zr$반응을 사용하여 합성혼합시료중에 함유된 티탄, 니오브 및 지르코늄을 동시 정량하였다. 그러기 위해서 시료용액을 중성자로 조사하기 전에 Dowex $50{\times}8$의 양이온 교환수지통에 가한 다음 0.5M ${\alpha}$-히드록시 이소부티르산(${\alpha}$-HIBA)을 용출제로 사용하여 티탄, 니오브 및 지르코늄을 함께 분리하였다. 중성자로 조사한 후에 생성된 핵종인 $^{97}Zr$, ^{47}Sc$ 및 ^{90m}Y$을 같은 수지통을 통하여 0.5M ${\alpha}$-HIBA, 0.5M ${\alpha}$-HIBA-1N HNO3 및 0.5M ${\alpha}$-HIBA-2N HNO_3$용액으로 용출함으로서 각각 차례대로 분리하였다. 감마선 분광법을 사용하여 용출된 핵종의 감마선 방사능을 측정하였다. 본 방법을 사용한 니오브, 티탄 및 지르코늄의 검출한계는 각각 0.2%, 0.01% 및 0.002%이었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제20권2호
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• pp.88-104
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• 1988

이차원의 유한요소법을 이용하여 axisymmetric R-$\theta$system으로 나누어서 정상과 부하추종 운전시에 핵연료 페렛트와 피복관의 열역학적 거동을 분석하기 위해서 FURA전산코드를 개발하였다. 온도분포와 내부압력을 정확히 계산하기 위해서 페렛트와 피복관의 변형과 핵분열의 기체방출을 전체 핵연료봉 길이로 고려하였다. 열역학적 평 형방정식을 얻기 위해서 Galerkin's Technique과 가상일의 원리를 사용하였고 역학적 해석을 위해서 탄성-소성, 크리프뿐만아니라 스엘링, 재배열, 고밀화 현상등을 고려하였다. 기하학적 모델에서는 4-결점 요소라 페레트 길이의 1/2만을 택하였다. 비선형식을 안정하게 해석하기 위해서 음해법을 도입하여 뉴튼-랩손 반복법을 적용하였다 이 코드의 검증은 해석해와 실험데이타로 비교하였다. 핵연료봉의 일반적인 거동은 axisymmetry system으로 계산하였고 균열된 페레트에 접촉하는 피복관의 거동은 R-$\theta$system을 사용하였다. 부하추종에 의한 피복관의 변형시효의 민감도는 출력율, 진동수, 진폭등으로 비교하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제47권6호
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• pp.678-699
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• 2015

Although the harsh space environment imposes many severe challenges to space pioneers, space exploration is a realistic and profitable goal for long-term humanity survival. One of the viable and promising options to overcome the harsh environment of space is nuclear propulsion. Particularly, the Nuclear Thermal Rocket (NTR) is a leading candidate for nearterm human missions to Mars and beyond due to its relatively high thrust and efficiency. Traditional NTR designs use typically high power reactors with fast or epithermal neutron spectrums to simplify core design and to maximize thrust. In parallel there are a series of new NTR designs with lower thrust and higher efficiency, designed to enhance mission versatility and safety through the use of redundant engines (when used in a clustered engine arrangement) for future commercialization. This paper proposes a new NTR design of the second design philosophy, Korea Advanced NUclear Thermal Engine Rocket (KANUTER), for future space applications. The KANUTER consists of an Extremely High Temperature Gas cooled Reactor (EHTGR) utilizing hydrogen propellant, a propulsion system, and an optional electricity generation system to provide propulsion as well as electricity generation. The innovatively small engine has the characteristics of high efficiency, being compact and lightweight, and bimodal capability. The notable characteristics result from the moderated EHTGR design, uniquely utilizing the integrated fuel element with an ultra heat-resistant carbide fuel, an efficient metal hydride moderator, protectively cooling channels and an individual pressure tube in an all-in-one package. The EHTGR can be bimodally operated in a propulsion mode of $100MW_{th}$ and an electricity generation mode of $100MW_{th}$, equipped with a dynamic energy conversion system. To investigate the design features of the new reactor and to estimate referential engine performance, a preliminary design study in terms of neutronics and thermohydraulics was carried out. The result indicates that the innovative design has great potential for high propellant efficiency and thrust-to-weight of engine ratio, compared with the existing NTR designs. However, the build-up of fission products in fuel has a significant impact on the bimodal operation of the moderated reactor such as xenon-induced dead time. This issue can be overcome by building in excess reactivity and control margin for the reactor design.

• 대한기계학회논문집 C: 기술과 교육
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• 제5권2호
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• pp.135-143
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• 2017

국내 유일의 연구용원자로인 하나로(Hi-flux Advanced Neutron Application ReactOr)는 다목적으로 중성자를 이용하기 위해 개방형 수조 내 노심이 존재하는 구조이며, 노심에서 발생되는 핵분열 열을 제거하기 위한 일차 냉각계통, 그리고 연결된 유체계통이 구비되어 있다. 원자로 수조 상부 근방에서 진행되는 방사성 작업 시 작업자의 방사능 피폭을 최소화하기 위해 수조고온층계통에 의해 상부에 고온층이 형성되어 있으며, 다소 저온 영역에 있는 방사능 가스 및 이물질이 상부로 올라오는 것을 방지하기 위해 수조수 온도를 $50^{\circ}C$이하로 제한하고 있으며 이를 위해 수조수관리계통이 연결되어 있다. 수조수관리계통의 구비된 판형열교환기의 열용량을 정상운전 조건에서 260 kW가 되도록 설계하여 각 수조에서 발생되는 열원을 제거하는지에 대해 평가하였고, 원자로 운전 모드와 관계없이 정상적으로 유체계통이 운전된다면 각 수조의 수조수 온도는 제한치 이하를 유지하고 있음을 확인하였다.

• 분석과학
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• 제13권4호
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• pp.446-452
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• 2000

질산에 잘 녹지 않는 백금족 원소를 포함하고 있는 모의 사용후핵연료(SIMfUEL)를 고압산분해 방법으로 녹였다. 핵분열생성물 원소들은 우라늄과 분리한 다음 유도결합플라스마 원자방출분광법 (ICP-AES)으로 분석하였다. 핵분열생성물 원소들의 피크가 우라늄 스펙트럼으로부터 분광학적 간섭을 받으므로 Mo, Pd, Rh 및 Ru은 양이온교환수지로 Ba, Ce, La, Nd, Rh, Sr, Y 및 Zr는 음이온교환수지로 우라늄과 원소들을 군분리하였다. 사용후핵연료의 조성과 비슷한 모의 핵연료용액을 만들어 양이온 교환수지로 분리한 다음 측정한 회수율은 99-103%이고, 음이온교환수지로 분리하고 측정한 회수율은 이트륨을 제외하고 96.5-107%이었다. 이 방법을 금속원소의 농도가 수백에서 수천 ppm 존재하는 SIMFUEL에 적용하여 측정한 상대표준편차는 1.3-6.7%이었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제50권2호
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• pp.268-279
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• 2018

The ALCYONE multidimensional fuel performance code codeveloped by the CEA, EDF, and AREVA NP within the PLEIADES software environment models the behavior of fuel rods during irradiation in commercial pressurized water reactors (PWRs), power ramps in experimental reactors, or accidental conditions such as loss of coolant accidents or reactivity-initiated accidents (RIAs). As regards the latter case of transient in particular, ALCYONE is intended to predictively simulate the response of a fuel rod by taking account of mechanisms in a way that models the physics as closely as possible, encompassing all possible stages of the transient as well as various fuel/cladding material types and irradiation conditions of interest. On the way to complying with these objectives, ALCYONE development and validation shall include tests on $PWR-UO_2$ fuel rods with advanced claddings such as M5(R) under "low pressure-low temperature" or "high pressure-high temperature" water coolant conditions. This article first presents ALCYONE V1.4 RIA-related features and modeling. It especially focuses on recent developments dedicated on the one hand to nonsteady water heat and mass transport and on the other hand to the modeling of grain boundary cracking-induced fission gas release and swelling. This article then compares some simulations of RIA transients performed on $UO_2$-M5(R) fuel rods in flowing sodium or stagnant water coolant conditions to the relevant experimental results gained from tests performed in either the French CABRI or the Japanese NSRR nuclear transient reactor facilities. It shows in particular to what extent ALCYONE-starting from base irradiation conditions it itself computes-is currently able to handle both the first stage of the transient, namely the pellet-cladding mechanical interaction phase, and the second stage of the transient, should a boiling crisis occur. Areas of improvement are finally discussed with a view to simulating and analyzing further tests to be performed under prototypical PWR conditions within the CABRI International Program. M5(R) is a trademark or a registered trademark of AREVA NP in the USA or other countries.

• The Korean Journal of Physiology and Pharmacology
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• 제23권5호
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• pp.335-344
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• 2019

Obesity causes inflammation and impairs thermogenic functions in brown adipose tissue (BAT). The adipokine lipocalin 2 (LCN2) has been implicated in inflammation and obesity. Herein, we investigated the protective effects of caloric restriction (CR) on LCN2-mediated inflammation and oxidative stress in the BAT of high-fat diet (HFD)-fed mice. Mice were fed a HFD for 20 weeks and then either continued on the HFD or subjected to CR for the next 12 weeks. CR led to the browning of the white fat-like phenotype in HFD-fed mice. Increased expressions of LCN2 and its receptor in the BAT of HFD-fed mice were significantly attenuated by CR. Additionally, HFD+CR-fed mice had fewer neutrophils and macrophages expressing LCN2 and iron-positive cells than HFD-fed mice. Further, oxidative stress and mitochondrial fission induced by a HFD were also significantly attenuated by CR. Our findings indicate that the protective effects of CR on inflammation and oxidative stress in the BAT of obese mice may be associated with regulation of LCN2.

• 방사성폐기물학회지
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• 제17권3호
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• pp.313-319
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• 2019

A-KRS는 한국원자력연구원에서 개발한 파이로프로세싱 처리된 폐기물을 처분하는 개념이다. 고준위 방사성폐기물은 파이로프로세싱에 의하여 최소화되며, 최종 발생된 고준위 방사성폐기물은 모나자이트 세라믹 폐기물 형태로 제조된다. 모나자이트 세라믹 폐기물은 처분공에 영구 처분되어 열을 발생시킨다. 발생된 열은 폐기물을 보호하는 캐니스터 및 완충재의 온도를 상승시켜 설계 기준을 초과 시킬 수 있다. 온도는 처분공 간의 거리로 조절 가능하며 한국원자력연구원에서 해석한 바 있다. 한국원자력연구원에서 해석한 경계조건은 완벽 접촉을 가정한 것이기 때문에, 최초 처분 시에 발생하는 간격에 의해 발생하는 열 저항에 의한 온도 분포는 알 수 없다. 이를 보완하기 위하여, 본 논문에서는 최초 처분 시 존재하는 간격에 의한 열 전달 해석을 수행하였다. 또한 발열체와 캐니스터 간의 공극을 추가하여 온도 분포 해석을 수행하였다. COMSOL 전산해석 소프트웨어를 이용하여 열전달 해석을 수행하였다.