• Nuclear Engineering and Technology
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• 제51권1호
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• pp.13-30
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• 2019

This paper presents the recent improvements in the DeCART code for HTGR analysis. A new 190-group DeCART cross-section library based on ENDF/B-VII.0 was generated using the KAERI library processing system for HTGR. Two methods for the eigen-mode adjoint flux calculation were implemented. An azimuthal angle discretization method based on the Gaussian quadrature was implemented to reduce the error from the azimuthal angle discretization. A two-level parallelization using MPI and OpenMP was adopted for massive parallel computations. A quadratic depletion solver was implemented to reduce the error involved in the Gd depletion. A module to generate equivalent group constants was implemented for the nodal codes. The capabilities of the DeCART code were improved for geometry handling including an approximate treatment of a cylindrical outer boundary, an explicit border model, the R-G-B checker-board model, and a super-cell model for a hexagonal geometry. The newly improved and implemented functionalities were verified against various numerical benchmarks such as OECD/MHTGR-350 benchmark phase III problems, two-dimensional high temperature gas cooled reactor benchmark problems derived from the MHTGR-350 reference design, and numerical benchmark problems based on the compact nuclear power source experiment by comparing the DeCART solutions with the Monte-Carlo reference solutions obtained using the McCARD code.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권4호
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• pp.1079-1087
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• 2021

NTP-ERSN is a package developed for solving the multigroup form of the discrete ordinates, characteristics and collision probability of the Boltzmann transport equation in one-dimensional cartesian geometry, by combining pin cells. In this work, C5G7 MOX benchmark is used to verify the accuracy and efficiency of NTP-ERSN package, by treating reactor core problems without spatial homogenization. This benchmark requires solutions in the form of normalized pin powers as well as the vectors and the eigenvalue. All NTP-ERSN simulations are carried out with appropriate spatial and angular approximations. A good agreement between NTP-ERSN results with those obtained with OpenMC calculation code for seven energy groups. In addition, our studies about angular and mesh refinements are carried out to produce better quality solution. Moreover, NTP-ERSN GUI has also been updated and adapted to python 3 programming language.

• 유기물자원화
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• 제21권1호
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• pp.39-44
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• 2013

본 연구에서는 수평 흐름 미생물 연료전지에서 유체 흐름이 전력 수율에 미치는 영향을 평가하고자 하였다. 본 연구에서는 산화전극 반응조의 바닥에 아크릴 막대를 설치하여 각각 4가지 유체의 흐름을 유도하였다. 각 반응조 형상에 따라 최대전력수율을 평가하였으며 추적자 실험을 통해 유체 흐름을 해석하였다. 분극 곡선 실험 결과 반응조별 최대 전력수율은 case 1, 2, 3 및 4에서 각각 95.7, 129.1, 190.9 및 $114.2mW/m^2$로 나타났다. 좌우 도류벽을 설치하여 S 형태의 유체 흐름을 유도한 case 3 반응조에서 가장 높은 전력이 생산되는 것으로 나타났다. 추적자 실험의 Morrill 분산지수 값에 따르면 case 4 반응조의 경우 반응조 전체에 기질이 골고루 분포하여 미생물 활성을 높일 수 있을 것으로 나타났다. 그러나 월류 현상에 의해 안정적인 운영을 할 수 없을 것으로 판단된다. 따라서 case 3 반응조의 경우 안정적인 운영 및 높은 전력수율을 얻을 수 있으므로 미생물 연료전지로 이용하기에 효과적일 것으로 나타났다.

• 공업화학
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• 제10권2호
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• pp.293-298
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• 1999

Fluoran계 감열색소의 중간체인 2-Methyl-4-methoxydiphenylamine(MMDPA)을 합성하는 촉매반응의 반응기구를 규명하고 반응조건을 최적화하였다. 반응물질로서는 2-methyl-4-methoxyaniline(MMA), 3-methyl-4-nitroanisole(MNA), 그리고 cyclohexanone의 혼합물을 사용하였으며, 5 wt % Pd/C를 촉매로 사용하였다. 반응실험은 reflux condenser가 부착된 개방형 slurry reactor에서 진행시켰으며, 생성물은 GC/MS와 NMR에 의해서 분석하였다. 반응조건을 최적화 시킨 결과 xylene용매 속에서 0.01 gmoles MMA 투입기준으로 MMA : MNA : cyclohexanone = 1 : 2 : 150의 반응물조성, $160^{\circ}C$의 반응온도, 0.5 g 촉매량 조건에서 8~10시간 경과 후 90 mole %의 MMDPA수율을 얻을 수 있었다. MMA와 cyclohexanone간의 축합반응에 의해 생성된 중간생성물의 탈수소화 반응단계가 총괄반응을 율속함을 알 수 있었다. MNA를 MMA와 함께 반응물에 투입함으로써 hydrogen transfer반응에 의하여 총괄반응속도와 MMDPA수율이 증대되었다. 반응물에 과량으로 투입된 cyclohexanone은 MMA와의 축합반응을 촉진시키는 역할을 하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권5호
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• pp.645-660
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• 1995

표준원전을 대상으로하여 저수위 운전시의 잔열제거제통상실사고를 RELAP5/MOD3 및 RELAP5/MOD3.1 전산프로그램을 이용하여 분석하였다. 증기발생기가 이용가능할 때 원자로냉각재계통에 배기 경로가 없는 경우와 배기경로가 있는 경우에 대하여 분석을 수행하였다. 배기경로가 없는 경우에 대해 RELAP5 /MOD3 전산프로그램과 RELAP5 /MOD3.1 전산프로그램으로 비교 분석을 수행하였다. 분석 결과 두 전산프로그램의 계산결과는 정성적인 면 뿐 아니라 정량적 인면도 비교적 잘 일치하였다. 그러나 계산결과로부터 RELAP5 /MOD3의 경우에는 벽 열전달모델의 결함이 발견되어 배기경로가 있는 경우에 대해서는 RELAP5 /MOD3.1 전산프로그램을 이용하여 분석을 수행하였다. 분석결과 원자로정지후 하루가 지났을때 배기경로가 없는 경우에는 두개의 증기발생기로도 잔열이 충분히 제거되지 않아 원자로계통의 압력이 지속적으로 증가하여 사고개시 후4,000초 정도에 원자로계통의 임시밀봉재의 설계압력인 0.24MPa에 도달하였다. 가압기 안전밸브 용량의 세배정도 크기의 배기경로가 있는 경우에는 10,000 초가 지나도 원자로냉자재계통의 압력이 0.24 MPa에 도달하지 않았으며 노심노출이 초래되지 않았다. 분석결과의 상세한 검토를 통해서 저수위 운전시 잔열제거능력 상실사고가 발생하였을 경우 REL-AP5/MOD3.1을 이용한 사고해석 방법론의 타당성을 제안하였으며 또한 적절한 배기용량을 산정하기 위한 자료를 제공하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제11권4호
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• pp.263-274
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• 1979

국내도입이 예상되는 900MWe급 가압경수로형 (PWR) 원자력 발전소와 캐나다형가압중수로형 (PHWR-CANDU) 원자력발전소에 대하여 throwaway 핵연료주기를 가상하여 두 노형의 상대적인 경제성을 비교 검토 하였다. 계산을 목적으로 발전단가를 발전소 투자비, 운전보수비, 운전자본비 및 핵연료비로 구분했으며 건설단가는 보완된 ORCOST 전산코드를 그리고 발전단가는 보완된 POWERCO-50 전산코드를 사용하여 구하였다. 계산에 요구되는 각종의 경제인자에 대하여는 단일의 수치값을 갖는 상수보다는 어떤 범위의 수치대를 이루는 통계적인 변수로 처리하였으며 ORCOST 및 POWERCO-50을 통한 무작위 추출법을 통하여 발전소 건설비 및 발전단가의 화율돗수 분포도를 얻었다. 계산결과 두노형간의 발전단가 분포도는 서로 겹치고 있으며 발전 단가의 기대치는 1986년도 미화로 PHWR의 발전단가가 PWR의 발전단가, 39.41mills/kwh보다 약 0.4mill/kwh만큼 적지만 PHWR의 건설기간이 PWR 보다 1년정도 더 걸리게되는 경우 차이가 없음을 알았다. 따라서 두 노형간의 경제성은 거의 우열을 가릴 수 없으며 한국에서 원자력발전소 노형을 선정할 때 기술전수, 국산화 등 경제외적 인자도 경제적 인자로 수량화하여 검토하는 것이 필요하다고 결론을 내렸다.

• Korean Chemical Engineering Research
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• 제57권6호
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• pp.781-789
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• 2019

연구실 실험, 파일럿 플랜트 및 반응기 운전 중 화학물질에 의한 안전사고가 발생하고 있다. 합성 실험을 시작하기전 사고예방을 위해 관련 정보들을 찾아볼 필요가 있으며, 공정설계 단계에서도 반응 폭주 예방을 위한 반응정보의 확보는 필수적이다. 합성반응 관련 정보는 인터넷을 포함해 다양한 source가 존재하지만, 검색에 오랜 시간이 걸리고, 합성법마다 사용되는 물질도 달라 적정경로 선택의 어려움이 있다. 연구자들의 합성경로 검색시간단축과 합성 시 존재할 수 있는 위험성 및 중간생성물질들의 확인에 도움을 주고자 본 연구는 스마트 합성경로 탐색시스템을 제안하였다. 제안한 탐색시스템은 Python 패키지인 Selenium을 사용한 Web scraping 및 Web crawling을 통해 인터넷에 존재하는 정보를 수집하여 DB를 자동으로 갱신한다. 경로 탐색 알고리즘은 depth-first search에 기반하여 목표 물질을 기준으로 탐색을 진행하고, 유해화학물질 등급, 수율 등을 구분하여, 제한된 경로 단계 수치내에 있는 모든 합성 경로를 제안한다. 또한 각자의 연구 목적에 맞게 연구원들이 가진 비공개 데이터를 형식을 맞춰 DB에 등록하여 확장할 수 있다. 시스템은 차후에 무료 사용이 가능하도록 open source로 공개할 예정이다. 개발 시스템은 연구자들이 제안된 경로를 참고하여 더 안전한 반응 방법을 찾고, 사고의 예방에도 도움을 줄 것으로 기대된다.

• 유기물자원화
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• 제15권3호
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• pp.97-105
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• 2007

본 연구는 유기성 고형폐기물 처리에 적합한 벤치스케일 침출상 반응조를 이용하여 효율적인 산발효 및 수소발효의 거동특성을 살펴보았다. 산발효조는 혐기성 소화슬러지를 식종한 후 희석율 2.0, 3.0, $4.0d^{-1}$로 운전이 되었으며, 수소발효조는 열처리된 소화슬러지를 식종한 후 희석율 2.0, 4.0, $6.0d^{-1}$로 운전이 되었다. 산발효조는 희석율 $3.0d^{-1}$에서 운전되었을 때 최대의 COD 전환율 56.2%가 얻어졌으며 이때 전환된 COD는 모두 유기산으로 전환되었다. 반면에 수소발효조는 산발효조보다 높은 COD 전환율(49.3%)을 보여주지 못했지만, 높은 에너지 수율을 가지고 있을 뿐 아니라 친환경 청정에너지인 수소가스(전체 COD 중 5.1%)를 부산물로 얻을 수 있었다. 그러므로 처리목적에 따라 산발효나 수소발효를 유기성 고형폐기물에 적용할 수 있으며, 이는 혐기성처리 기술의 경제성을 향상시킬 수 있다.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제9권1호
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• pp.15-19
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• 2013

The auxiliary feedwater is an important to remove the heat from the reactor core when the main feedwater system is unavailable. In most initiating events in Probabilistic Safety Assessment(PSA), the operaton of this system is required to mitigate the accidents. For one of domestic nuclear power plants, a design change of a turbine-driven auxiliary feedwater pump(TD-AFWP), pipe, and valves in the auxiliary system is implemented due to the aging related deterioration by long time operation. This change includes the replacement of the TD-AFWP, the relocation of some valves for improving the system availability, a new cross-tie line, and the installation of manual valves for maintenance. The design modification affects the PSA because the system is critical to mitigate the accidents. In this paper, the safety effect of the change of the auxiliary feedwater system is assessed with regard to the PSA view point. The results demonstrate that this change can supply the auxiliary feedwater from the TD-AFWP in the accident with the motor-driven auxiliary feedwater pump(MD-AFWP) unavailable due to test or maintenance. In addition, the change of MOV's normal position from "close" to "open" can deliver the water to steam generator in the loss of offsite power(LOOP) event. Therefore, it is confirmed that the design change of the auxiliary feedwater system reduces the total core damage frequency(CDF).

• 대한전기학회:학술대회논문집
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• 대한전기학회 2000년도 하계학술대회 논문집 A
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• pp.185-187
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• 2000

Fault current is flowed into 154/23kV M. Tr when line-to-ground fault occurs in power system. NGR(Neutral Grounded Reactor) is set up in order to prevent M.Tr fault by limiting magnitude of fault currents. Here, disconnection of NGR causes voltage increase by L-C resonance and line-to-ground fault in an unearthed system results in voltage increase at healthy phases. So Over Voltage Ground Relay(OVGR) is used for tripping M.Tr. Also, buses at second phases of M.Trs are all connected with section circuit breakers closed for the purpose of parallel operation and load shedding. In case of speciality buses are comprised of power cable in part for GIS connection. When no-load charged cable or bus is open by a section CB, unbalanced voltage charged on the bus is induced. Also discrepant opening time for circuit breakers on different phases gives rise to unbalanced zero sequence voltage. It was observed that this zero sequence voltage detected in the 22.9kV P.T (Potential Transformer for bus) mal-operated 59GT and tripped M.Tr. The zero sequence voltage of which vanishing time is longer than relay operating time came out by EMTDC simulation. Also, it was shown that the voltage waves of actual test are similar to those of simulation. On the basis of above results, R-C circuit complement on the relay without any effect on a power system made operating time of the relay longer than vanishing time of distorted waves. Consequently, operating time of the relay was delayed and magnitude of distorted waves was decreased by increasing time constant of the relay.