• Nuclear Engineering and Technology
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• 제18권1호
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• pp.9-16
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• 1986

1984년 11월 14일 원자력 1호기에서 발생된 주급수 상실사고에 대한 계통의 열수력학적인 거동을 모의·해석하고, 발전소 실측자료와의 비교를 통하여 사용된 전산코드의 신뢰도를 평가하였다. 모의된 열수력학적 변수들은 발전소 실측자료와 비교적 잘 일치하였으나 원자로 트립시에 증기발생기 증기유량과 주 냉각재 계통 평균온도에 있어서 약간의 차이를 보였다. 이는 원자로 트립시 깎은 시간에 급격한 노심 출력의 감소로 인하여 열·수력학적 변수들에 큰 변화를 야기하여 발전소 실측자료가 과도상태에서의 불학실성을 내포하기 때문으로 예측되었다. 해석에 사용된 전산코드는 RELAP5/MOD1/CY018로부터 불합리한 oscillation을 일으키는 interphase drag 및 wall heat transfer model의 수정을 통하여 개발된 RELAP5/MOD1/NSC이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권12호
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• pp.3990-4002
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• 2021

CSPACE (Core meltdown, Safety and Performance Analysis CodE for nuclear power plants) for a simulation of severe accident progression in a Pressurized Water Reactor (PWR) is developed by coupling of verified system thermal hydraulic code of SPACE (Safety and Performance Analysis CodE for nuclear power plants) and core damage progression code of COMPASS (Core Meltdown Progression Accident Simulation Software). SPACE is responsible for the description of fluid state in nuclear system nodes, while COMPASS is responsible for the prediction of thermal and mechanical responses of core fuels and reactor vessel heat structures. New heat transfer models to each phase of the fluid, flow blockage, corium behavior in the lower head are added to COMPASS. Then, an interface module for the data transfer between two codes was developed to enable coupling. An implicit coupling scheme of wall heat transfer was applied to prevent fluid temperature oscillation. To validate the performance of newly developed code CSPACE, we analyzed typical severe accident scenarios for OPR1000 (Optimized Power Reactor 1000), which were initiated from large break loss of coolant accident, small break loss of coolant accident, and station black out accident. The results including thermal hydraulic behavior of RCS, core damage progression, hydrogen generation, corium behavior in the lower head, reactor vessel failure were reasonable and consistent. We demonstrate that CSPACE provides a good platform for the prediction of severe accident progression by detailed review of analysis results and a qualitative comparison with the results of previous MELCOR analysis.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제56권2호
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• pp.575-600
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• 2024

During an earthquake on December 29th 2020, the Krško NPP automatically shutdown due to the trigger of the negative neutron flux rate signal on the power range nuclear instrumentation. From the time course of the detector signal, it can be concluded that the fluctuation in the detector signal may have been caused by the mechanical movement of the ex-core neutron detectors or the pressure vessel components rather than the actual change in reactor power. The objective of the analysis was to evaluate the sensitivity of the neutron flux at the ex-core detector position, if the detector is moved in the radial or axial direction. In addition, the effect of the core barrel movement and core inside the baffle movement in the radial direction were analysed. The analysis is complemented by the calculation of the thermal and total neutron flux gradient in radial, axial and azimuthal directions. The Monte Carlo particle transport code MCNP was used to study the changes in the response of the ex-core detector for the above-mentioned scenarios. Power and intermediate-range detectors were analysed separately, because they are designed differently, positioned at different locations, and have different response characteristics. It was found that the movement of the power range ex-core detector has a negligible effect on the value of the thermal neutron flux in the active part of the detector. However, the radial movement of the intermediate-range detector by 5 cm results in 7%-8% change in the thermal neutron flux in the active part of the intermediate-range detector. The analysis continued with an evaluation of the effects of moving the entire core barrel on the ex-core detector response. It was estimated that the 2 mm core barrel radial oscillation results in ~4% deviation in the power and intermediate-range detector signal. The movement of the reactor core inside baffle can contribute ~6% deviation in the ex-core neutron detector signal. The analysis showed that the mechanical movement of ex-core neutron detectors cannot explain the fluctuations in the ex-core detector signal. However, combined core barrel and reactor core inside baffle oscillations could be a probable reason for the observed fluctuations in the ex-core detector signal during an earthquake.

• 대한화장품학회지
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• 제41권1호
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• pp.27-34
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• 2015

나노입자의 응용은 1970년대부터 발전되어 왔다. 금속 나노입자에 빛을 조사하면 나노입자 표면에서 플라즈몬 공명(SPR, surface plasmon resonance)을 일으킨다. SPR 효과는 금속표면에 입사한 빛에너지에 의해 전자가 여기하며 공명을 일으켜 진동을 발생시키는 현상을 말한다. 여기 된 전자들이 금속원자들과 충돌을 일으키며 열에너지로 전환될 수 있는데 이를 금속의 광열효과(photothermal effect)라고 한다. 우리는 광열 효과를 이용하여 온열 화장품의 개발 가능성을 제시하고자 한다. 온열 화장품의 개발을 위해 생체 독성이 적은 금 나노입자를 선택하여 광열 효과에 있어서의 세포 생체적합성과 열효율을 살펴보았다. 금 나노입자의 합성 상태는 금 나노입자가 갖는 독특한 흡광 스펙트럼으로 확인하였으며, 금 나노입자의 농도는 원자 흡광분석기로 측정하였다. 세포의 독성평가는 MTT assay와 이중 염색법을 사용하였으며, 금 나노입자의 광열 효과는 제논 램프를 광원으로 하여 금 나노입자의 농도의 증가에 따른 광열 효과증대를 적외선-열화상 카메라로 확인하였다. 금 나노입자의 광열 효과를 온열 화장품에 적용한다면 한대 지방의 기후, 또는 겨울철에 태양 에너지를 열에너지로 전환시켜 피부에 손실된 열을 공급, 피부온도 유지에 도움이 되고 피부건강에 긍정적 효과를 주리라 사료된다.

• 한국유체기계학회 논문집
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• 제17권6호
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• pp.77-83
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• 2014

The vessel of integral reactor contains its major primary components such as the fuel and core, pumps, steam generators, and a pressurizer, so its size is proportional to the required space for the installation of each component. The steam generators take up the largest volume of internal space of reactor vessel and their volumes is substantial for the overall size of reactor vessel. Reduction of installation space for steam generators can lead to much smaller reactor vessel with resultant decrease of overall cost for the components and related facilities. A printed circuit heat exchanger is one of the compact types of heat exchangers available as an alternative to conventional shell and tube heat exchangers. Its name is derived from the procedure used to manufacture the flat metal plates that form the core of the heat exchanger, which is done by chemical milling. These plates are then stacked and diffusion bonded, converting the plates into a solid metal block containing precisely engineered fluid flow passages. The overall heat transfer area and pressure drops are evaluated for the steam generator based on the concept of the printed circuit heat exchanger in this study. As the printed circuit heat exchanger is known to have much larger heat transfer area density per unit volume, we can expect significantly reduced steam generator compared to former shell and tube type of steam generator. For the introduction of new steam generator, two design requirements are considered: flow area ratio between primary and secondary flow paths, and secondary side parallel channel flow oscillation. The results show that the overall volume of the steam generator can be significantly reduced with printed circuit type of steam generator.

• 센서학회지
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• 제5권5호
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• pp.63-68
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• 1996

출력신호를 검출하기 위한 집적화한 용량형 압력센서를 구현하기 위해서는 센서의 특성에 나쁜 영향을 미치는 기생용량, 온도/열 드리프트 및 누설전류 등의 요소가 개선 되어야 한다. 본 논문에서는 2개의 용량-주파수 변환기와 4비트 디지탈 보상회로로 구성된 새로운 이상적인 인터페이스 회로를 설계 하였다. 이 회로는 센싱 센서 주파수를 기준 센서 주파수로 나누어줌으로써 드리프트 및 누설전류의 영향이 제거될 수 있도록 설계 되었고, 신호 전송시 잡음의 영향이 적은 디지탈 신호를 처리하도록 되어있다. 그르므로 이 회로는 디지탈 비트수를 늘려 줌으로 출력신호의 분해능을 향상 시킬 수 있다. 또 이 회로 중 디지털 부분은 FPGA 칩으로 제작되어 그 작동이 확인 되었다.

• 조명전기설비학회논문지
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• 제23권12호
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• pp.191-200
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• 2009

본 논문에서는 전력계통에서 발생하는 저주파 진동을 억제하여 계통에 댐핑력을 제공함으로써 계통 안정도를 향상시킬 수 있는 전력계통 안정화장치의 정수선정 기법과 현장시험을 통한 성능검증 방법을 제시하였다. 대상 발전기는 우리나라 계통에 설치되어 있는 612[MVA]급 화력발전기이며, 축 속도를 입력으로 하는 아날로그 전력계통 안정화장치를 적용대상으로 하였다. 본 논문에서는 먼저, 오프라인에서 선형 해석 및 고유치 해석을 통하여 최적정수를 선정하는 기법을 제시하고, 시간영역 과도 안정도 해석을 이용하여 선정된 정수를 검증하였다(Part I). 또한, 선정된 전력계통 안정화장치의 성능을 온라인 현장시험을 통하여 최종적으로 검증하였으며, 정수선정 전 후의 오프라인 시뮬레이션 결과와 온라인 시험결과를 비교 분석함으로써, 결정된 모델의 적정성을 확인하였다(Part II). 이를 통하여, 축 속도를 입력으로 하는 PSS의 정수선정 방법과 실 계통 현장시험을 통한 성능검증 방법을 제시하였다.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2001년도 춘계학술대회논문집E
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• pp.530-535
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• 2001

Variations of temperature field in a Hele-Shaw convection cell (HSC) were measured using a holographic interferometry with varying Rayleigh number. Experimental results show a steady flow pattern at low Rayleigh numbers and a time-dependent periodic flow at high Rayleigh numbers. Especially, the period of oscillation at $Ra = 6.35{\times}10^6$ was 62 seconds. Two different measurement methods of holographic interferometry, double-exposure method and real-time method, were employed to measure the temperature field variations of HSC convective flow. In the double-exposure method, unwanted waves can be eliminated and reconstruction images are clear, but transient flow structure cannot be observed clearly. On the other hand, transient flow can be observed and reconstructed well using the real-time method. However, the fringe patterns reconstructed by the real-time method contain more noise, compared with the double-exposure method. The two holographic interferometer techniques employed complementary in this study were proved to be useful for analyzing the temperature field variations of unsteady thermal fluid flows.

• 한국해안해양공학회지
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• 제7권4호
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• pp.289-304
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• 1995

북태평양에서 선택한 조석 정점에서 상대 해수면의 시계열 자료와 하와이 제도에서 해안선 변화의 항공 사진을 분석하였다. 대부분의 정점에서 해면의 장기적 상승 추이는 +1 내지 +5 mm/yr의 범위를 보이는데, 주로 지구 온난화 및 지질학적 판(plate)의 이동에 의해 나타나고 있다. 해면의 연변화 및 수년 주기의 변화는 각각 태양 복사의 연변화에 의한 표층수의 팽창 및 수축과, ENSO 주기와 관계된 대기-해양의 상호작용으로부터 기인한다. 이러한 세 가지의 다른 시간 규모로 발생하는 해면변화(장기적 해면상승 추이, 연변화, 수년주기 변화)가 장기적으로 이안 퇴적물 수송의 결과로서 나타나는 해안선 변화에 어떻게 정량적으로 기여하는지 추정하는 가설이 제시된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제31권6호
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• pp.572-585
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• 1999

The characteristics of two-phase flow instability in a vertical boiling channel connecting with an unheated riser are investigated through the linear stability analysis model. Various two-phase flow models, including thermal non-equilibrium effects, are taken into account for establishing a physical model in the time domain. A classical approach to the frequency response method is adopted for the stability analysis by employing the D-partition method. The adequacy of the linear model is verified by evaluating experimental data at high quality conditions. It reveals that the flow-pattern-dependent drift velocity model enhances the prediction accuracy while the homogeneous equilibrium model shows the most conservative predictions. The characteristics of density wave oscillations under low-power and low-quality conditions are investigated by devising a simple model which accounts for the gravitational and frictional pressure losses along the channel. The necessary conditions for the occurrences of type-I instability and flow excursion are deduced from the one-dimensional D-partition analysis. The parametric effects of some design variables on low quality oscillations are also investigated.