• Title, Summary, Keyword: 차폐해석

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Magnetic Shielding Study using 3-D Field Analysis (3차원 자기장해석을 이용한 자기차폐 연구)

  • Kim, Chan-Uk;Lee, Dong-Chang
    • Korean Journal of Materials Research
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    • v.9 no.3
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    • pp.251-256
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    • 1999
  • 대전력을 사용하는 제강공장의 L/F설비에서 발생되는 강자계를 효율적으로 차폐하기 위하여 L/F주위의 자기장 분포를 유한해석법을 이용한 사용해석도구인 ANSYS 5.3 3차원 자기장해석기를 통해 해석하고 그 결과를 평판형태의 차폐체에 적용시키고자 하였다. 분석결과, L1 및 L2가 각각 2.7 및 2.9m 이려 높이가 3.5m인 2중차폐체(1차측 차폐: 1mmt의 전기강판, 2차측차폐: 1mmt의 Fe-Ni alloy sheet)를 설치하는 거싱 최적의 처폐방안으로 도출되었다.

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A Comparison of Analysis and Measurements of the Electromagnetic Shielding Material for Wireless Charging Devices (무선충전장치 차폐재료의 전자기적 해석과 측정 결과 비교)

  • Kim, Sang-Won;Kim, Sung-Sik;Kim, Young-Bae;Shin, Pan-Seok
    • Proceedings of the KIEE Conference
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    • pp.856-857
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    • 2015
  • 본 논문은 소형 무선충전장치 등에 충전기 기능을 비접촉(무선)방식으로 구현할 때 발생되는 차폐 재료의 전자기적 해석과 측정 결과를 비교한 것으로 전자차폐 재질의 투자율, 두께, 부하크기, 차폐층의 크기 등을 변수로 하여 전자기적 특성을 전자장해석프로그램(FLUX)을 이용하여 해석 분석하여 실험 장치를 이용하여 측정결과를 계산결과와 비교한 것으로 무선충전장치 차폐 재료 개발에 정보를 제공하는 것이다.

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BUGLE93 라이브러리를 이용한 원자로 일차차폐에 대한 차폐해석

  • 박재원;강상호
    • Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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    • pp.275-281
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    • 1996
  • ENDF/B-VI 핵단면적자료를 기초로 생성된 BUGLE93$^{[1]}$ 라이브러리를 이용하여 울진 3.4호기 원자로 주변의 콘크리트 일차차폐벽에 대한 방사선차폐해석을 수행하였다. 중성자 및 감마선 수송계산은 일차원 각분할 해석코드인 ANISN-ORNL$^{[2]}$ 을 이용하였다. 또한, 기존의 영광 3.4호기 설계에 이용하였던 CASK$^{[3]}$ 라이브러리를 대체할 경우 예상되는 차폐효과의 변화를 평가하기 위하여 노심으로부터 일차차폐벽 사이의 모든 매질에 대한 중성자 및 감마선속을 계산하고. 계산결과를 비교.분석하여 제시하였다. 중성자선속에 대한 분석결과, BUGLE93을 이용한 계산결과는 원자로용기 내부에서는 CASK를 이용한 결과보다 적은, 보다 현실적인 결과를 제공하지만 일차차폐벽내에서는 CASK를 이용한 결과보다 오히려 큰 선속을 보였다. 그러나 이차감마선에 의한 분석결과는 원자로용기 내부에서의 큰 차이에도 불구하고 일차차폐벽을 통과하면서 두결과가 거의 일치하였다. 이것은 BUGLE93 라이브러리가 노심 및 철성분에 대해서는 증가된 핵단면적을 제공하지만 콘크리트 성분에 대한 핵단면적은 오히려 감소하였기 때문이다. 결론적으로. 최소 7피트 두께의 일차차폐벽 외부에서 중성자선속은 감마선속에 비하여 무시할 수 있을 정도이므로. 원자로 내부영역에서 CASK 라이브러리와는 다른 결과를 보이는 BUGLE93 라이브러리를 원자로 일차차폐벽의 방사선차폐해석에 사용할 경우 기존의 CASK 라이브러리를 이용한 해석결과와 동일한 결과를 보이는 것으로 평가되었다.

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Radiation Shielding Analysis of CANDU Spent Fuel Transport Cask (CANDU 사용후핵연료 수송용기 방사선차폐 영향평가)

  • Choi, Jong-Rak;Yoon, Jung-Hyun;Kang, Hee-Young;Lee, Heung-Young;Chung, Sung-Whan
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • v.18 no.2
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    • pp.27-35
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    • 1993
  • A shielding analysis of the shipping cask for transporting the CANDU spent fuel bundles has been studied. Radiation source term has been calculated on spent fuel with burn-up of 7,800 MWD/MTU and 5 years cooling time by ORIGEN2 code. The shielding calculation for the cask capable of transporting 378 bundles of CANDU spent fuel has been made by use of 1-D ANISN and 2-D DOT 4.2 codes. As a result of analysis, the optimum shield thickness of cask was obtained. And it is proved that the safety in radiation shielding under normal transport and hypothetical accident conditions is confirmed to satisfy the allowable values specified in IAEA Safety Series No. 6 and the Korean Atomic Law.

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The Design and Performance test of the Acoustic enclosure for Diesel engine (기관 소음원 차폐장치 설계 및 성능시험)

  • 서종수;전재진
    • Proceedings of the Korean Society for Noise and Vibration Engineering Conference
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    • pp.167-171
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    • 1994
  • 본 연구에서는 차폐구조 내부에 위치한 소음원의 체적이 비교적 큰 근접 음향 차폐구조로 취급하여, 구조 내부의 공간적 음장분포해석(spatial sound distribution analysis)은 하지 않고 단지 소음원의 표면과 차폐 벽면 간의 공기층에 의한 간섭 영향을 고려하면서, 차폐로 인한 음압의 상승(build up)효과를 고려하여, 직육면체의 형상을 가지는 차폐구조에 부착되는 각각의 벽면들의 음향 삽입손실(Insertion Loss, IL) 특성을 전달매트릭스 기법(Transfer Matrix Analysis, TMA)을 이용하여 해석하였으며, 이러한 벽면들에 대한 이론 해석의 결과로 제작된 벽면들의 음향차폐특성을 시험을 통해 나타내었다.

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Development of Shielding Analysis System for the Reactor Vessel by $R-{\theta}$ Coordinate Geometry ($R-{\theta}$ 좌표계에 의한 원자로 압력용기 차폐해석체계 개발)

  • Kim, Ha-Yong;Koo, Bon-Seung;Kim, Kyo-Youn;Lee, Chung-Chan;Zee, Sung-Quun
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • v.30 no.1
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    • pp.39-44
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    • 2005
  • A new developing reactor isn't fixed the structure and the materials of reactor components. To perform the shielding analysis for a reactor vessel by $R-\theta$ geometry, it takes much effort and time to modeling of source term according to the change of reactor components every time. Therefore, we developed the shielding analysis system for the reactor vessel by $R-{\theta}$ geometry, which wasn't affected by the reactor core geometry. By using the developed shielding analysis system, we performed the shielding analysis for the reactor vessel of an integral reactor which has the hexagonal geometry of nuclear fuel assemblies in reactor core. We compared the results obtained from the developed system with those obtained from MCNP analysis. Because the results of developed shielding analysis system were more conservative than those of MCNP calculation, it is useful for shielding analysis. As we had developed the new shielding analysis system for a reactor vessel by $R-{\theta}$ geometry, we reduced error of model for reactor core which was formerly designed by hand and saved the time and the effort to design source term model of reactor core.

Heat Transfer and Radiation Shielding Analysis for Optimal Design of Radioisotope Thermoelectric Generator (방사성동위원소 열전 발전기 최적설계를 위한 차폐 및 열전달 해석)

  • Son, Kwang Jae;Hong, Jintae;Yang, Young Soo
    • Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
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    • v.37 no.12
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    • pp.1567-1572
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    • 2013
  • To supply electric power in certain extreme environments such as a spacecraft or in military applications, a radioisotope thermoelectric generator has been highlighted as a useful energy source owing to its high energy density, long lifetime, and high reliability. A radioisotope thermoelectric generator generates electric power by using the heat energy converted from the radioactive energy of a radioisotope. In this study, FE analyses such as radiation shield analysis, heat transfer analysis, and power recovery rate analysis have been carried out to achieve an optimal design for a radioisotope thermoelectric generator using $SrTiO_2$.

Analysis of Extremely-Low-Frequency Magnetic Fields around Bus Bars and shielding effect of a Shield Plate using 3D Finite Element Method (3차원 유한요소법을 이용한 분전반 모선의 극저주파 자기장 해석과 차폐판에 의한 차폐 효과 분석)

  • Jeung, Gi-Woo;Choi, Nak-Sun;Kim, Dong-Hun
    • Proceedings of the KIEE Conference
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    • pp.786-787
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    • 2008
  • 본 논문에서는 1층 주거지역에 미치는 지하 분전반 모선으로부터 발생하는 극저주파 자기장을 억제하기 위한 연구의 일환으로 지하 분전반을 연구모델로 선정한 후 3차원 전자장 유한요소 해석을 이용하여 누설 자속을 분석하였다. 1층 침실에 미치는 자기장을 억제하기 위해 알루미늄 재질의 차폐판을 도입하여 차폐효과를 확인하였다.

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Radiation Shield Analysis for Spent Fuel Shipping Cask (핵연료 수송용기의 방사선 차폐해석)

  • Cho, Kun-Woo;Kim, Hee-Won;Kwon, Seog-Kun;Kwak, Eun-Ho;Moon, Philip-S.
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • v.10 no.2
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    • pp.148-154
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    • 1985
  • Radiation shield design for a shipping cask, KSC-1, was evaluated to verify that the cask can be used in the transportation of a spent fuel assembly discharged from KNU 5 & 6. Radiation source term of the spent fuel assembly was calculated with the computer program ORIGEN-79, QAD-CG, ANISN-KA and DOT 3.5 codes Were used in the shielding calculations and the nuclear cross section data needed was extracted from the DLC-23/CASK library. It is concluded that KSC-1 shipping cask satisfies the requirements specified in the relevant regulations under normal conditions of transport and under accident conditions in transport.

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