• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.141-147
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• 1996

1979년 3월 Three Mile Island 2 (TMI-2) 발전소에서 사고가 발생했을 때 원자로용기내에 생성된 수소기체로 인하여 운전원은 원자로용기의 수위를 정확히 측정할 수 없었으며, 이로 인하여 사고상태를 신속히 파악하지 못하였다. TMI 사고이후 미국 원자력규제위원회 NRC는 이 같은 문제점을 해결하고자 미국내 모든 원전에서 사고 또는 비정상 조건이 발생할 경우에 원자로 용기 수위에 대하여 운전원이 신뢰성을 갖을 수 있는 후속조치를 수행토록 요구하였다. 또한 미국의 대표적인 전력연구소인 EFRI에서는 개량형 경수로 (Advanced Light Water Reactor : ALWR) 설계 요건으로 이러한 설계가 반영되도록 요건화 하였다.［1］. 본 논문에서는 2,825 MWt급 한국형 표준원전을 대상으로 EPRI에서 요구한 설계요건에 따라 TMI 2 발전소에서와 같은 사고로 인하여 수소기체가 발생했을 경우와 발전소가 비정상 상태로 인하여 증기가 발생했을 경우에, 이를 신속히 제거하여 운전원이 원자로용기의 수위를 정확히 감지할 수 있도록 하는 설계 방안을 검토하였다. 따라서, 설계방안으로 원자로용기에 모인 증기 또는 수소기체를 계통중 가장 높은 위치에 있으며, 계통구성 기기중 유일하게 2상을 유지하고 있는 가압기로 배출시키고자 두 기기간에 연결관을 설치하는 방안에 대해서 분석하였다. 원자로용기 상부해드와 가압기를 연결하는 방안은 여러가지가 있으나, 검토한 결과 한국형 표준원전에서는 연결관을 가압기 상부해드보다 4m 높게하여 원자로용기 상부해드와 연결하는 방안이 EPRI의 설계요건을 만족하면서 기존설계에 영향을 가장 적게 미치는 적합한 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\ulcorner 본 논문에서는 표면적 형태에도 불구하고

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.17 no.4
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• pp.290-301
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• 1985

600MW(e) CANDU Primary Heat Transport System (PHTS) is composed of the two “figure-of-eight” loops and is designed to operate with the 4% Reactor Outlet Header (ROH) quality at its rated power. This existence of the two compressible regions and the positive flow-qualitly-void feedbacks are the sources of the PHTS flow instability. To ensure the PHTS stability, ROH-ROH interconnect pipes are installed as passive systems. This paper describes the investigation of the PHTS flow instability at its design full power condition. Also studied are the interconnect effect and the inherent system damping effect on the system stability. The time domain stability analyses are accessed by using the ATHER/MOD-I code which is the improved version of the KAERI developed ATHER code. Under the most adverse system modelling, the “figure-of-eight” symmetric loop shows divergent flow oscillations. Under with the interconnect, the PHTS stability is remarkably enhanced so that the system becomes stable. However, even under the conservative pressurizer modelling, the PHTS shows the more convergent flow oscillations. With the interconnect and the pressurizer modelling, its stability is highly credited. Conclusively, the inherent system damping by pressurizer itself can credit the PHTS stability without the interconnect.

• Proceedings of the Korean Society of Tribologists and Lubrication Engineers Conference
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• 1991.11a
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• pp.22-28
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• 1991

최근 전자 및 광학분야에 있어서의 눈부신 발전은 비구면 가공기나 초정밀 연삭기와 같은 초정밀 가공기계의 개발과 실용화에 힘입은 바 크다. 이러한 초정밀 가공기의 성능을 좌우하는 핵심요소로서 주축계를 들 수 있으며, 비교적 소형 경량의 공작물을 가공하는 기계의 주축용 베어링으로는 오일 베어링을 대신하여 공기베어링이 점차 널리 사용되고 있다. 본 논문에서는 점급기원의 가정하에 직접수치해법을 사용하는 해석 프로그램을 작성하여, 무차원화된 설게 변수들에 대한 외부가압 공기베어링의 정$\cdot$동특성수들을 구하고, 여기서 구해진 베어링의 정$\cdot$동특성수를 사용하여 베어리으이 공기막 반력을 계산한 후, 축중심 궤적의 비선형 해석을 수행함으로써 주축 회전 정도를 예측하고자 한다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.11a
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• pp.276-282
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• 1996

일체형원자로는 노심, 증기발생기, 가압기, 펌프 등 1차측 주기기들을 하나의 압력용기안에 모두 포함하고 있고, 또 1차측 냉각재가 원자로 안에서만 순환하므로 기존의 분리형원자로에 비해 구조특성상 대용량 원자로 냉각재 상실사고(LBLOCA)의 발생 가능성을 원천적으로 제거할 수 있다. 반면 원자로 냉각재의 보충 등을 위한 소형 배관의 파단 가능성은 역시 존재하므로 소용량 원자로 냉각재 상실 사고(SBLOCA)는 여전히 존재한다. 따라서 현재 한국원자력연구소에서 연구 개발중인 중소규모 전력생산 및 열 활용 목적의 일체형 원자로에는, 원자로 압력용기 외부에 별도의 압력용기(안전용기)를 설치하여 SBLOCA시 원자로 압력용기로부터 방출되는 냉각수를 안전 용기내에 보관하도록 함으로써 사고시 외부로의 방사성 물질 유출 가능성을 획기적으로 줄 일수 있는 설계 개념을 도입하고 있다. 본 논문에서는 안전용기의 설계시 효율적인 냉각방식에 대한 열유체 해석적 접근을 시도하였고, 예비개념설계된 일체형 열병합원자로의 설계상의 특징들 및 안전용기 설계시 앞으로의 연구방향 등도 간략히 소개하였다.

• The korean journal of orthodontics
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• v.27 no.4 s.63
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• pp.599-605
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• 1997

The propose of this study was to evaluate the effect of cellular activity on PDL cells dependent on intermittent and continuous compressive force by determining the alkaline phosphatase activity. An intermittent and continuous compressive forces were applied on PDL cells at the confluent stage. The alkaline phosphatase activity was measured on control and experimental groups every 24, 48, 72hours. The experimental group were consist of continuous and intermittent compressive group which were compressed by $300g/cm^2$ of diaphram pump. The intermittent compressive group was connected by timer which was worked on 10 minutes and off 10minutes. The results were as follows ; 1. The alkaline phosphatase activity of intermittent compressive group was lower than control group at 24 hours(P<0.05). 2. The alkaline phosphatase activity between each groups showed no significant differences at 48hours. 3. The alkaline phosphatase activity of continuous compresssive group was significantly higher than control group at 72 hours(P<0.01).

• Nuclear industry
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• no.9_10 s.9
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• pp.33-37
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• 1982

현재 우리나라는 고리원자력발전소 1호기 1기를 운전중에 있으며 8기를 건설하고 있는데 월성원자력발전소 (CANDU-PHW) 1기를 제외하면 모두 가압경수형원자로 (PWR)인바, 유일한 중수로인 월성원전의 상업운전개시가 금년말로 예상되고 있어 CANDU형원자로의 역사와 특성을 대략적으로 알아보고자 한다.

• Proceedings of the Korean Geotechical Society Conference
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• 2003.06a
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• pp.53-63
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• 2003

• 대한방사선방어학회:학술대회논문집
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• 2011.11a
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• pp.146-147
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• 2011

• The KSFM Journal of Fluid Machinery
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• v.7 no.4 s.25
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• pp.53-63
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• 2004

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1999.05a
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• pp.134-134
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• 1999