• Korean Journal of Optics and Photonics
• /
• v.19 no.6
• /
• pp.435-438
• /
• 2008

D2O, which is used in nuclear power generation, is slightly different from $H_2O$. $D_2O$ consists of deuterium (D), which is an isotope of hydrogen (H) and has one more neutron than H. $D_2O$ is heavier by about 11% than $H_2O$, and $D_2O$ is present in water in natureat about 0.002%. Its melting point and boiling point are $3.81^{\circ}C$ and $101.42^{\circ}C$, respectively. $D_2O$ is harmful to the human body if it replaces water in the human body by more than $25%{\sim}50%$. We have measured the index of refractive and power absorption of 0%, 25%, 50%, 75%, and 100% of $D_2O$ in $H_2O$ using terahertz time-domain spectroscopy, and we have found that the refractive index decreases and power absorption also decreases as the concentration of $D_2O$ increases.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
• /
• v.38 no.5
• /
• pp.469-474
• /
• 2014

The high temperature gas-cooled reactor (HTR-10) is designed to produce electricity and hydrogen. Graphite is used as reflector, support structures, and a moderator in reactor core; it has good resistance to neutron and is a suitable material at high temperatures. Friction is generated in the graphite structures for the core reflector, support structures, and moderator because of vibration from the HTR-10 fuel cycle flow. In this study, the wear characteristics of the isotropic graphite IG-110 used in HTR-10 were evaluated. The reciprocating wear test was carried out for graphite against graphite. The effects of changes in the contact load and sliding speeds at room temperature and $400^{\circ}C$ on the coefficient of friction and specific wear rate were evaluated. The wear behavior of graphite IG-110 was evaluated based on the wear surfaces.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
• /
• 2003.11a
• /
• pp.539-543
• /
• 2003

The objective of this to improve the reliability of the safety evaluation code for Wolsong Tritium Removal Facility(WTRF) which is on the development for environmental assessment. To achieve this, tritium concentrations calculated in the Wolsong Units of this study are compared with that of the existing reference. As the result, the tritium concentration in each Wolsong nuclear power plant unit just before operating WTRF is 60.9Ci/kg, 36.3Ci/kg, 30.0Ci/kg, 26.5Ci/kg under the assumption that the WTRF begins operation in 2005, respectively. This result is almost same with that of the existing reference. But the reducing rate of tritium concentration in the moderator is faster than that of the reference result Finally it is expected to drop below 10Ci/kg after WTRF operation. And this result is also similar with that of the existing reference.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• v.15 no.4
• /
• pp.267-279
• /
• 1983

An analytical system has been established for scrutinizing both uranium- and plutonium-fueled lattices moderated by light water. This system consists of two primary codes. One is a unit cell program called KICC, which has theoretical foundation on the models of GAM and THERMOS incorporated with appropriate approximate treatments for various phenomena, whereas the other is a multi-dimensional diffusion-depletion program entitled KIDD. The adequacy of this system is verified by performing extensive benchmark calculations on a variety of critical experiments. The average value of effective multiplication factors for the selected nineteen UO$_2$ critical experiments of heterogeneous lattice structure is calculated to be 1.0006 with a standard deviation of 0.0039. Power distributions have also been calculated for some critical experiments fueled with both uranium and plutonium of varying concentrations. The maximum percentage difference between the measured and calculated power distributions appears to be less than 5%. This result, together with the previously reported result, illustrates that the KICC/KIDD system is a very effective tool for the analysis of a light water reactor core.

• Journal of radiological science and technology
• /
• v.45 no.1
• /
• pp.57-67
• /
• 2022

CZT detectors, which are compound semiconductors that have been widely used recently for gamma-ray detection purposes, are difficult to detect neutrons because direct interaction with them does not occur unlike gamma-rays. In this paper, a method of detecting and determining energy levels (fast neutrons and thermal neutrons) of neutrons, in addition of identifying energy and nuclide of gamma-rays, and evaluating gamma dose rates using a CZT semiconductor detector is described. Neutrons may be detected by a secondary photoelectric effect or compton scattering process with a characteristic gamma-ray of 558.6 keV generated by a capture reaction (¹¹³Cd + ¹n → ¹¹⁴Cd + 𝛾) with cadmium (Cd) in the CZT detector. However, in the case of fast neutrons, the probability of capture reaction with cadmium (Cd) is very low, so it must be moderated to thermal neutrons using a moderator and the material and thickness of moderator should be determined in consideration of the portability and detection efficiency of the equipment. Conversely, in the case of thermal neutrons, the detection efficiency decreases due to shielding effect of moderator itself, so additional CZT detector that do not contain moderator must be configured. The CZT detector that does not contain moderator can be used to evaluate energy, nuclide, and gamma dose-rate for gamma-rays. The technology proposed in this paper provides a method for detecting both neutrons and gamma-rays using a CZT detector.

• Journal of the Korean Society of Propulsion Engineers
• /
• v.20 no.4
• /
• pp.104-111
• /
• 2016

The flame stabilization is one of the topics which have to be solved for the airbreathing propulsion systems, using the entering air which is supersonic velocity as an oxygen sources. Making a recirculation zone with an eddy flow, installed the reducing velocity devices such as the bluff body, is the typical method of the flame stabilization. Recently using a cavity flame stabilization at the wall is an emerging technique as an effective method which extends the stabilization zone, and the related research papers have been published on the flow separation and reattachment, pressures and oscillations including length/depth ratios in the cavities. Even though, still there are lots of topics to study more in the cavity flame stabilization field as the preceding techniques, as well as the research and the development of the airbreathing propulsion system itself.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• v.26 no.1
• /
• pp.149-159
• /
• 1994

노심설계의 검증을 통하여 설계의 신뢰성을 확인하며 이는 발전소 운전의 안전성과 경제성을 향상시킬 수 있는 발판이 된다. 본 보고서는 국산핵연료를 장전한 고리 3호기 7주기의 운전자료 중에서 핵설계와 관련한 인자의 측정치를 설계치와 비교 분석하고 평가하였다. 비교대상이 된 핵특성인자는 반응도 관련 자료인 임계붕소농도, 제어봉가, 등온온도계수 및 감속재온도계수등이고 출력분포 관련자료인 핵반응률 분포, 집합체 출력분포, 반경방향 첨두출력 F$\Delta$H/$^{N}$ , 축방향 출력분포, 축방향 첨두출력 Fq(z)및 노심 평균 축방향 출력편차(AO)등이다. 이들 인자들에 대한 설계치는 측정치와 잘 일치하였으며, 모두 안전성 관련 제한치이내로 만족함을 확인하였다. 또한 이러한 비교 분석을 통하여 후속주기의 핵설계에 운전자료를 반영할 수 있는 근거를 마련하였다.

• Proceedings of the Korean Society of Propulsion Engineers Conference
• /
• 2002.04a
• /
• pp.61-61
• /
• 2002

스크램 제트 엔진의 설계에서 초음속으로 유입된 공기의 짧은 잔류시간으로 인한 연료-공기의 혼합은 가장 중요하며 해결하기 힘든 문제이다. 전헝적인 비행 조건에서 흡입 공기가 극초음속 비행기 엔진 내에서 잔류하는 시간의 단위는 1 ms 정도이어서 짧은 시간 동안 연료와 공기는 효율적으로 혼합되어야 하며, 최대의 추진력을 얻기 위하여 과도한 공력저항없이 연소 가능한 연료-공기 혼합기를 생성시킬 수 있는 효율적인 연료-공기의 혼합 방법이 요구된다. 현재까지 가장 많이 연구되어 온 혼합 방법은 엔진 입구로 들어오는 공기 유동에 수직 방향으로 연료를 분사하는 것으로 이 방법은 연료 유동 방향과 공기 유동 방향이 수직이기 때문에 추력 손실이 생기는 단점을 갖고 있지만, 초음속으로 유입되는 공기에 수직으로 연료를 분사하게되면 분사 위치 앞에 궁형 충격파가 생겨서 감속되어 유동이 회전하는 재순환영역이 생기고 연료의 혼합이 잘 이루어지는 장점이 있다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1997.10a
• /
• pp.91-96
• /
• 1997

원자력연수원 시뮬레이터 2호기의 노심모델은 도입초기 WH사가 제공한 영광 1호기 노심 데이터를 그대로 사용하고 있어 기준 발전소 노심 반응(제어봉가, 붕소가, 감속재온도계수 등)과 차이를 보이고 있다. 본 논문에서는 발전소 주기 경과에 따른 노심특성 면화를 시뮬레이터 노심 모델에 반영하여 훈련원들이 실제 발전소와 유사한 상황에서 모의운전을 할 수 있도록 WH사의 핵설계 전산체계인 APA(ALPHA-PHOENIX-ANC) 시스템을 이용하여 영광 1호기 제9주기 노심모델 상수를 생산하고, 개선된 노심모델의 교정을 지원하는 윈도우 프로그램을 개발하였다. 또한 검증 계산결과를 핵설계 보고서와 비교하여 생산된 노심모델이 ANSI/ANS-3.5 성능기준을 만족함을 확인하였다.

• Proceedings of the Korean Society of Propulsion Engineers Conference
• /
• 1997.11a
• /
• pp.3-3
• /
• 1997

미사일 수직발사 시스템은 공간을 작게 차지하고 간편하여 각국이 선호하고 있다. 그러나 수직발사 초기에는 매우 낮은 속도로 상승하므로 Fin의 공력이 발생하지 않기 때문에 추력방향을 직접제어하지 않으면 안된다. 추력방향 제어장치는 Gimbal, Jet Vane, Jet Tab, Secondary Injection 등 여러 방식이 있으나 Jet Vane Type의 추력 방향 제어장치는 응답이 빠르고 경량화가 가능하며 후방 Fin과의 연동 및 작동 후 분리가 가능하다는 장점으로 인해 수직발사 미사일의 초기 방향제어에 주로 사용한다. 이 장치는 Vane이 화염 속에서 직접 구동되므로 고내열성 재료의 기술이 필요하며 미사일의 전체 System에 요구되는 Side Force를 발생시키기 위한 Vane의 최대 받음각 및 회전속도를 결정해야 한다. 따라서 초음속 유동해석을 통해서 Vane의 받음각에 대한 Side Force와 Torque를 계산하며, 구조해석을 통해 Side Force가 가해지는 동안의 Housing의 굽힘, 비틀림 하중 등을 계산하였다. 또한 Controller는 기존의 유압방식보다도 소형이며 복잡하지 않고 가격이 싼 DC Motor와 감속기를 이용하여 빠른 응답성에 부합토록 설계하였다. 본론에서는 성능과 관련된 초기 요구조건에 대한 최적설계의 변수들을 해석하고. 그에 따른 개발사양, 개발 과정, 구조, 시험방법 등에 대해 고찰하고자 한다.