• Tribology and Lubricants
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• v.6 no.2
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• pp.50-59
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• 1990

일잔적으로 세라믹재료는 강도, 내식성, 내열성, 내마모성의 성질 등이 우수하여 신소재로서의 응용폭이 점점 확대되고 있으나, 가공성이 난삭재로 피삭성의 개발이 시급한 과제로 대두되고 있다. 본 연구에서는 가공 중 절삭열을 억제시키는 방안으로 극저온 내부 냉각공구시스템을 제작하고, 냉매로 액화질소를 순환 공급하면서 이때 난삭재인 세라믹 가공의 피삭성 향상의 가능성을 실험적으로 검토하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.633-638
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• 1997

중소형 일체형 원자로의 자연대류 실험 및 해석을 통해 일체형 원자로의 자연대류에 의한 잔열제거 기능의 특성 및 피동 안전성을 파악하였다. 이를 위해 일체형 원자로 축소 실험장치를 이용한 자연대류 실증 실험을 수행하였으며, 실험 결과를 RETRAN-03와 COMMIX-1B 코드 해석 결과와 비교, 검증하였다. 실험 결과 일부 증기발생기의 열제거 기능 상실이 발생한 경우에도 노심으로 유입되는 냉각재의 온도가 균일하게 분포하여 피동 잔열 제거가 원만히 일어남을 알 수 있었고 해석 결과와 일치하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05a
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• pp.191-196
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• 1996

이 논문에서는 Gadolinia, Erbia, IFBA를 비교평가 대상 독물질로 선정하여, 영광 3/4호기 노심을 대상으로 주기길이별 독봉장전노심을 구성하여 노심핵특성인자들을 비교평가하였다. 주기길이측면에서 Gd 장전노심과 IFBA 장전노심이 비슷하게 예측되었으며 Erbia 장전노심이 약 10∼13일 정도 작게 예측되었다. 냉각재 온도계수 측면에서는 Erbia 장전노심의 타 독물질 장전노심에 비해 우수하게 평가되었다. 최대 Fr 인자 측면에서는 Erbia 장전노심과 IFBA 장전노심이 거의 비슷한 수준에서 우수하게 평가되었으며 Gd 장전노심은 이 측면에서 취약한 것으로 평가되었다.

• Journal of the Korean Society of Marine Environment & Safety
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• v.12 no.4 s.27
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• pp.253-259
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• 2006

This paper investigated on anti-corrosion characteristic in chemical decontamination at extremely severe condition{process model-2) of stainless steels used with reactor coolant pump. The electrochemical properties of stainless steel{STS) 304 with the lapse qf cycle is better than those of STS 415 and STS 431. The STS 304 in process model-1 and process model-2 present the lowest weightloss ratio. The experiment results for STS 304, STS 415, and STS 431 in process model-2 solution, it was ascertained that weightloss ratio of process model-2 solution for process model-1 solution show 2..908, 2.572, and 2.370 times, respectively. The reason suggests that process model-2 is higher concentration of chemical and temperature compare to process model-1.

• Journal of the Korea Academia-Industrial cooperation Society
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• v.14 no.6
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• pp.2596-2603
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• 2013

The precision and endurance of tire mold are very important factors to decide the quality of tire. However, the investigation on the thermal deformation of tire mold has a lot of trouble because the tire mold is produced in airtight permanent casting material. In this study, the thermal deformations such as temperature, displacement and stress distributions inside the AC7A tire mold casting material were analyzed by numerical analysis according to the preheating temperature of permanent casting device. In order to verify the results of numerical analysis, the experiments for temperature measurement of the AC7A casting material were carried out under the same condition with numerical analysis. For the numerical analysis, "COMSOL Multiphysics" was used. The preheating temperatures were set up $150^{\circ}C$, $200^{\circ}C$, $250^{\circ}C$ and $300^{\circ}C$, respectively. The thermal deformations were calculated in each case. When the preheating temperature is $300^{\circ}C$, displacement and stress are the lowest with 0.25mm and 0.351GPa, but the temperature is the highest with $374.27^{\circ}C$. When the experimental results were compared with the numerical results, there were some temperature differences because of the latent heat by phase change heat transfer. However, the cooling patterns were almost similar except for the latent heat section.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.214-219
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• 1997

CANDU원자로의 노심계산을 위한 WIMS-AECL에 적합한 최적의 cross section library를 선정하기 위하여, 연소도에 대한 무한증배계수(k$\infty$)의 변화와 핵연료온도반응도계수, 냉각재온도반응도계수, 감속재온도반응도계수 및 기포반응도들을 계산하여 그 결과를 비교하였다. 그 결과, WIMS-AECL에 WINFRITH와 ENDF/B-V를 사용한 경우 핵연료 온도계수를 제외하고는 무한증배계수와 반응도계수들의 계산차이는 유효연소도 영역에서 크지 않았다. 그러나 연소가 진행됨에 따라 차이가 커짐을 보여주고 있으며, 기존의 POWDERPUFS-V(PPV)결과와는 초기 연소도에서는 차이가 적으나, 연소도가 커짐에 따라 많은 차이를 보여주고 있다. 따라서, 연소된 핵연료 또는 Pu이 함유된 핵연료에 대한 격자실험의 자료에 의하여 평가 및 검증될 수 있을 것이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.26 no.3
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• pp.389-400
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• 1994

The predictability of KAERI version of RELAP5/MOD3 on reflood peak cladding temperature during large break loss-of-coolant accident is assessed against 18 test runs in FLECHT SEASET test data. The associated uncertainty is statistically quantified. The selected test runs include a gravity feed test and several forced feed tests with wide range of the parameters such as flooding rate, system pressure, initial clad temperature, rod bundle power. The results show that the code under-predicts the peak cladding temperature by 7.56 K on average. The upper limit of the associated uncertainty at 95% confidence level is evaluated to be about 99 K, It including the bias due to the under-prediction.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2001.05a
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• pp.283.2-283
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• 2001

• Composites Research
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• v.28 no.4
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• pp.197-203
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• 2015

Tensile properties of polypropylene based self-reinforced composites were investigated as a function of process variables of the double-belt lamination equipment such as pressure, temperature and cooling conditions. Elastic modulus was enhanced approximately 6 times from 0.2 to 1.2 GPa. The improvement mechanism was studied by identification of crystalline structure changes using DSC and XRD analysis. In addition, morphology change of self-reinforced composites was also investigated by SEM analysis in order to reveal the degree of impregnation.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.399-404
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• 1996

1000MWt 급 가압경수로의 질량 및 에너지 방출량을 감소시키기 위한 방안으로 울진 3,4호기를 기준으로 안전주입계통의 형태 및 용량을 변화시키면서 원자로냉각재펌프 토출관 및 고온관 파단에 대한 질량 및 에너지 방출량 계산과 격납건물 첨두압력 및 온도의 민감도를 분석하여, 후속호기 설계에 활용하고자 한다. 분석한 여러 경우 중에서, 토출관 파단사고시 안전주입탱크 용량은 변화시키지 않고 고압안전주입펌프 용량을 l75%로 증가시키면서 저압안전주입펌프를 제거하였을 경우가 격납건물 첨두압력 및 온도가 61.98 psia (3.32 kg/$\textrm{cm}^2$A), 288.03 ℉ (142.24$^{\circ}C$)로써 가장 낮게 나타났다. 이러한 결과는 격납건물의 설계여유도를 기존보다 더 확보하므로 안전성이 향상 될 뿐만 아니라. 저압안전주입펌프를 안전주입계통에서 제외함으로써 발전소 운전에도 큰 도움이 될 것이다.