• Journal of the Society of Naval Architects of Korea
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• v.58 no.4
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• pp.206-213
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• 2021

Recently, although the size of the LNG Cargo Containment System (CCS) has been increasing, the secondary barrier is reported to remain unchanged, and the conventional Flexible Secondary Barrier (FSB) used in Mark-III type has been pointed out to be vulnerable to failure owing to thermal and cyclic loads. In this respect, a tensile test was carried out to verify the reinforcing effect of FSB using aramid fiber on weft compared to the conventional FSB. In order to consider the LNG leakage situation, a series of tensile tests were conducted from ambient to cryogenic temperature, and mechanical properties were evaluated for each fiber direction on account of anisotropy. Tensile behavior and fracture analyses were performed to confirm the mechanical properties of each material according to temperature. Tensile test results proved that replacing the aramid fiber instead of E-glass fiber used on weft is effective in enhancing the mechanical properties.

• Tunnel and Underground Space
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• v.32 no.1
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• pp.30-58
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• 2022

The deep geological repository for high-level radioactive waste disposal is a multi barrier system comprised of engineered barriers and a natural barrier. The long-term integrity of the deep geological repository is affected by the coupled interactions between the individual barrier components. Erosion and piping phenomena in the compacted bentonite buffer due to buffer-rock interactions results in the removal of bentonite particles via groundwater flow and can negatively impact the integrity and performance of the buffer. Rapid groundwater inflow at the early stages of disposal can lead to piping in the bentonite buffer due to the buildup of pore water pressure. The physiochemical processes between the bentonite buffer and groundwater lead to bentonite swelling and gelation, resulting in bentonite erosion from the buffer surface. Hence, the evaluation of erosion and piping occurrence and its effects on the integrity of the bentonite buffer is crucial in determining the long-term integrity of the deep geological repository. Previous studies on bentonite erosion and piping failed to consider the complex coupled thermo-hydro-mechanical-chemical behavior of bentonite-groundwater interactions and lacked a comprehensive model that can consider the complex phenomena observed from the experimental tests. In this technical note, previous studies on the mechanisms, lab-scale experiments and numerical modeling of bentonite buffer erosion and piping are introduced, and the future expected challenges in the investigation of bentonite buffer erosion and piping are summarized.

• Journal of Ocean Engineering and Technology
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• v.12 no.1
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• pp.50-57
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• 1998

The leak before break(LBB) concept is generalized on the design of LNG tanks, pressure vessels and nuclear reactor in that any leakage of containment, in whatever amount, will not result in catastropic failure. For this purpose it is necessary to determine the surface crack shape, the opening displacement and the risk of catastropic brittle fracture when it becomes a through crack. In this study the crack propagation behavior of surface flaws and the crack opening displacement of through cracks under combined membrane and bending stresses were investigated with fatigue tests and fracture toughness test of aluminium alloy A5083-O. And fracture mechanics analysis of the crack opening displacement of through cracks were made in order to develop a new model expressing the behaviors of COD under combined membrane and bending stresses.

• Proceedings of the Korean Radioactive Waste Society Conference
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• 2004.06a
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• pp.189-192
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• 2004

본 연구에서는 한국형 중저준위 방사성폐기물 처분시설 안전성 평가를 위한 FEP 목록 도출 방법 및 선별 원칙들을 제시하였으며, 처분장에서의 핵종 이동 시나리오에 대해서는 생태계의 특성 및 공학방벽에 따라 각각의 RES (Rock Engineering System)를 구성하여 각 상황별 핵종이동을 모사 할 수 있도록 제안하였다. 또한 각 시나리오별 안전성 평가를 위하여 적용 가능한 해석 코드를 제안하였으며, 종합 성능 평가를 위한 보완점을 지적하였다. 추후 종합 성능 평가 시스템을 통해 최종적으로 도출될 안전성 평가 결과는 한국형 처분장 설계시에 활용될 수 있을 것으로 기대된다.

• Proceedings of the Korean Society for Rock Mechanics Conference
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• 2001.03a
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• pp.40-60
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• 2001

핵변환 후 영구 처분될 가압경수로 및 중수로용 사용후핵연료에 대한 인간 생태계에 대한 영향을, 직접 처분하는 경우와 비교해 보았다 심지층 처분된 용기에 저장된 사용 후 핵연료로부터 유출된 방사성 핵종들이 공학적 방벽을 거쳐 결정질 기반암 내 균열대를 통해 지하수의 흐름을 따라 이동하면서 , 다양한 지질 및 암종을 거쳐 생태 환경으로 도달한다는 핵종 유출 시나리오 중 가장 보수적인 시나리오인 우물 시나리오에 대한 위해도를 평가하여 상대적인 환경친화성을 정량적으로 제시하였다. 현재 국내에 가속기와 미임계형 원자로를 함께 사용하는 핵변환시스템과 임계형 원자로와 같은 핵변환 시스템이 개념적인 수준에서 개발되고 있어, 이 연구를 통해 향후 핵변환시스템 연구에서 요구되는 항목들도 기술적 개선, 경제성 제고, 환경 친화성, 그리고 수용성측면에서 제시하였다.

• Proceedings of the Korean Society of Soil and Groundwater Environment Conference
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• 2001.09a
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• pp.41-46
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• 2001

요오드나 세순 같은 핵종들은 고용해도 핵 종들로서 사용 후 핵연료 내 피복관 이나 연료 결정 경계면에 위치하고 있다가 고준위 방사성폐기물 처분 후 지하수가 용기를 부식시키고 용기 내부로 침투하면 고용해도를 가지고 유출된 후 공학적, 천연 방벽을 통해 최종적으로 유출되게 된다. 본 연구에서는 한국원자력연구소에서 개발한 MASCOT-K글 이용하여 고용해도 핵 종들이 조화 유출과 고용해도 유출할 경우 유출 량을 평가 분석해 보았다. 평가 결과 요오드와 같은 고용해도 핵 종인 경우 전체 핵 종 재고량의 최대 10%만이 고용해도 유출을 하지만 그 영향은 조차 유출에 비해 훨씬 중요한 것으로 판명되었다. 이러한 결과를 바탕으로 현재 국내 고 준위 처분 환경에서 보수적인 시나리오로 주목받고 있는 우물 굴착 시나리오를 대상으로 우물까지의 거리 등 입력 자료의 불확실성을 평가해 보았다. 36,000 톤의 사용 후 핵연료를 처분 대상으로 했을 때 성능 평가 결과는 현재 처분 개념이 안전함을 입증한다.

• Proceedings of the Korean Society of Computer Information Conference
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• 2013.07a
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• pp.373-374
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• 2013

대용량 공간DB에 저장된 자료에 대한 접근과 관리에 대한 복잡성을 해결하기 위하여 공간자료와 비공간 자료에 대한 사항들을 구축하고 활용할 필요가 있다. 이에 공간 개체의 공간적 요소와 비공간적 요소를 함께 관리하는 가설현장의 소음관리를 위한 시스템에서도 공간 개체에 대한 데이터의 모델링이 필요하다. 따라서 본 논문에서는 가설현장에서 소음에 따른 피해를 줄이기 위한 방벽 등의 설치를 위해 필요한 소음 시뮬레이션 시스템을 위한 모델링에 관해 연구한 결과를 제시한다.

• 전기의세계
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• v.34 no.6
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• pp.346-351
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• 1985

고투자율비정질금속자성재료는 원자비가 종래의 고투자율금속자성료보다도 싸고, 제조공정도 간단하게 될 가능성이 있기 때문에 낮은 가격으로도 제작할 수 있는 가능성이 있다. 자기특성에 관해서는 주규소강판에 비하여 포화자속밀도는 낮지만 철손이 상당히 작은 특징이 있으며 퍼말로이에 비해서는 훨씬 높은 투자율 및 포화자속밀도를 갖는다. 따라선 싼값으로 공급된다면 재래의 재료에 대치될 가능성이 커지게 된다. 이미 구미에서는 전자기기용자심 뿐만 아니라 배전용변압기의 철심으로서 실용화가 진행되고 있다. 기계적특성에서도 강도가 현저히 높고, 인성이 풍부하여, 내마모성이 뛰어나다. 이러한 특성과 자기특성을 함께 살린 응용면으로서 자기헤드, 재료, 자기차폐재료 등을 들 수 가 있다. 이상은 고투자율비창질금속자성재료의 실용화와 관련된 유리한 측면인데, 이 재료는 본질적으로 불안저이평횡상태에 있기 때문에, 자기적 및 기계적 특성이 열적으로 불안정하다고 하는 큰 난점을 가지고 있다. 물론 이러한 열적특성을 적극적으로 활용하는 면도 생각되지만, 이 문제는 실용화를 위해서는 큰 방벽이라고 할 수 있을 것이다.

• 한국신재생에너지학회:학술대회논문집
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• 2011.11a
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• pp.160.2-160.2
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• 2011

바다를 가로막는 방벽이나 방조제의 배수갑문 또는 조력발전소의 수문과 같이 인공 해양구조물을 통하여 흐르는 고속 해류를 이용하여 발전하는 해류발전 방식에 있어서, 고속 해류에 적합한 수차터빈과 발전기의 특성을 알아보았다. 조석간만의 차가 큰 지역에 설치되는 인공 해양구조물을 지나는 해류는 인공 해양구조물 전후에 발생하는 해수의 위치에너지 차이가 운동에너지로 바뀌면서 조석간만의 자연현상에 의해 발생되는 조류의 속도보다 훨씬 더 빠르게 흐른다. 이론적으로 우리나라의 서해안의 조석간만의 범위 3~8m로부터 7.5~12m/s 정도의 고속 해류가 가능하다. 이러한 경우에 적합한 해류발전기는 수차터빈 날개지름의 크기가 5m에서부터 12m 이하이면서, 증속기어박스와 발전기, 유압시스템 및 냉각시스템 그리고 전력변환장치를 포함하는 발전시설들을 해수면 위에 설치하는 것이 바람직하다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05b
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• pp.839-844
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• 1995

처분장 구조물의 주요방벽 재료중의 하나인 콘크리트에서의 핵종확산계수를 측정하기 위하여 내부확산법을 적용하였다. 핵종은 양이온과 음이온을 대표하는 Cs 과 I 이었으며, 고체 시료는 양생된 순수시멘트 또는 시멘트와 모레를 섞은 몰타르로 물과 시멘트의 비 (W/C) 를 변화시켰다. 용액은 표준 제조방법에 따라 제조된 합성지하수이었다. Curve fitting 법을 이용한 모델과 실험의 비교로부터 핵종의 확산계수를 계산하였다. 순수시멘트의 경우 Cs 의 겉보기 확산계수는 1.7 $\times$ $10^{-12}$~1.4 $\times$ $10^{-11}$ m$^2$/sec 의 범위로 W/C 가 증가할수록 컸으며 I 는 2.9 $\times$ $10^{-14}$ ~ 1.0 $\times$ $10^{-l3}$ $m^2$/sec의 범위로 또한 W/C 에 따라 증가하였다. 몰타르의 경우 W/C 가 클수록 Cs 의 확산계수는 증가하였으나 I 에 대해서는 큰 변화를 보여주지 않았다 본 실험에서 얻어진 핵종의 유효확산계수값이 $10^{-13}$ ~ $10^{-10}$ m$^2$/sec의 범위를 갖는 것으로 보아 공극확산이 핵종확산의 지배 메커니즘임이 예상되었다.