• 한국복합재료학회:학술대회논문집
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• 한국복합재료학회 2005년도 추계학술발표대회 논문집
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• pp.133-136
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• 2005

원자현미경을 이용하여 나노허니컴 구조물의 굽힘 탄성계수를 측정하였다. 나노허니컴 구조물의 단면적은 기공들의 배열 때문에 위치마다 다르게 되고, 이로 인해 관성 영역 모멘트는 상수값으로 계산되지 않는다. 본 연구에서는 나노허니컴 구조물의 단위 면적 내 관성 영역 모멘트 평값을 벌크 구조의 나노허니컴 구조물의 영률로 가정하였다. 단위 면적 내 광성 영역 모멘트 평균값과 나노허니컴 구조물의 기공률 사이에 관계식이 유도되었다. 기공의 직경이 31 nm 인 양극 산화 알루미늄 필름이 나노허니컴 구조물로 제작되었다. 양극 산화 알루미늄의 영률이원자현미경을 이용한 굽힘 실험으로 측정되었으며, 나노 인장시험기의 인장 실험 결과와 비교되었다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제28권2호
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• pp.109-116
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• 2003

본 연구에서는 최근 국내 원자력발전소의 해체시 방사화 생성물 재고량의 평가 필요성이 대두됨에 따라 원자로 수명종로가 가까워지고 있는 고리1호기를 대상으로 원자로 각 구조물의 방사라 생성물 재고량을 ANISN과 ORIGEN2 코드를 이용하여 예비평가를 수행하였다. 코드 입력자료로는 노심에서부터 차폐콘크리트까지 반경방향으로 8개 영역으로 나누어 ANISN 코드를 사용하여 중성자속을 계산하였다. 또한 압력용기의 중성자속 분포를 가지고 주요 핵종의 단일 그룹 반응단면 적을 보정하였다. 본 연구의 결과 압력용기의 경우 원자로 정지시점에서 약 10년까지는 $^{55}Fe,\;^{59}Ni,\;^{63}Ni,\;^{60}Co$ 핵종이 총 방사능의 약 95%정도를 차지하였으며, 약 50년 이상 냉각 후의 총 방사능은 원자로 정지시점과 비교하여 약 0.2 % 이하로 감소하는 것으로 평가되었다. 또한 압력용기의 무게가 210 ton임을 고려해 볼 때, 압력용기의 총 방사화생성물 재고량은 $5.25{\times}10^6GBq$로 계산되었다. 또한 차폐콘크리트의 경우 약 10년 이상 냉각 후의 총 방사능은 원자로 정지시점과 비교하여 1 %이하로 급격히 감소하는 것으로 평가되었다.

• 한국음향학회지
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• 제16권5호
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• pp.83-91
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• 1997

원자로의 구조적 건전성을 확보하고 사고를 미연에 방지하기 위해서 중성자 잡음 신호를 이용한 진동 감시에는 주기성 도표(periodogram), 평균주기성도표(averaged periodobram), Blackman-Tukey 스펙트럼 추정 등을 이용하고 있으나 본 논문에서는 통계적인 비편향성(unbaised), 일치성(consistency), 효율성(efficiency), 충족성(minimum lower bound)을 고려한 파라미터 모델링 방법 중 AR 모델을 이용하여 원자로 구조물의 최적의 파라미터를 추정하고 진동 감시에 필요한 스펙트럼 분석의 해상도를 높였다. 특히 논문에서는 차수 선정에서 AR 모델의 적절한 차수선정(order selection)을 위하여 자기상관의 lag value을 이용하였다. AR 방법중 Burg 방법이 원자로 구조물의 고유진동수를 추적하는데 가장 효과적이다.

• 한국지진공학회논문집
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• 제12권6호
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• pp.55-63
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• 2008

본 연구에서는 지반-구조물 상호작용을 고려한3차원 지반-구조계의 지진응답 해석을 수행하고 그 기법의 적용성과 타당성을 검토한다. 이를 위해 구조물과 구조물 주변의 근역지반을3차원 유한요소로서 모델링하고 원역지반에 대해서는 기 개발한 3차원 동적 무한요소를 적용한다. 모든 입사 성분P, SV 그리고 SH파가 고려되었을 때, 등가 지진하중은 무한요소에 의해 구해진 무한 지반의 동적 강성과 자유장 해석을 통해 구해진 지반의 응력과 변위응답을 이용하여 구해진다. 검증 및 적용 예제는 적층 자유장의 지반응답해석과 전형적 원자로 격납건물의 지반-구조물 상호작용을 고려한 층응답 스펙트럼을 구하는 것으로 하였다. 해석 결과는 다른 기법에 의해 구해진 값들과 비교하였으며, 본 기법의 정확성과 정밀성을 확인할 수 있다.

• 소음진동
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• 제21권4호
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• pp.4-12
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• 2011

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.669-674
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• 1997

LAVA(Lower-plenum Arrested Vessel Attack) 실험은 중대사고시 고온의 노심 용융물이 냉각수가 존재하는 원자로 용기 하부 반구내로 재배치되는 경우 노심 용융물과 하부반구의 열적 거동 모사와 노심용융물과 하부 반구 사이의 구조 분석 및 고화 후의 용융물형상에 대한 관측을 통하여 노심용융물의 자연 냉각 현상을 규명하고자 하는 실험 연구이다. 원자로 용기 하부 반구를 1/8로 선형 축소한 반구형 반응 용기 내부로 $Al_2$O$_3$/Fe Thermite 용융물을 주입하여 용융물과 하부 반구 사이의 구조 및 하부 반구의 열적 거동을 분석하는 실험을 2회 수행하였다. 각각 20, 40kg의 $Al_2$O$_3$/Fe Thermite 용융물을 주입시 킨 LAVA_PRE, LAVA-1 실험 결과 용융물 주입에 따른 하부 반구의 파손은 발생하지 않았으며, 유사한 실험조건에서 수행된 일본 ALPHA실험에 비해서는 하부 반구의 최대 온도가 500 K 이상 높게 측정되었고 냉각율 또한 현저히 낮게 나타났다. 이는 $Al_2$O$_3$/Fe Thermit 용융물중 과열상태의 Fe성분이 하부 반구와 용접되었기 때문으로 판단되며 보다 정확한 하부 반구의 열적거동을 모사하기 위하여 반구 시편에 대한 재료, 조직 검사를 수행하고 있다. 추후의 실험에서는 하부 반구 내외부의 압력 부하에 따른 반응 양상 및 Fe 용융물(금속용융물) 성분을 제거하고 순수한 $Al_2$O$_3$용융물(산화용융물) 만을 주입하여 용융물 성분에 따른 하부 반구의 열적거동을 분선 할 예정이다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.606-611
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• 1998

330MWt 출력의 신형 원자로인 SMART(System integrated Mod씰w Advanced ReacTor)가 전기 생산뿐만 아니라 해수의 담수화를 위한 에너지 공급을 위해 한국원자력연구소에 의해 개발되고 있다. SMART의 원자로 압력용기에서의 중성자 조사량을 기존의 각분할법 코드 대신에 몬데칼로 수송 코드인 MCNP-4A를 이용하여 평가하였다. MCNP-4A에 의한 몬데 칼로 모사는 각분할법에 비해 핵 단면적 자료, 선원항, 그리고 기하학적 모델링의 문제로부터 야기되는 불확실성을 감소시킬 수 있을 뿐만 아니라 초기 개념 설계 단계에서 상세 노심 출력 분포 자료에 의존하지 않고 선원항을 평가할 수 있는 장점이 있다. 본 연구에서는 원자로 압력 용기 내부의 원자로 노심 및 다른 구조물을 포함하는 전체 원자로 구조에 대하여 몬테 칼로 모사를 적용하였다. 1단계에서는 임계도 계산에 의해 선원항으로 이용되는 원자로 노심내의 열 출력 분포를 평가하고, 2단계에서는 노심내의 열 출력 분포를 고정 선원으로 이용하여 압력 용기에서의 중성자 조사량을평가하였다. 그 결과 SMART 압력용기의 중성자 조사량은 규제 요건을 만족하는 것으로 나타났다.

• 대한기계학회논문집B
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• 제37권9호
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• pp.855-862
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• 2013

개방 노심 열적여유도 해석 코드에 입력으로 제공되는 APR+ (Advanced Power Reactor Plus)의 수력학적 특징을 결정하기 위해 일련의 1/5 축소 원자로 유동분포 시험이 수행되었다. 본 연구에서는 원자로 내부 유동 계산시 다공성 모델을 사용한 전산유체역학의 적용성을 평가하기 위해 상용 전산유체역학 소프트웨어인 ANSYS CFX V.14를 사용하여 계산을 수행하였다. 결론적으로 본 연구에서 사용한 일부 원자로 내부 구조물에 대한 다공성 영역 처리방식을 통해 원자로 내부의 유동 특성을 정성적으로 적절히 파악할 수 있을 것으로 판단된다. 만일 충분한 계산 자원이 확보된 조건인 경우라면 노심 입구 상류에 위치한 원자로 내부 구조물의 실제 기하 형상을 고려함으로써 노심 입구 유량분포를 보다 정확하게 예측할 수 있을 것으로 예상된다.

• 한국전산구조공학회논문집
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• 제24권3호
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• pp.343-351
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• 2011

원자로 격납건물은 원자력발전소에서 발생가능한 모든 비상사태에 대한 최후의 방벽 역할을 하고 있다. 따라서 사고발생시 원자로 격납건물의 극한능력을 판단하는 것은 매우 중요하다. 대표적인 고려사항 가운데 하나인 LOCA사고 발생시 CANDU형 원자로 격납건물의 극한능력을 파악하기 위해서는 구조적 안전성 평가를 위한 구조해석이 필요하다. CANDU형 원자로 격납건물은 돔과 원통형벽체로 구성된 프리스트레스 콘크리트 쉘 구조물로서 부착식 텐돈을 사용하고 있다. 본 논문에서는 극한내압능력의 평가를 위하여 3차원 구조해석시스템을 사용한 프리스트레스 콘크리트 격납건물의 비선형해석을 수행하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.581-586
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• 1997

중대사고시 노심의 손상에 의한 노심용융물이 원자로 용기 하부 반구로 재배치될 때 고온의 노심용융물에 의한 열적 부하로 원자로 용기의 파손을 일으키게 된다. 원자로 용기하부 반구 내에서의 노심용융물의 열적 거동 및 하부 반구에 대한 열적 부하에 대한 분석은 용융물의 성분 및 재배치 과정의 복잡성 등으로 인한 실험적 모사의 한계성 및 현상 분석의 난이함에도 불구하고 기존 원자로의 중대사고에 대한 안전 여유도의 제고와 이에 따른 노내외 사고 관리 전략의 수립을 위하여 연구의 필요성이 제기된다. 본 연구에서는 노심용융물 냉각연구(SONATA-IV)의 예비 실험으로 노심용융물의 상사물로 $Al_2$O$_3$/Fe Thermite 용융물을 이용하여 실제 원자로 용기 하부 반구를 1/8 로 선형 축소한 반구형 실험 용기로 주입하는 실험을 수행하였다. 아울러 원자로 용기 하부 반구로 재배치된 노심용융물에 의한 열적, 기계적 부하에 대한 분석을 수행하기 개발된 유한 요소 프로그램인 CALF (Computer Analysis for Lower Head Failure ) 코드를 이용한 하부 반구의 열적 거동에 대한 해석 결과를 정리하였다. 용융물 주입 실험 결과 용융물 주입과 동시에 하부 반구에 직경 5cm 크기의 하부 반구 파손이 발생하였다. 이는 고온 용융물에 의한 제트류(Jet Impingement)의 효과로 생각된다 동일한 조건에서 CALF 코드로 하부 반구의 열적 거동을 분석하였는데, 실험과는 달리 하부 반구의 파손이 발생하지 않았다 이같은 해석 결과는 용융물의 제트류 효과가 존재하지 않는다면 고온의 용융물이 하부 반구 내로 재배치되더라도 하부 반구의 파손이 발생하지 않는다는 것을 보여준다.>$_3$ 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 [-wh]의미의 겹의문사는 병렬적 관계의 합성어가 아니라 내부구조를 지니지 않은 단순한 단어(minim