• Journal of the KSME
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• v.44 no.3
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• pp.70-78
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• 2004

이 글에서는 MD 전산모사를 통해 합성거동의 원자규모 해석, 계면에서의 원자혼합 거동, 박막 구조의 원자규모 분석 및 박막 물성과의 관계규명이 가능함을 소개하고, 또한, 탄소에 관한 Tersoft 포텐셜 함수의 한계로부터 포텐셜 함수의 개선이 필요함을 보여준다.

• Membrane Journal
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• v.30 no.4
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• pp.242-251
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• 2020

Computer simulation tools mainly used for polymer materials and polymeric membranes are divided into various fields depending on the size of the object to be simulated and the time to be simulated. The computer simulations introduced in this review are classified into three categories: Quantum mechanics (QM), molecular dynamics (MD), and mesoscale modeling, which are mainly used in computational material chemistry. The computer simulation used in polymer research has different research target for each kind of computational simulation. Quantum mechanics deals with microscopic phenomena such as molecules, atoms, and electrons to study small-sized phenomena, molecular dynamics calculates the movement of atoms and molecules calculated by Newton's equation of motion when a potential or force of is given, and mesoscale simulation is a study to determine macroscopically by reducing the computation time with large molecules by forming beads by grouping atoms together. In this review, various computer simulation programs mainly used for polymers and polymeric membranes divided into the three types classified above will be introduced according to each feature and field of use.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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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.

• Proceedings of the KSME Conference
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• 2005.11a
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• pp.234.1-234.1
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• 2005

• Proceedings of the Korea Society for Energy Engineering kosee Conference
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• 1994.11a
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• pp.150-154
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• 1994

본 연구는 원자력발전소용 시뮬레이션 언어인 DSNP 언어를 이용하여 CANDU-6 발전소 운전 모사 프로그램을 구성함으로써 핵심계통인 1차냉각재 계통(PHTS)과 2차 계통 일부가 정상 및 과도조건에서 보일 수 있는 운전 상태를 연구하였다. DSNP 프로그램은 원자로심과 증기발생기에서의 열전달 모델, 열수송계통 펌프 모델 및 가압기 열수력 모델을 포함하고 있으며, 파이프(pipe)라는 단위 구성체를 이용하여 1차 냉각재계통을 노드화하여 계통 모사가 실현된다. 정상상태 100% 전출력 운전시 대표적인 운전변수를 기준으로 DSNP 결과와 CANDU-6 발전소 설계치를 비교해본 결과 서로 매우 근사한 값을 나타내었으며, 이는 과도상태 모사의 초기조건으로 합당한 것으로 판단된다. 본 연구에서 선택된 과도상태 모사시 DSNP 프로그램은 매우 안정된 '최종정상상태'를 얻음에 따라 원자로의 기계 물리학적 변화를 합리적으로 모사하고 있음을 알 수 있었다. CANDU-6 단계감발 운전시 동적 거동을 원자로 설계자료인 '예비 안전성 평가 보고서(PSAR)'와 비교한 결과 단기적 거동은 PSAR 결과와 다소 다른 점이 있었으나 전체적으로 합리적인 운전변수 값을 얻을 수 있었다. 단기적 거동에 대한 입증은 원자로 운전자료를 통하여 가능할 것으로 사료된다. 이상과 같이 본 연구를 통해 구성한 DSNP 프로그램은 보완 및 개선의 여지가 있으나 현재의 수준으로도 CANDU-6 발전소의 일부 과도상태 모사가 가능한 것으로 판단된다

• Journal of Energy Engineering
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• v.4 no.1
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• pp.103-114
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• 1995

본 연구는 원자력발전소용 시뮬레이션 언어인 DSNP(Dynamic Simulator for Nuclear Power-plants)언어를 이용하여 CANDU-6 발전소 운전 모사 프로그램을 구성함으로써 핵심계통인 1차 냉각재 계통(PHTS)과 2차 계통 일부가 정상 및 과도조건에서 보일 수 있는 운전 상태를 연구하였다. DSNP 프로그램은 원자로심과 증기발생기에서의 열전달 모델, 열수송계통 펌프 모델 및 가압기 열수력 모델을 포함하고 있으며, 파이프(pipe)라는 단위 구성체를 이용하여 1차 냉각재계통을 노드화하여 계통 모사가 실현된다. 정상상태 100% 전출력 운전시 대표적인 운전변수를 기준으로 DSNP 결과와 CANDU-6 발전소 설계치를 비교해 본 결과 서로 매우 근사한 값을 나타내었으며, 이는 과도상태 모사의 초기조건으로 합당한 것으로 판단된다. 본 연구에서 선택된 과도상태 모사시 DSNP 프로그램은 매우 안정된 최종정상상태를 얻음에 따라 원자로의 기계 물리학적 변화를 합리적으로 모사하고 있음을 알 수 있었다. 최종 정상상태 회귀 이전의 동적 거동을 원자로 설계자료인 예비 안전성 평가 보고서(PSAR)와 비교한 결과 단기적 거동은 PSAR 결과와 다소 다른 점이 있었으나 전체적으로 합리적인 운전변수 값을 얻을 수 있었다. 단기적 거동에 대한 입증은 원자로 운전 자료를 통하여 가능할 것으로 사료된다. 이상과 같이 본 연구를 통해 구성한 DSNP 프로그램은 보완 및 개선의 여지가 있으나 현재의 수준으로도 CANDU-6 발전소의 일부 과도상태 모사가 가능한 것으로 판단된다.

• Ceramist
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• v.8 no.2
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• pp.16-24
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• 2005

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05a
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• pp.905-910
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• 1995

영광 3·4호기 원자로 압력용기에 대한 고속중성자 조사량을 계산하기 위하여 MCNP코드로 3차원 모델링을 하였다. 중성자선원은 출력분포에 의해 핵연료집합제 단위로 하였고 원자로심부터 원자로 압력용기 밖까지 핵분열 반응을 포함한 모든 반응에 대해 중성자를 수송시켰다. 원자로 압력용기 안쪽 면에서의 고속중성자 플루언스는 기존의 연구자와 비교할 때 큰 차이가 있었다. 그러나 이번 연구의 계산방법이 보다 신뢰할 수 있기 때문에 앞으로의 연구를 통하여 기존의 연구방법과 비교하는 것이 필요하다.

• Proceedings of the KSME Conference
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• 2003.04a
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• pp.1199-1204
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• 2003

The 3D simulations of the shielding concrete and the Rotary Specimen Rack(RSR) in the Korea Research Reactor-1&2(KRR-1&2) were carried out in present work. Four main dismantling processes, which are the removal of the RSR, reactor core region, beam tube, and thermal column and activated concrete, were selected for the graphic simulation by the consideration of the activation, worker training, work difficulty and so on. On the basis of these, we constructed their 3D CAD models and then drawn and reviewed their dismantling processes. In this study, the 3D simulation results of the shielding concrete and the RSR among main components are also presented and discussed.

• Proceedings of the Korean Vacuum Society Conference
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• 2012.02a
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• pp.520-520
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• 2012

플라즈마 방전의 공간 평균 모사는 플라즈마 변수에 대한 정확한 값을 주지는 않지만 방전외부 조건에 따른 플라즈마 변수 변화를 통해 플라즈마 특성을 예측하는데 많은 도움을 준다. 본 연구에서는 준안정준위를 포함한 다단계 이온화 반응을 고려하여 헬륨 플라즈마의 공간 평균 모사를 진행하였다. 플라즈마에 흡수된 전력, 압력에 따른 각 입자의 생성, 소멸에 대한 입자 보존식과 전자에 대한 에너지 보존식을 통하여 플라즈마 변수를 얻었으며, 반응식을 세우기 위하여 헬륨 원자 에너지 준위 내의 특정 준위를 택하여 준위 간의 전이 반응 계수를 계산하였고 실험값과 비교하였다.