• Proceedings of the KSME Conference
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• 2001.06a
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• pp.138-143
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• 2001

To perform the rigorous integrity evaluation of RPV, it is necessary to consider metallurgical factors such as microstructure evolution during multi-pass welding process and PWHT. The microstructures of the heat affected zone(HAZ) of SA508 steel were predicted by a combination of simulated thermal analysis and a simple kinetic models for austenite grain growth and austenite-ferrite transformation. Phase equilibrium of SA508 steel were calculated using a Thermo-Calc package. Carbide growth in th HAZ were predicted by a empirical model, taking into account the predicted microstructure evolution.

• Electrical & Electronic Materials
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• v.5 no.4
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• pp.385-392
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• 1992

급속열산화방법으로 400-650.deg.C의 온도범위에서 10-600초 동안 n형 InP기판위에 InP자연산화막을 형성하고 산화막의 성장율, 성장기구와 화학적 구성성분 및 전기적 성질등을 조사하였다. InP자연산화막의 두께는 산화시간이 제곱근에 비례하였고 산화온도에 대하여 지수함수적으로 증가하였다. InP자연산화막은 320.deg.C의 온도에서 초기성장이 이루어지고 산소원자들이 InP내부로 확산되는 과정으로 형성되며 산화막 형성에 필요한 활성화에너지는 1.218eV이었다. InP 자연산화마그이 화학적성분은 In$_{2}$)$_{3}$, P$_{2}$O$_{5}$ 및 InPO$_{4}$의 산화물이 혼합하여 구성된다. Au/InP쇼트키다이오드와 InP자연산화막을 게이트절연물로 사용한 MOS 다이오드의 전기적 특성은 다이오드방정식에 따르는 전류-전압특성을 보였다.

• Proceedings of the KSME Conference
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• 2001.06a
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• pp.441-446
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• 2001

In the integral type reactor, SMART, all the major components such as steam generators, pressurizer and pumps are located inside the single reactor pressure vessel. The objective of this study is to evaluate the structural integrity for RPV of SMART under the postulated pressurized thermal shock by applying the finite element analysis. Input data for the finite element analysis were generated using the commercial code I-DEAS, and the fracture mechanics analysis was performed using the ABAQUS. The crack configurations, the crack aspect ratio and the clad thickness were considered in the parametric study. The effects of these parameters on the reference nil-ductility transition temperature were also investigated.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.27 no.3
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• pp.418-426
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• 1995

설계의 신뢰성은 응력해석을 통하여 확인될 수 있으며, 해석결과는 대상 부품의 구조적 건전성을 입증하는 근거가 된다. 본 보고서는 ANSYS의 피로해석 모듈을 이용한 CANDU 6핵연료채널의 응력해석 및 ASME Code에 따른 해석 절차 개발을 소개하였다. 응력해석은 ASME Code Section III NB-3200 의 $\ulcorner$Design by Analysis$\lrcorner$에 기초한 해석절차에 따라 수행하였으며, 체계적인 해석을 위해 자료 처리용 ANSYS 매크로 및 FORTRAN 프로그램을 개발하였다. 해석은 각 조건에 따라 기계적응력과 열응력해석으로 분리하여 수행한 후 조합되었으며, ANSYS 피로해석 모듈을 이용하여 선정된 절점들의 기계적응력과 열응력의 합에 대한 최대응력강도범위를 계산하였다. 응력해석 결과, CANDU 6 핵연료채널의 구조적 건전성이 입증되었으며, ANSYS를 이용한 ASME Code해석절차가 확립되어 CANDU 원자로 해석의 신뢰성을 크게 향상 시켰음은 물론 독자적인 수행을 위한 발판을 마련하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.193-198
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• 1998

Fission Moly 생산을 위한 조사시설로 HANARO가 사용점에 있어서 충분한 타당성을 갖는지에 대해 원자로 운전중 표적장전에 따른 노심반응도의 영향, 표적의 최대 표면 열출력밀도, Mo-99 생산능력 측면에서 평가하였다. 그 결과 운전중 표적 장전으로 인한 반응도가(reactivity worth)가 약 0.2 %Δ$\rho$정도로 제한치인 1.25 %Δ$\rho$보다 현저히 작고, 최대 표면 열출력밀도 또한 2.76 Mw/$m^2$보다 현저히 작음을 볼 수 있었다. 또한 OR공 한 개만을 사용한다. 할지라도 Mo-99의 상업생산 목표를 충분히 만족시킬 수 있음을 알 수 있었다 따라서 HANARO를 Fission Moly 생산을 위한 조사시설로 사용하는 것은 타당하다 할 수 있다.

• Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping
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• v.6 no.2
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• pp.42-46
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• 2010

The evaluation method for the failure frequency of reactor vessel under pressurized thermal shock(PTS) is developed using probabilistic fracture mechanics. The probabilistic reactor integrity evaluation code, named R-PIE code, is developed. The validity and uncertainty of the R-PIE code is investigated. The reactor failure frequencies under PTS for Kori-1 nuclear power plant and other type of domestic nuclear power plants are evaluated. The reference PTS temperature for domestic nuclear power plants is obtained for the rule making against PTS failure.

• Proceedings of the Korean Institute of Surface Engineering Conference
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• 2015.05a
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• pp.80-80
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• 2015

벌집 모양 격자 속에 배열된 탄소 원자들의 단일 층으로 구성되고, 매우 놀라운 특성들을 지니고 있는 차세대 물질인 그래핀을 생산하기 위해서 지금까지 많은 연구진이 다양한 합성법을 개발해 왔다. 본 연구에서는 Radio Frequency (RF) 열 플라즈마를 통해 고 순도의 그래핀 플레이크를 생산하고자 하였다. 이러한 방법을 통해 sulfur와 oxygen을 포함한 불순물이 다량 제거될 수 있었으며, 초고순도 그레핀 플레이크 제조를 통해 면저항을 낮출 수 있었다.

• Proceedings of the Korean Vacuum Society Conference
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• 2012.08a
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• pp.404-404
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• 2012

저차원계 탄소 동소체는 특유의 구조에서 기인하는 우수한 물리적 성질로 인해 각광받고 있는 물질이다. 탄소원자가 육각형 격자 모양을 지닌 2차원계 물질인 그래핀(graphene)은 뛰어난 전기적, 물리적, 광학적 성질로 인해 전계효과 트랜지스터(field effect transistors), 투명전극(transparent electrodes), 에너지 저장체, 복합체, 화학/바이오 센서 등 다양한 분야에서 활용을 위한 연구가 진행되고 있다. 또한 그래핀이 튜브형태로 말려있는 1차원계 물질인 탄소나노튜브(carbon nanotube)의 전기적, 열적, 기계적 성질은 이를 전계방출 디스플레이(field emission display), 전도성 플라스틱, 가스 저장체, 슈퍼 커패시터 등에 적용가능하게 한다. 최근 2차원계 물질인 그래핀과 1차원계 물질인 탄소나노튜브의 장점을 극대화하기 위한 복합 나노 구조에 대한 다양한 연구가 진행되고 있는 추세이다[1-5]. 본 연구에서 그래핀-탄소나노튜브 혼성 구조의 제작은 다음과 같이 진행되었다. 우선 열 화학기상증착법(thermal chemical vapor deposition)을 이용하여 그래핀을 합성하였다. 합성된 그래핀은 메타크릴산메탈 수지(polymetylmethacrylate; PMMA)를 이용한 전사(transfer)방법을 이용하여 원하는 기판에 위치시키고, 직류 마그네트론 스퍼터링(DC magnetron sputtering)을 이용하여 탄소나노튜브의 합성을 위한 촉매층을 증착하였다. 이후 열 화학기상증착법을 이용하여 그래핀 위에 탄소나노튜브를 합성함으로써 그래핀-탄소나노튜브 혼성 구조를 제작하였다. 합성된 그래핀-탄소나노튜브의 구조적 특징은 주사 전자 현미경(scanning electron microscopy)을 통해 확인하였고, 촉매의 표면 형상 및 화학적 상태는 원자힘 현미경(atomic force microscopy)과 X선 광전자 분광법(X-ray photoelectron spectroscopy)을 통해 확인하였다. 또한 제작된 그래핀-탄소나노튜브의 전기적 특성 측정을 통해 나노전자소자로의 응용가능성을 조사하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.18 no.1
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• pp.9-16
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• 1986

Simulation of the system thermal-hydraulic parameters was carried out following the KNUl (Korea Nuclear Unit-1) loss of normal feedwater transient sequence occurred on November 14, 1984. Results were compared with the plant transient data, and good agreements were obtained. Some deviations were found in the parameters such as the steam flowrate and the RCS (Reactor Coolant System) average temperature, around the time of reactor trip. It can be expected since the thermal-hydraulic parameters encounter rapid transitions due to the large reduction of the reactor thermal power in a short period of time and, thereby, the plant data involve transient uncertainties. The analysis was performed using the RELAP5/MOD1/NSC developed through some modifications of the interphase drag and the wall heat transfer modeling routines of the RELAP5/MOD1/CY018.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.461-466
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• 1996

원전에서 가상적인 중대사고 발생시 격납용기 하부 캐비티에서 고온의 노심용융물과 콘크리트와의 반응시 생성되는 기체의 종류 및 양, 콘크리트 침식율 및 주변 열전달 특성은 중대사고 연구의 쟁점으로 이에 대한 많은 연구가 수행되고 있다. 본 연구에서는 용융 유사물로 고온의 금속 용융물(SS304) 및 Thermite (Fe＋A1$_2$O$_3$)를 영광 3,4호기 원전에 사용한 콘크리트 시편에 부어 침식율, 생성가스 종류 및 주변 열전달 계수를 측정하였고 후에 MELCOR 로드내 MCCI 해석 부분인 CORCON MOD-3 코드와 비교할 계획이다. 본 논문에서는 MCCI scoping test의 실험 장치, 실험 방법 및 곁과를 소개하였다. 약 1$600^{\circ}C$ 의 SUS 304 용융물(10kg)은 충분치 않은 melt superheat와 용융물 이송과정시 열손실로 인해 침식이 거의 일어나지 않았으나, Thermite 실험에서는 측면 및 하부 방향으로 최대 2.7cm/min 의 침식율을 보였으며 하부방향으로의 최대 열유속은 약 3.1MW/$m^2$로 나타났다. 본 연구의 결과 및 실험 기술은 차세대 원전의 중대사고 완화를 위한 원자로 캐비티 설계 실증실험에 응용될 예정이다.