• 대한기계학회논문집 C: 기술과 교육
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• 제5권2호
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• pp.135-143
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• 2017

국내 유일의 연구용원자로인 하나로(Hi-flux Advanced Neutron Application ReactOr)는 다목적으로 중성자를 이용하기 위해 개방형 수조 내 노심이 존재하는 구조이며, 노심에서 발생되는 핵분열 열을 제거하기 위한 일차 냉각계통, 그리고 연결된 유체계통이 구비되어 있다. 원자로 수조 상부 근방에서 진행되는 방사성 작업 시 작업자의 방사능 피폭을 최소화하기 위해 수조고온층계통에 의해 상부에 고온층이 형성되어 있으며, 다소 저온 영역에 있는 방사능 가스 및 이물질이 상부로 올라오는 것을 방지하기 위해 수조수 온도를 $50^{\circ}C$이하로 제한하고 있으며 이를 위해 수조수관리계통이 연결되어 있다. 수조수관리계통의 구비된 판형열교환기의 열용량을 정상운전 조건에서 260 kW가 되도록 설계하여 각 수조에서 발생되는 열원을 제거하는지에 대해 평가하였고, 원자로 운전 모드와 관계없이 정상적으로 유체계통이 운전된다면 각 수조의 수조수 온도는 제한치 이하를 유지하고 있음을 확인하였다.

• 한국정보과학회논문지:데이타베이스
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• 제31권6호
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• pp.641-649
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• 2004

약물의 화학적 구조와 그 약물의 약리작용간의 연관성은, 'Medicinal Chemistry' 분야에서 활발히 연구된다. 이는 화학구조를 기반으로 하여 신약을 설계하려는 시도로서, 약학자는 신약 개발 시 만들고자 하는 약물과 비슷한 화학구조를 가지고 있는 기존 약물들에는 어떠한 것들이 있는지 조사하며, 특정 화학구조가 어떤 약물들에서 나타나는지 신속히 검색하기를 원한다. 이처럼 어떤 화차구조에서, 특정한 부분구조가 존재하는지를 검사하는 것을 부분구조검색(Substructure Searching)이라 하며, 이는 그래프 이론에서 NP-complete인 동형성 판정(Subgraph Isomorphism) 문제로 귀결된다. 검색 시간을 단축시키고자 여러 다른 전근방법들이 연구되었는데, 1990년대에는 구조에 대한 인덱스를 미리 만들어 RDBMS에 저장한 후, 검색시 이론 이용하여 성능을 높이는 방법으로 미국 특허를 획득한 RS3 시스템(http://www.acelrys.com/rs3)이 현재 상용화되어 쓰이고 있다. 본 논문에서는 RS3 시스템의 문제점을 규명하고, 이의 개선방안으로서 새로운 인덱스를 제안한다 RS3 시스템은 각 원자를 중심으로 다른 원자와의 구조를 문자연로 표현하고, 부분구조검색 쿼리를 부분문자열 검색을 실행함으로써 수행하는데, 이의 화학구조를 기술하는 인덱스에는 동일 원자, 동릴 결합에 대한 정렬이 불가능하여 재현율(Recall)과 정도(Precision)가 낮다. 이론 개선하기 위하여 본 논문에서는 2차원의 화학구조를 나누어 1차원의 구조 단편으로 만들고 이를 문자열로 기술하는 방안을 제시하며 구체적인 방법으로 한 인자를 중심으로 최소비용신장트리를 구성한 다음 레벨별로 경로를 나누어 기술하는 방안을 제안하며, 이와 같은 방법의 새로운 인덱스로 재현율과 정도가 급격히 향상됨을 보인다.

• 대한기계학회논문집B
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• 제40권12호
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• pp.815-824
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• 2016

가압경수로에 장전되는 핵연료집합체는 연료 봉 다발과 지지격자 및 상하단 고정체로 구성되어 있다. 고온 고압의 냉각수는 원자로 하부로 유입되어 연료 봉 사이로 형성된 부수로를 따라 노심 상부로 흐른다. 경수로핵연료의 주요 열수력 성능인자는 정상운전시 압력강하 및 임계열속이며 사고시에는 급랭 시간이다. 한국원자력연구원에서는 경수로핵연료의 성능을 향상시키고 국산화를 위해 고성능 경수로핵연료, 이중냉각 핵연료 및 사고저항성 핵연료를 개발하였다. 경수로핵연료의 열수력 핵심기술을 개발하기 위해 압력강하 실험, 난류 유동혼합/열전달 실험, 임계열속 및 급랭 시험을 수행하였으며 전산유체역학 방법도 활용하였다. 더불어 사용후핵연료의 임시저장을 위한 건식저장 용기의 열유동에 대한 전산유체해석을 수행하였다. 한편, 경수로핵연료의 열수력 기반기술을 개발하고 실용화를 위해 대학 및 산업체와 협력연구도 진행하였다.

• 한국전산구조공학회논문집
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• 제28권3호
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• pp.283-291
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• 2015

본 논문에서는 원통형 쉘에 부착된 노즐의 구조 건전성평가를 수행하고 그 결과를 비교하기 위해 2차원(2D)과 3차원(3D) 해석이 수행되었다. 현재 원자력 발전소에서 사용되는 3개의 노즐을 구조 건전성평가를 위해 선정하였고, 각각 노즐은 내부압력, 온도변화 및 외부하중을 받는다. 내부압력에 대한 2D 해석은 1.5이상의 계수 값을 이용하거나 응력집중 계수를 적용하여야 하고, 온도변화에 대한 2D와 3D 해석결과는 피복재의 유무와 상관없이 서로 거의 비슷하며, 외부하중에 대한 WRC Bulletin 297에 의한 해석결과는 3D 해석결과보다 더 보수적임을 확인할 수 있었다.

• 공업화학
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• 제9권1호
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• pp.115-120
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• 1998

메타세시스에 높은 활성을 나타내는 고분산 레늄촉매을 제조하기 위한 레늄카보닐 침착의 표면화학 및 활성점 생성에 관하여 연구하였다. 알루미나는 773K(PDA)와 1223K(DA)에서 각각 처리하여 담체로 사용하였고, 메타세시스 활성은 순수한 프로펜을 사용하여 상압하의 298K에서 조사하였다. PDA상의 레늄 산화가는 상당히 높았으나, DA에서는 저산화가의 레늄으로 담지되어 있었다. 제조한 Re/DA촉매를 고온에서 열분해시킨 다음 저온에서 산소로 처리하면 메타세시스 활성이 나타났고, 그 활성은 극히 낮은 담지율에서도 Re/PDA이나 통상의 $Re_2O_7/Al_2O_3$촉매에 비해 높은 활성을 보여, 레늄 카보닐을 출발물질로 하고 DA를 사용하는 것이 효과적이었다. 열분해하여 얻은 Re/DA촉매상의 레늄이온은 알루미나의 산소원자 2개와 결합하여 2가를 가지고, 산소처리에 의하여 4가만큼 증가한 6가의 레늄이온이 되며, 메타세시스는 그 6가이온에 의해 생성된 카르벤착체를 통하여 진행됨을 알았다.

• 대한기계학회논문집B
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• 제36권7호
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• pp.731-736
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• 2012

열플라즈마 시스템을 이용하여 붕소 함유 나노입자를 제조하기 위한 새로운 방법이 시도되었다. $BCl_3$ 와 $CH_4$ 전구체 기체를 열플라즈마 영역으로 분사하여 고온에서 분해시킨 후, 기체상 응핵 및 성장 과정을 통하여 붕소 또는 붕소 카바이드 입자를 제조하였다. X 선 광분자 분석법을 이용하여 입자 표면의 화학적 결합 상태 및 카바이드와 관련된 B-C 결합 구조 내의 붕소와 탄소의 원자 비율을 측정 및 분석하였다. 또한 나노입자 형상 및 크기 분석을 위해 주사식 투과현미경과 전자에너지손실분광법이 이용되었다. 제조된 나노입자는 30-70 nm 내의 크기 분포를 갖고 있으며, $BCl_3$ 와 $CH_4$ 전구체 기체가 각각 20 sccm, 25 sccm 사용되었을 때 B-C 결합 구조 내의 붕소와 탄소의 비는 2.13 이었다.

• 한국전산유체공학회지
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• 제20권1호
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• pp.84-91
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• 2015

SMART adopts, very unique facility, an FMHA to enhance the thermal and flow mixing capability in abnormal conditions of some steam generators or reactor coolant pumps. The FMHA is important for enhancing thermal mixing of the core inlet flow during a transient and even during accidents, and thus it is essential that the thermal mixing characteristics of flow of the FMHA be understood. Investigations for the mixing characteristics of the FMHA had been performed by using experimental and CFD methods in KAERI. In this study, the temperature distribution at the core inlet region is investigated for several abnormal conditions of steam generators using the commercial code, FLUENT 12. Simulations are carried out with two kinds of FMHA shapes, different mesh resolutions, turbulence models, and steam generator conditions. The CFD results show that the temperature deviation at the core inlet reduces greatly for all turbulence models and steam generator conditions tested here, and the effect of mesh refinement on the temperature distribution at the core inlet is negligible. Even though the uniformity of FMHA outlet hole flow increases the thermal mixing, the temperature deviation at the core inlet is within an acceptable range. We numerically confirmed that the FMHA applied in SMART has an excellent mixing capability and all simulation cases tested here satisfies the design requirement for FMHA thermal mixing capability.

• 대한기계학회논문집A
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• 제25권7호
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• pp.1139-1146
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• 2001

The reactor pressure vessel(RPV) is usually cladded with stainless steel to prevent corrosion and radiation embrittlement, and a number of subclad cracks have been found during an in-service-inspection. These subclad cracks should be assured for a safe operation under normal conditions and faulted conditions such as pressurized thermal shock(PTS). Currently available integrity assessment procedure for an RPV, ASME Code Sec. XI, are built on the basis of linear fracture mechanics (LEFM). In PTS condition, however, thermal stress and mechanical stress give rise to high tensile stress at the cladding and elastic-plastic behavior is expected in this area. Therfore, ASME Code Sec. XI is overly conservative in assessing the structural integrity under PTS condition. In this paper, the fracture parameter (stress intensity factor, K, and RT(sub)NDT) from elastic analysis using ASME Sec. XI and finite element method were validated against 3-D elastic-plastic finite element analyses. The difference between elastic and elastic-plastic analysis became significant with increasing crack depth. Therfore, it is recommended to perform elastic-plastic analysis for the accurate assessment of subclad cracks under TPS which causes plastic deformation at the cladding.

• 한국산학기술학회논문지
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• 제6권1호
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• pp.58-63
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• 2005

레이저 용발법을 이용하여 폴리테트라플루오르에틸렌(PTFE: polytetrafluoroethylene) 박막을 증착하였다 사용한 레이저는 1064 nm Nd:YAG 레이저이고, 타겟은 그라파이트 분말이 도핑된 PTFE 펠릿(pellet) 이었다. 그라파이트는 포톤에너지를 효과적으로 흡수하여 열에너지로 전환시키고, 이 에너지를 인접한 PTFE에 전달한다. PTFE는 전달받은 열에너지에 의해서 열분해 된다. 타겟 표면에서 열분해에 의해 형성된 PTFE 단량체(monomer)들은 기판위에서 재중합반응(repolymerization)하여 필름을 형성하게 된다. 증착된 필름은 투명하고 결정화된 필름이었다. 주사전자현미경(SEM: scanning electron microscopy)과 원자현미경(AFM: atomic force microscopy)으로 분석한 결과, 필름의 표면은 박막의 두께가 증가할수록 섬유구조(fibrous structure)를 보였다. X선 광전자 분광기(XPS: X-ray photoelectron spectroscopy), 퓨리에 변화 적외선 분광기(FTIR: fouirer transform infrared spectroscopy)와 X선 회절분광기(XRD: X-ray diffraction)로 분석한 결과, 필름의 F/C 비는 1.7이고 분자축(molecular axis)은 기판과 나란했다.

• 한국수자원학회논문집
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• 제49권3호
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• pp.197-205
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• 2016

최근 기후변화로 인한 자연재해가 증가하면서 강수 및 기온자료의 시계열에 대한 변동성과 추세를 분석하여 그 변화를 예측하는 연구의 필요성이 점점 커지고 있다. 하지만 강수나 기온의 경우 복합적인 요소에 의해 변동이 일어나 자료의 변동성이 매우 심하고 너무 많은 요소를 포함하게 되어 그 특성을 정확히 판단하기가 쉽지 않다. 따라서 자료의 시계열을 분해하게 되면 각 특성을 가진 요소를 추출할 수 있으므로, 정확한 변동 특성을 파악할 수 있다. 본 연구에서는 우리나라 강수 및 기온자료를 경험적 모드분해법(Empirical Mode Decomposition, EMD)을 통해 주기별로 분해하여 각각의 내재모드함수(Intrinsic Mode Function, IMF)를 추출하였다. 또한, 추출된 내재모드함수의 에너지 밀도를 이용한 유의성 검정을 통해 원자료로부터 유의미한 자료를 포함하고 있는 내재모드함수를 선별하고, 이들의 주기성, 경향성을 분석하였다.