• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2004년도 요약집 춘계학술발표대회
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• pp.461.1-461.1
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• 2004

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1999년도 추계학술발표회요약집
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• pp.267.1-267
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• 1999

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1999년도 추계학술발표회요약집
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• pp.344.2-344
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• 1999

• Journal of Astronomy and Space Sciences
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• 제19권4호
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• pp.283-292
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• 2002

과학위성 1호의 탑재체 원자외선 분광기의 전자보드는 인공위성 운영시 경험하는 환경하에서 전자적 성능을 유지하기 위하여 전자부품의 온도가 지나치게 높아지지 않도록 열적 특성을 고려하여 설계하여야 한다. 이를 위하여 원자외선 분광기의 전자부의 보드수준에서 열 해석을 수행하였고, 원자외선 분광기의 작동환경하에서 전자부품의 허용온도 범위내에서 온도가 유지될 수 있음을 확인하였다.

• 한국진공학회지
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• 제15권1호
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• pp.73-80
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• 2006

Si(100)에 주입된 불활성 기체 이온들의 열적 방출 특성을 열탈착(temperature-programmed desorption; TPD) 질량분석법으로 고찰하였다. 약 400K의 표면 온도 조건에서 1keV 비온빔에 시료를 노출시켜 주었을 때, He은 $500\~1100 K$의 넓은 온도 범위에서 Si(100)결정 밖으로 분출되어 나온 반면, Ne, Ar, 및 Kr은 각각 810, 860, 875 K 근처에서 매우 좁은 온도 범위에서 TPD 피크를 나타내며 급격하게 방출되었다. He+ 이온으로 처리된 Si(100)은 표면 원자 구조의 손상이 상대적으로 최소한으로 일어났지만, $Ne^+,\;Ar^+,\;Kr^+$ 등의 이온들로 처리된 경우는 질량이 클수록 표면이 원자 스케일로 더 심하게 손상되었음이 수소 흡탈착 분석 결과로 밝혀졌다. 이온빔에 의한 결정 내부의 결함 생성과 관련하여 이러한 실험적 결과가 시사하는 점들을 논의하였다

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.784-789
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• 1997

원자력 발전소에서의 중대사고시, 고온의 노심 용융물이 원자로 공동으로 떨어지면 노심용융물과 콘크리트간의 반응(MCCI)에 의한 여러가지 현상으로 인해 격납용기의 건전성을 위협할 수 있다 본 연구에서는 국내 원전에서의 MCCI 현상에 대한 실험과 해석결과를 살펴보았다. 실험은 영광원전 3,4호기 원자로 공동구조물의 콘크리트를 대상으로 thermite 20kg을 사용한 것이며 해석은 MELCOR 코드내의 MCCI 상세해석 모듈인 CORCON-MOD3를 이용하였다. 해석에 사용된 콘크리트의 화학성분과 열물성은 실험을 통하여 측정한 값을 사용하였으며 해석결과는 실험 결과와 비교하였다. 또한 GORCON 코드에서의 MCCI 현상의 해석시 용융물의 초기온도, 용융물의 질량, 콘크리트의 종류에 따른 예측결과들을 비교하였다. MCCI 현상의 해석시 콘크리트의 종류에 따른 가스발생량과 구성성분의 변화가 크게 나타남으로 콘크리트의 화학적 구성성분을 적합하게 입력하여야 한다. 콘크리트로의 종류에 따른 하부로의 열유속은 크게 차이가 없으나 침식율은 크게 차이가 나며 이는 콘크리트의 상변화 잠열의 차이에서 기인한 것이다. CORCON 코드는 실험에 비해 작은 침식율을 예측하고 있으며 콘크리트의 침식율은 용융물의 양에 비해 초기온도의 변화에 더 큰 영향을 받는 것으로 예측하고 있다.

• 한국진공학회:학술대회논문집
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• 한국진공학회 2009년도 제38회 동계학술대회 초록집
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• pp.78-78
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• 2010

그래핀(Graphene)은 탄소원자가 육각형 벌집(honeycomb)구조로 빼곡히 채워진 2차원의 단원자 층으로 역학적 강도와 우수한 화학적/열적 안정성 및 흥미로운 전기 전도 특성을 가지고 있다. 이러한 그래핀의 우수한 특성으로 인하여 현재 기초연구뿐만 아니라 응용연구 등 많은 연구들이 진행되고 있다. 일반적으로 그래핀의 우수한 물리적 특성들은 그래핀의 층수, 모서리(edge)구조, 결함(defect), 불순물 등에 의해 크게 좌우되는 것으로 알려져 있다. 따라서 그래핀의 구조 및 결함정도를 자유로이 제어하고 그에 따르는 특성 변화를 관찰하는 것은 기초연구의 측면에서 뿐만 아니라 향후 그래핀 응용에 있어서도 매우 중요하다고 할 수 있다. 본 연구에서는 그래핀의 내산화 특성을 연구하기 위하여, 그래핀을 열 및 플라즈마 산화 분위기에 노출시킨 후, Raman 분광법을 이용하여 광학적, 구조적 변화를 분석함으로써 그래핀의 내산화 특성에 대하여 조사하였다. 그래핀은 실리콘 웨이퍼에 전자빔증착법으로 니켈박막을 증착한 후 열화학증기증착법으로 합성하였으며, 메탄가스를 원료가스로 $900^{\circ}C$ 전후에서 합성하였다. 합성한 그래핀은 산화반응 시 기판의 영향을 제거하기 위하여 트렌치 구조의 기판 위에 전사(transfer)함으로써 공중에 떠있는 구조를 구현하였다. 열 산화의 경우, 합성한 그래핀을 대기분위기의 고온($500^{\circ}C$) 챔버에 넣고 처리시간에 따른 특성변화를 살펴보았다. 플라즈마 산화의 경우는 공기를 이용하여 직류플라즈마를 발생시킨 후 0.4 W의 낮은 플라즈마 파워를 이용하여 플라즈마 산화처리와 특성평가를 매회 반복하였다. 그래핀의 특성분석은 Raman분광기와 광학현미경, 원자힘현미경(AFM) 등을 이용하여 분석하였으며, 상기 결과들은 향후 산화환경에서의 그래핀 응용소자 개발에 유용할 것으로 예상된다.

• 한국전산유체공학회:학술대회논문집
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• 한국전산유체공학회 2009년 춘계학술대회논문집
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• pp.290-297
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• 2009

가압 경수로의 주요 기기에서 발생할 수 있는 과도 2상 유동(Two-phase flow) 현상에 대한 해석을 수행하기 위해 원자로 기기 열수력 해석 코드를 개발 중에 있다. 개발 중인 기기 열수력 해석 코드는 지배 방정식으로 Two-phase, three-field model을 사용하고 있으며, 복잡한 기하학적 형상의 원자로 기기를 모사하기 위해 비정렬 격자계(Unstructured grid)를 활용하고 있다. 수치해석 기법으로는, 원자로 계통 해석코드 RELAP5가 사용 중이며 대부분의 원자로 내 2상 유동 조건에서 안정적이며 정확하다고 알려진 Semi-implicit 방법을 적용하였다. 그러나 기존의 Semi-implicit 방법은 1차원, 엇갈림격자(Staggered grid)에 대해 개발되었기 때문에, 이를 다차원, 비정렬, 비엇갈림 격자(Non-staggered grid)에 적용하기 위해 기존의 Semi-implicit 방법을 수정하였다. 본 논문에서는 Semi-implicit 방법의 대류항을 이차정확도를 갖도록 확장하였으며, 이차정확도에 의한 수치확산의 감소를 평가하기 위해 수행된 수치시험의 결과를 기술하였다. 이차정확도 및 일차정확도로 계산된 값을 해석해 또는 격자 수렴성 시험을 통해 평가해 본 결과, 이차정확도 계산시 수치 확산의 감소 확인하였다.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2000년도 추계학술대회논문집B
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• pp.228-233
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• 2000

The Korean Next Generation Reactor(KNGR) is a Pressurized Water Reactor adopting direct vessel injection(DVI) to optimize the performance of emergency core cooling system(ECCS). In a certain accident, however, pressurized thermal shock(PTS) of the vessel due to the sudden contact with the injected cold water is expected. In this paper, an accident of Main Steam Line Break(MSLB) has been numerically investigated with direct vessel injections and an increased volume flow rate in some cold legs. Using FLUENT code, temperature distributions of the fluid in the downcomer and of reactor vessel including the core region have been calculated, together with the distribution of convective heat transfer coefficient(CHTC) at the cladding surface of the reactor vessel. The result shows that some parts of the core region of the reactor vessel have higher temperature gradient expressing higher thermal stress.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2003년도 춘계학술대회
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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.