• 대한기계학회논문집A
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• 제36권3호
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• pp.313-318
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• 2012

캐나다형 중수로에서 피더관은 중수로 압력관에 중수를 공급하고 가열된 중수를 증기발생기로 보내는 배관으로 가동 중에 유동 가속 부식현상에 의해 감육이 발생한다. 배관에 감육이 발생하게 되면 배관의 건정성이 떨어진다는 결과는 앞선 연구에서 확인하였다. 본 논문에서는 45 도와 60 도의 굽힘각도를 갖는 피더관의 한계하중을 제시하고 제시된 연구결과를 바탕으로 임의의 굽힘각도를 갖는 피더관에서 감육이 발생했을 경우의 한계하중을 예측 할 수 있는 식을 제시하였다. 본 연구에서는 유한요소 해석을 통하여 굽힘 하중과 내압을 받는 경우에 대하여 연구를 진행하였고 특히 굽힘 하중의 경우 면내 열림 방향과 면내 닫힘 방향으로 나누어 진행하였다. 재료는 대변형 효과를 고려하고 탄성-완전소성 재료로 가정하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(2)
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• pp.141-147
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• 1996

1979년 3월 Three Mile Island 2 (TMI-2) 발전소에서 사고가 발생했을 때 원자로용기내에 생성된 수소기체로 인하여 운전원은 원자로용기의 수위를 정확히 측정할 수 없었으며, 이로 인하여 사고상태를 신속히 파악하지 못하였다. TMI 사고이후 미국 원자력규제위원회 NRC는 이 같은 문제점을 해결하고자 미국내 모든 원전에서 사고 또는 비정상 조건이 발생할 경우에 원자로 용기 수위에 대하여 운전원이 신뢰성을 갖을 수 있는 후속조치를 수행토록 요구하였다. 또한 미국의 대표적인 전력연구소인 EFRI에서는 개량형 경수로 (Advanced Light Water Reactor : ALWR) 설계 요건으로 이러한 설계가 반영되도록 요건화 하였다.［1］. 본 논문에서는 2,825 MWt급 한국형 표준원전을 대상으로 EPRI에서 요구한 설계요건에 따라 TMI 2 발전소에서와 같은 사고로 인하여 수소기체가 발생했을 경우와 발전소가 비정상 상태로 인하여 증기가 발생했을 경우에, 이를 신속히 제거하여 운전원이 원자로용기의 수위를 정확히 감지할 수 있도록 하는 설계 방안을 검토하였다. 따라서, 설계방안으로 원자로용기에 모인 증기 또는 수소기체를 계통중 가장 높은 위치에 있으며, 계통구성 기기중 유일하게 2상을 유지하고 있는 가압기로 배출시키고자 두 기기간에 연결관을 설치하는 방안에 대해서 분석하였다. 원자로용기 상부해드와 가압기를 연결하는 방안은 여러가지가 있으나, 검토한 결과 한국형 표준원전에서는 연결관을 가압기 상부해드보다 4m 높게하여 원자로용기 상부해드와 연결하는 방안이 EPRI의 설계요건을 만족하면서 기존설계에 영향을 가장 적게 미치는 적합한 설계방안으로 분석되었다.크다는 단점이 있다.TEX>$_2$O$_3$ 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

• 자원리싸이클링
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• 제9권4호
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• pp.28-36
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• 2000

본 연구는 입자가 혼합된 용제를 이중판형 열교환기 내에서 가열 및 증발과정을 통해 건조이자와 용제로 분리하여 회수하기 위한 연속식 순간 진공건조 시스템 해석에관한 것이다. 진공건조시스템은 용제 공급펌프, 이중관형 열교환기, 진공 스프레이 챔버 및 응축기로 구성된다. 연속적으로 공급되는 용제는 이중관형 열교환기 내에서 가열, 팽창 및 증발되며 관 출구부에서 팽창된 증기가 진공 스프레이 챔버 내로 분사되고 증기는 응축기로 수송되어 용제로 회수되고 입자는 관성력에 의해 증기로부터 분리되어 건조된다ㅣ. 안료입자가 함유된 벤젠 및 알킬벤젠의 분리 및 회수성능 실험을 수행한 결과, 습분양 1.1%로 건조된 안료입자를 94% 회수하였고, 99.9 wt%의 고순도 벤젠을 88% 회수하였다. 평균직경이 $6.5\mu\textrm{m}$인 안료입자를 진공건조시스템의 이중관형 열교환기에서 관출구부의 고속 분사에 의한 폭발적 분산력에 의해 입경이 14%감소된 $5.6\mu\textrm{m}$ 크기의 건조 안료입자를 회수하였다. 따라서 진공건조시스템은 용제에 함유된 입자를 건조 및 분리하여 미분제 제품으로 히수하는데 효율적이며 폐용제 정제용으로 적용이 가능하다.

• 비파괴검사학회지
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• 제20권3호
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• pp.191-199
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• 2000

본 논문에서는 3차원 형태의 결함을 가진 관에 대한 와전류탐상의 유한요소 수치해석에 대하여 연구하였다. 3차원 와전류탐상 문제를 기술할 수 있는 전자기 수치해석기법으로 3차원 유한요소법을 사용하였다. 맥스웰방정식으로부터 지배방정식을 구하고, 갤러킨 가중잔차법을 이용하여 유한요소정식화를 수행하였다. 해석대상으로는 INCONEL 600 증기발생기 전열관을 사용하였으며, 관의 내부 및 외부에 존재하는 결함을 모델링하여 수치해석을 수행하고, 임피던스로 표현되는 와전류탐상 신호를 계산하였다. 결함 시험편에 존재하는 결함에 대하여 본 논문에서 계산된 결과와 실험결과를 비교하였으며, 잘 일치하는 결과를 얻어 본 논문에서 제안된 수치해석 방법의 타당성을 검증하였다. 이를 바탕으로 결함의 깊이 변화(38%, 58%, 75%) 및 원주방향으로의 결함각도 변화$90^{\circ},\;180^{\circ},\;270^{\circ},\;360^{\circ}$)에 따른 탐상 신호를 계산하여 결함의 크기변화에 따른 신호의 변화특성을 살펴보았다.

• 콘크리트학회논문집
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• 제13권4호
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• pp.406-413
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• 2001

본 연구는 기존 원심력 철근콘크리트관의 성능을 향상시킬 수 있는 방법으로 관체 표면을 일정한 두께로 방식 라이닝 모르타르로 처리함으로써 보다 더 내구적인 하수관을 개발하기 위하여 실시하였다. 이를 위해 원심력 철근콘크리트관 제작 시, 동시성형이 가능하고 촉진 증기양생 조건에서도 균열이 발생되지 않는 접착강도가 큰 폴리머 시멘트 모르타르를 제조하였다. 폴리머 시멘트 모르타르를 원심력 철근콘크리트관용 라이닝 재료로 사용하기 위한 기초적 실험결과, 보통 시멘트 모르타르에 비해 역학적 성질 및 내구성이 우수하였으며, 현장적용결과, 동시성형 및 양생조건에 따라 적용될 수 있는 방법은 다양하나, 폴리머의 종류에 관계없이 폴리머 시멘트비를 20% 이하로 하며, 양생온도는 8$0^{\circ}C$이하의 양생조건을 제안할 수 있었다. 또한 현장조건이 가능하면, 2일간 기중양생(2$0^{\circ}C$)을 실시하여 폴리머 시멘트 모르타르 속의 폴리머 필름이 형성된 후, 8$0^{\circ}C$에서 양생시키는 방법이 이상적인 것으로 나타났다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제36권6호
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• pp.637-644
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• 2012

증기 발생기 내부의 U-tube와 지지 구조간의 충격에 의하여 발생하는 프레팅 마모는 원자력 발전소 안전성에 영향을 미치게 된다. 증기발생기의 신뢰성을 향상시키기 위하여 이러한 프레팅 마모 현상을 평가하는 것이 필요하며, 본 연구는 프레팅 마모현상을 정성적, 정량적으로 규명하기 위하여 증기발생기의 실제 상황과 같은 조건의 온도와 압력하에서 실험을 수행하였다. 다양한 실험조건에 대하여 기본적인 실험을 수행하였으며 일률과 마모량의 관계를 온도에 따라 구하였다. $90^{\circ}C$, $200^{\circ}C$, $340^{\circ}C$ 각각의 온도에서의 마모상수는 $9.051{\times}10^{-16}\;Pa^{-1}$, $3.009{\times}10^{-15}\;Pa^{-1}$, $2.235{\times}10^{-15}\;Pa^{-1}$로 구해졌으며 특히 저온 수중상태의 마모상수는 물의 점도의 영향으로 상온 공기중의 값보다 작은 것으로 나타났다.

• Korean Chemical Engineering Research
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• 제43권5호
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• pp.609-615
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• 2005

$1{\mu}l$ 정도의 미량 titanium tetraisopropoxide(TTIP)를 주사기를 사용하여 1 cc 부피의 증발관에 주입하여 기화시킨 후 질소에 의해 직경 4 mm, 길이 35 cm의 관형 에어로졸반응기로 운반하여 열분해 시킴으로써 30-300 nm 크기의 $TiO_2$ 나노입자를 제조하였으며, 반응온도 및 TTIP 증기 농도가 생성된 $TiO_2$ 입자의 형상, 크기, 결정성 등에 미치는 영향을 조사하였다. 전구체 증기 농도 1 mol%에서 반응온도를 300, 500, $700^{\circ}C$로 변화시킨 결과 반응온도가 증가함에 따라 응집체를 구성하고 있는 1차 입자 크기가 감소하였고, $700^{\circ}C$에서는 입자 크기분포가 bimodal 형태를 나타내었다. 반응온도를 $700^{\circ}C$로 유지하고 전구체 증기 농도를 1, 3.5, 7 mol%로 변화시킨 결과 전구체 증기 농도 3.5 mol% 이상에서는 1 mol%에서 관찰되었던 bimodal 분포가 사라지고 응집체 내 1차 입자들의 개수가 상대적으로 많이 증가하였다. 반응온도 및 전구체 농도가 입자의 형상, 크기분포에 미치는 이와 같은 영향들을 이전의 연구결과들과 함께 비교 분석하였다.

• 한국소음진동공학회논문집
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• 제26권2호
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• pp.203-209
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• 2016

According to the wear detection history for the steam generator tubes in the nuclear power plant, the outer tubes inside the steam generator have more problems on the flow-induced vibration than inner tubes. Many researchers and engineers have used a specified added mass coefficient for a given tube array during the design stage of the steam generator even though the coefficient is not constant for entire tube in cylindrical shell. The aim of this study is to find out the distribution of added mass coefficients for each tube along the radial location. When numbers of tubes inside a cylindrical shell are increased, values of added mass coefficients are also increased. Added mass coefficients at outer tubes are less than those of inner tubes and they are decreased with increasing the gap between the outermost tube and the cylindrical shell. It also turns out when the gap between the outermost tube and the cylindrical shell approaches infinite value, the added mass coefficient converges to an asymptotic value of given tube array in a free fluid field.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제16권1호
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• pp.49-55
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• 2020

Creep rupture data for Alloy 690 steam generator tubes in a pressurized water reactor are essentially needed to demonstrate a severe accident scenario on thermally-induced tube failures caused by hot gases in a damaged reactor core. The rupture data were obtained using the tube specimens under different applied-stress levels at 650℃, 700℃, 750℃, 800℃, and 850℃. Important creep constants were proposed using various creep laws in terms of Norton power law, Monkman-Grant (M-G) relation, damage tolerance factor (λ), and Zener-Hollomon parameter (Z). In addition, a creep activation energy (Q) value for Alloy 690 tube was reasonably determined using experimental data. Creep behaviors such as creep strength, creep rates, rupture elongation showed the results of temperature dependence well. Modified M-G plot improved a correlation of the creep rate and rupture life. Damage tolerance factor for Alloy 690 tubes was found to be λ =2.20 in an average value. Creep activation energy for Alloy 690 tube was optimized for Q=350 (kJ/mol). A plot of Z parameter obeyed a good linearity, and the same creep mechanism was inferred to be operative in the present test conditions.

• 한국지열·수열에너지학회논문집
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• 제13권3호
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• pp.9-15
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• 2017

In this study, set values of PICV(Pressure Independent Control Valve) were simulated according to the pressure distribution and velocity. The higher the set value and the open rate, as the lower the pressure in the neck. On the contrary, the lower the set value and open rate, as the higher the pressure in the neck. When the set value was small, the pressure was distributed sufficiently and confirmed that the pressure was generated by the VOF, confirming that it could generate a vapor pressure. When the set value 100 %, the lower corn open rate of the differential pressure was 46 % to 29 %, set value 100 % was 29 % to 19 %, and set value 6 % was 12 % to 6 % for the lower corn open rate percentile, it was limited to within 50 %. Thus, the results of this study on the correlation between open rate and differential pressure of the set value of the PICV will be beneficial to improve performance of flow control valves and contribute to their efficient operation used for a hydronic system.