• Nuclear Engineering and Technology
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• 제29권1호
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• pp.58-67
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• 1997

A numerical study has been peformed to investigate the flow and mixing characteristics of a chemical injection tank in the chemical and volume control system (CVCS) of Yonggwang 5&6 (YGN 5&6). This study was undertaken to provide a basis for modification of the previous design (YGN 3&4) which gave a lot of difficulties in installation and operation of the chemical injection system during the start-up test because it needs a special reciprocating pump with a high actual head. For the tank of length-to-diameter ratios (L/D) of 1,2 and 3, each with and without a baffle inside, calculation results were obtained by solving the unsteady laminar two-dimensional elliptic forms of governing equations for the mass, momentum and species concentration. Finite-difference method was used to obtain discretized equations, and the SIMPLER solution algorithm, which was developed based on the staggered grid control volume, was employed for the calculation procedure. Results showed that the baffle is very effective in enhancing the mixing in the tank and that a baffle should be installed near the tank entrance in order to 110 chemicals into the reactor coolant system (RCS) within the operating time required.

• 마케팅과학연구
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• 제20권3호
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• pp.262-268
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• 2010

虚拟社区(virtual community, VC)今年来发展迅速, 越来越多的人参与到虚拟社区中交换信息和分享观点. 虚拟社区是通过计算机布告板和网络进行非面对面的知识和语言交流的一种大众集合体. B2C电子商务网站虚拟社区则是商业性的虚拟社区, 通过培养信任环境来促进消费者在该网站的购买行为. B2CVC通过信息交流, 如推荐, 评论, 买者与卖者评级等, 来建立社会性的氛围. 目前, 虽然学术界已经认识到B2CVC的重要性, 但是关于社区成员的口碑传播行为的研究还不充分. 本研究提出了一个理论模型, 探讨在B2C网站社区中参与度, 满意度, 信任度, 粘度和口碑传播之间的关系. 本研究的目的有三个: 1, 通过整合信念, 态度和行为的测量来实证检验B2C网站社区模型; 2, 更好地理解各因素对口碑传播的影响关系; 3, 更好地理解B2C网站社区黏度在CRM营销中的作用. 研究模型包含以下要素: 1, 社区成员的信念变量, 通过参与度来测量; 2, 社区成员的态度变量, 通过满意度和信任度来测量; 以及3, 社区成员的行为变量, 通过网站黏度和口播传播意愿来测量. 参与度是消费者在虚拟社区的参与动机. 对于社区成员来说, 信息的查找和发布是他们参与到社区的主要目的. 满意度是成员对社区整体评价的重要指标, 反映了成员与社区的交互程度. 虚拟社区的形成与发展依靠成员分享信息和服务的自愿程度. 研究者已经发现信任是促进匿名交互的关键, 因此构建信任被看作是虚拟社区的重要研究课题. 此外, 虚拟社区的成功依靠成员的粘度来提高购买潜力. 社区成员间的观点交流和信息交换代表一种 "写作式" 的口碑传播. 因此口碑传播是推动B2C虚拟社区在互联网上扩散的主要因素之一. 研究模型及假设如图一所示. 本研究通过实证调查中国携程旅游网虚拟社区成员来验证模型. 数据收集过程中共发放243份问卷, 其中有效问卷204份. 通过实证数据验证了参与度, 满意度和信任度影响粘度和口碑传播之间的假设关系. 结构方程模型(SEM)方法用来进行数据分析. 模型的拟合指数结果为χ2/df 是2.76, NFI是 .904, IFI是 .931, CFI是 .930, 以及RMSEA是 .017. 结果表明, 参与度对满意度具有显著的影响(p<0.001, ${\beta}$=0.809). 参与度可以解释满意度的方差比例超过50%, 调整R2为0.654. 参与度对信任度具有显著影响(p<0.001, ${\beta}$=0.751), 解释率为57%, 调整R2为0.563. 此外, 满意度对黏度的影响显著(${\beta}$=0.514), 但是信任度对黏度的影响并不显著(p=0.231, t=1.197). 黏度对口碑传播的影响显著, 且解释率超过80%, 调整R2为 0.846. 总之, 研究结果支持了大部分的研究假设, 但是信任度显著影响粘度的假设没有得到支持. 本研究丰富了电子商务网站虚拟社区的学术研究成果, 深入探讨了在B2C电子商务环境下的用户信念, 态度和行为等因素. 研究成果有助于实践者进行更有针对性的资源开发和市场开拓. 网络营销人员可以针对B2C网站社区来有针对性地制定营销策略, 如对于国际旅游业务, 营销人员可以针对中国的B2C网站社区用户开展营销活动, 如为活跃的用户提供特殊折扣以及为早期参与者提高社区黏度定制营销计划等. 未来的研究应该拓展社区成员行为的研究, 并在不同的行业, 社区和文化背景下开展研究.

• 벤처창업연구
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• 제13권6호
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• pp.27-38
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• 2018

본 연구의 목적은 CVC(Corporate Venture Capital)가 투자했던 기술창업기업에게 공통으로 보이는 투자동기와 투자 결정요인을 찾고 이를 분석하는데 있다. 2015년 부터 2018년 상반기까지 3년 6개월 동안 기술창업기업에 투자했던 17개 CVC를 대상으로 조사하였다. 그 결과, 본 연구에서 활용할 수 있는 최종적인 9개 CVC를 확정하였고 피투자기업 188개를 대상으로 확인하였다. 본 연구는 CVC 투자동기와 투자 결정요인을 확인하기 위해 사례연구로 진행하였다. 연구 결과, CVC의 투자동기로 4가지가 확인되었는데, 첫째, CVC는 강화형 투자에 집중하였으며, 둘째, 피투자기업의 업력으로는 초기에는 평균 19개월의 기술창업기업에게 투자하다가 최근에는 36개월의 검증된 기술 창업기업에 투자하였으며, 셋째, 피투자기업의 업종으로는 ICT서비스가 주를 이루었고, 넷째, 피투자기업의 단계로는 Series A~B의 단계에 집중되었다. CVC의 투자 결정요인에서는 제품/서비스와 모기업 연관성이 큰 영향을 미친다는 사실이 관찰되었다. 피투자기업의 창업선행요인으로는 혁신성, 기술 기능적 역량, 사업계획 수립 역량 등의 요인들이 크게 영향을 미쳤음이 확인되었고, 이러한 요인들이 CVC 투자 결정에 중요함을 알 수 있었다. 본 연구에서 살펴본 CVC의 투자동기와 투자 결정요인의 이해는 피투자자 대상의 창업 및 경영 교육프로그램, CVC의 투자 프로세스 수립에 근거를 제시한다. 본 연구의 결과는 CVC의 창업기업 투자 시 우수기업 선별, 창업교육 프로그램, 멘토링, 코칭 가이드라인 개발, 기타 투자기관의 투자 프로세스 수립에 활용될 수 있다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권10호
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• pp.3543-3548
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• 2023

Shutdown chemistry evolution is performed in nuclear power plants at each refueling outage (RFO) to establish safe conditions to open system and minimize inventory of corrosion products in the reactor coolant system (RCS). After hydrogen peroxide is added to RCS during shutdown chemistry evolution, corrosion products are released and are removed by filters and ion exchange resins in the chemical volume control system (CVCS). Shutdown chemistry evolution including RCS clean-up time to remove released corrosion products impacts the critical path schedule during RFOs. The estimation of clean-up time prior to RFO can provide more reliable actions for RCS clean-up operations and transients to operators during shutdown chemistry. Electric Power Research Institute (EPRI) shutdown calculator (SDC) enables to provide clean-up time by Co-58 peak activity through operational data from nuclear power plants (NPPs). In this study, we have investigated the results of EPRI SDC by shutdown chemistry data of Co-58 activity using NPP data from previous cycles and modeled the estimated clean-up time by EPRI SDC using average Co-58 activity of the NPP. We selected two RFO data from the NPP to evaluate EPRI SDC results using the purification time to reach to 1.3 mCi/cc of Co-58 after hydrogen peroxide addition. Comparing two RFO data, the similar purification time between actual and computed data by EPRI SDC, 0.92 and 1.74 h respectively, was observed with the deviation of 3.7-7.2%. As the modeling the estimated clean-up time, we calculated average Co-58 peak concentration for normal cycles after cycle 10 and applied two-sigma (2σ, 95.4%) for predicted Co-58 peak concentration as upper and lower values compared to the average data. For the verification of modeling, shutdown chemistry data for RFO 17 was used. Predicted RCS clean-up time with lower and upper values was between 21.05 and 27.58 h, and clean-up time for RFO 17 was 24.75 h, within the predicted time band. Therefore, our calculated modeling band was validated. This approach can be identified that the advantage of the modeling for clean-up time with SDC is that the primary prediction of shutdown chemistry plans can be performed more reliably during shutdown chemistry. This research can contribute to improving the efficiency and safety of shutdown chemistry evolution in nuclear power plants.

• Journal of Mechanical Science and Technology
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• 제19권5호
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• pp.1206-1215
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• 2005

The thermal stratification phenomena, frequently occurring in the component of nuclear power plant system such as pressurizer surge line, steam generator inlet nozzle, safety injection system (SIS), and chemical and volume control system (CVCS), can cause through-wall cracks, thermal fatigue, unexpected piping displacement and dislocation, and pipe support damage. The phenomenon is one of the unaccounted load in the design stage. However, the load have been found to be serious as nuclear power plant operation experience accumulates. In particular, the thermal stratification by the turbulent penetration or valve leak in the SIS and SCS pipe line can lead these safety systems to failure by the thermal fatigue. Therefore in this study an 1/10 scaledowned experimental rig had been designed and installed. And a series of experimental works had been executed to measure the temperature distribution (thermal stratification) in these systems by the turbulent penetration, valve leak, and heat transfer through valve. The results provide very valuable informations such as turbulent penetration depth, the possibility of thermal stratification by the heat transfer through valve, etc. Also the results are expected to be useful to understand the thermal stratification in these systems, establish the thermal strati­fication criteria and validate the calculation results by CFD Codes such as Fluent, Phenix, CFX.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.425-432
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• 1996

Integrated performance test of Chemical and Volume Control System (CVCS) was successfully performed in 1994. However, an extensive effort to correct hardware and software problems in the letdown line was required mainly due to the lack of adequate simulation code to predict the test accurately. Although the LTC computer code was used during the YGN 3'||'&'||'4 NSSS design process, the code can not satisfactorily predict the test due to its insufficient letdown line modeling. This study developed a numerical model to simulate the letdown test by modifying the current LTC code, and then verified the model by comparing with the test data. The comparison shows that the modified LTC computer code can predict the transient behavior of letdown system tests very well. Especially, the model was verified to be able to predict the "Stiction" phenomena which caused instantaneous fluctuations in the letdown backpressure and flowrate. Therefore, it is concluded that the modified LTC computer code with the ability of calculating the "Stiction" phenomena wi11 be very useful for future plant desist and test predictions.predictions.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권10호
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• pp.3949-3956
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• 2022

Kori Unit 1 is planning a system decontamination project to reduce radiation exposure of decommissioning workers, prevent the spread of contamination and down-grade the level of classification of radioactive waste. The system decontamination range for Kori Unit 1 will be the entire primary system, including RCS, CVCS and RHRS. Some system design modifications are required for the system decontamination operation. In this paper, major system design modifications were evaluated based on the conditions that system restoration is needed after completion of system decontamination. The major system design modifications are CIDF connection location to system, system decontamination operating pressure control, RCP seal water injection and formation of letdown flow. It was evaluated that there was no negative effect on the system due to the system design modifications. However, as the RCP seal water is injected into the system in the oxidation process, the concentration of the oxidizing agent is diluted. Therefore, the oxidizing agent injection and system decontamination operation procedures should be developed to address the dilution effect of the oxidizing agent. The system design modifications dealt in this paper will be finally confirmed through on-site investigation in the future, and if necessary, the system design modifications will be re-evaluated.

• Tuberculosis and Respiratory Diseases
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• 제59권4호
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• pp.389-396
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• 2005

목 적 : 중환자실 환자에서 중심정맥관 관련 감염증은 원내 감염의 주요 부분을 차지한다. 이러한 중심 정맥관 관련 감염증을 감소시키기 위하여 chlorhexidine-silver sulfadiazine coated catheter (CHSS) 사용에 대한 임상적 유용성에 대해서는 논란의 여지가 있지만, 국내에서는 아직 이와 관련된 보고가 없었다. 본 연구는 non-coated catheter (NCC)와 CHSS의 중심 정맥관 관련 감염증의 차이를 비교하고자 하였다. 대상 및 방법 : 2004년 1월부터 12월까지 12개월간 서울아산병원 내과계 중환자실에 입원하여 48시간 이상 중심정맥관을 삽입하였던 446 예을 대상으로 하였다. NCC(n=187)과 CHSS (n=259)에서 중심정맥관과 환자의 특성, 중심정맥관 삽입 위치, 평균 삽입 일수, 집락화중심정맥관 관련 감염증의 빈도, 및 원인균 등에 대하여 후향적인 방법으로 조사하였다. 결 과 : 1) NCC와 CHSS에서 환자군의 나이 ($62{\pm}16$, $63{\pm}15$; p=0.42) 세, 성비 (94:50, 141:69; p=0.9), 중환자실 재원일수 ($29{\pm}37$, $26{\pm}44$ ;p=0.42) 일, 인공 호흡기 사용 기간 ($17{\pm}22$, $15{\pm}19$; p=0.17) 일, 카테터 삽입 시 APACHE III 점수는 ($81{\pm}34$, $82{\pm}37$; p=0.61) 차이가 없었다. 2) 평균 카테터 삽입 기간은 NCC $11{\pm}8$ 일, CHSS $11{\pm}9$ 일 이었고(p=0.98), 총 카테터 일수는 NCC 2176일, CHSS 3035 일 이었다. NCC와 CHSS에서 카테터 감염 발생 환자는 각각 9명 (4.8%), 4명(1.5%) 으며, 1000 catheter-day당 감염 건수는 4.1건, 1.3건 이었다(p=0.04). 삽입 위치에서는 내경 정맥 삽입 시 CHSS에서 NCC 보다 중심정맥관 관련 감염증이 감소하였다 (p=0.01). 3) 중심정맥관 관련 감염증에서 동정된 균은 NCC에서 Stazfphylococcus aureus 3명, Candida species 3명, coagulase-negative Staphylococci 2명, Klebsiella 1명, 이었고 CHSS는 coagulase-negative Staphylococci 2명, Candida species 2명, Proteus 1명 이었다. 결 론 : 내과계 중환자실 환자에서 중심정맥관 삽입 시 NCC에 비해 CHSS에서 중심정맥관 감염율이 감소하였으며, 특히 삽입 위치가 내경 정맥일 때 유의한 감소를 보였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제24권1호
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• pp.30-39
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• 1992

본 연구에서는 붕산주입 및 회석운전동안에 노심의 붕산농도를 변화시키기 위한 보충수 유량을 예측하고 화학 및 체적제어계통을 포함한 원자로 냉각재계통내에 있는 각종 계통에서 붕산농도 거동분석을 위한 종합적 붕산주입 및 희석모델(INBAD)이 제안되었다. 이 모델은 기존의 노심코드와 새로 개발된 붕산주입 및 희석모델로 구성되어 있으며 붕산주입 및 희석모델은 단일 cell 모델 및 다중 cell모델을 이용하여 본 연구목적에 맞게 개발되었다. 또한, 본 모델에서는 보다 실제적인 붕산농도 거동분석을 위하여 가변적 가압기 가열기 출력 및 선택적인 보충수 운전형태 (직접주입 또는 간접주입)가 모사되었다. 이 모델의 유용성을 증명하기 위하여 영광 3,4호기 설계자료를 이용하여 각종 계통에서 직접주입 및 간접주입운전에 대한 붕산농도 거동분석을 수행하였고, 노심의 붕산농도에 대한 가압기 가열기의 영향을 검토하였다. 그 결과 본 모델은 붕산주입 및 희석운전시에 각종 계통에서 붕산농도 변화를 정확히 예측할 수 있음을 보여 주었다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제16권3호
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• pp.389-396
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• 2018

국내 가동원전 중 2-루프 가압경수로인 고리1호기는 약 40년 운전한 후, 2017년 6월 18일 영구정지되었다. 영구정지된 고리 1호기는 주요 해체작업을 수행하기전에 계통내 선량률을 저감시켜 작업자피폭을 최소화하기 위한 계통제염을 수행할 예정이다. 일반적으로, 계통제염 범위는 원자로압력용기, 가압기, 증기발생기, 화학 및 체적제어계통, 잔열제거계통 및 원자로 냉각재계통 주요배관을 포함한다. 이러한 계통 및 기기 등을 효율적으로 제염하기 위해서는 제염과정에서 원자로냉각재계통내 유동특성을 평가할 필요가 있다. 계통제염을 위해 순환유량을 제공하는 방법은 다양하나, 본 논문에서는 잔열제거펌프 운전에 따른 고리1호기 원자로냉각재계통내 유동특성을 평가하였다. 잔열제거펌프를 이용한 계통제염은 원자로냉각재 내 유량의 불균형을 초래하여 계통내 기기 및 배관 등에 불순물을 침적시켜 제염이 효율적이지 않다는 것으로 평가되었다.