• 비파괴검사학회지
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• 제26권2호
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• pp.99-107
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• 2006

자기적인 방법을 이용한 비파괴검사는 강자성체 표면 및 표면 근방의 균열을 탐상하는데 매우 유용하다. 균열을 평가하기 위해서는 시험편상의 누설자속분포를 정량적으로 취득해야 한다. 자기카메라는 큰 리프트오프에서 누설자속분포를 얻기 위하여 제안되었다. 자기카메라는 지원, 자기렌즈, AD 변환기, 인터페이스 및 컴퓨터로 구성되어 있다. 측정 대상체로부터 누설된 자속 또는 흐트러진 자장은 지기렌즈로 집속된 후, 배열된 작은 지기센서에 의하여 아날로그신호로 변환된다. 이러한 아날로그 신호는 AD 변환기에 의하여 디지털신호로 변환되고, 인터페이스 및 컴퓨터에 의하여 저장, 영상화 및 처리된다. 그러나, 지급까지의 자기카메라는 범용 AD변환기를 사용하기 때문에 변환 및 스위칭속도, 검출범위 및 분해능, 직접 메모리 액세스(DMA, direct memory access), 임시저장속도 및 저장량에 한계점을 가지고 있었다. 또한, S/N비를 높이기 위하여 OP-AMP의 도입, 신호의 증폭, 배선의 감소, LPF의 사용과 팥은 개선된 기술이 필요하다. 본 논문은 상술한 조건들을 만족하기 위하여 OP-AMP, LPF, 마이크로프로세서 및 DMA 회로를 포함한 자기카메라 전용 임베디드형 AD 변환기를 제안한다.

• 한국화재소방학회논문지
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• 제28권6호
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• pp.52-57
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• 2014

본 연구는 건축 구조물의 방화 등으로 인해서 발생한 가연물의 연소현상을 분석하여 화재발생 시점을 예측하기 위한 기초 방안을 제시하였다. 이를 위해서 계단실 화재사고 사례로부터 가연물을 인터폰 개별현관기(이하 '인터폰'으로 표시)로 선정하고 룸코너시험기(room corner test equipment)에서 화재실험을 실시하여 시간 변화에 따른 발열량을 산출하였으며, 화재시뮬레이션 프로그램인 fire dynamics simulator (FDS)를 사용하여 화재성상 변화에 따라서 발화지점 하층부로 연기가 유입되는 시간을 비교하였다. 그 결과 가연물이 ABS 재질로 구성된 인터폰은 계단실 총 체적 공간 $291.3m^3$, 바닥면적 $23.3m^2$, 층간 높이 2.5 m인 경우 발화원의 열 유속 및 환경 조건에 따라서 최대 4.93배 정도 연기 유입 시간이 차이가 나는 것을 확인하였다. 본 연구는 가연물의 열화학적 특성 변화를 고려한 실험 자료를 해석모델에 적용하여 화재감식을 분석적으로 판단하는데 유용한 자료가 될 것으로 사료된다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제14권2호
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• pp.91-100
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• 2016

경수로 원전을 대상으로 원전 내 방사화 대상 물질인 스테인리스강, 탄소강 및 콘크리트의 불순물 정보 적용여부에 따른 방사화 핵종 재고량을 계산하였다. 본 연구에서 탄소강은 압력용기 물질에 사용되었고, 스테인리스강은 압력용기 내부 물질에 사용되었으며, 일반 콘크리트가 생체 차폐체에 사용되었다. 금속 물질에 대해서는 참고자료 1개의 불순물 함량 정보를 적용하였고, 콘크리트 물질에서는 참고자료 5개의 불순물 함량 정보를 적용하여 평가를 수행하였다. 방사화 핵종 재고량 전산해석 시 중성자속 계산에는 MCNP 전산코드를, 방사화 계산에는 FISPACT 전산코드를 각각 사용하였다. 계산 결과, 금속 물질에서 불순물을 포함한 경우가 그렇지 않은 경우보다 비방사능이 2배 이상 높았으며, 특히 콘크리트에서는 불순물을 포함한 경우가 그렇지 않은 경우보다 최대 30배 이상 비방사능이 높게 계산되었다. 방사화 핵종의 생성반응과 재고량을 분석한 결과, 금속 구조물에서는 불순물 중 Co원소와 중성자에 의해 생성되는 방사화 핵종인 Co-60이, 콘크리트에서는 불순물 중 Co, Eu 원소와 중성자에 의해 생성되는 방사화 핵종인Co-60, Eu-152, Eu-154 이 방사성폐기물 준위 결정에 큰 영향을 미치고 있음을 확인하였다. 본 연구의 결과는 원전 해체 계획 수립 시 방사화 핵종 재고량 평가 및 규제에 활용될 수 있을 뿐 아니라, 해체를 고려한 원전 또는 원자력시설의 설계 단계에서도 참고자료로 활용 될 것으로 판단된다.

• 한국해안·해양공학회논문집
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• 제24권4호
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• pp.277-286
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• 2012

기체와 액체의 유동 및 고체의 변형을 동시에 고려할 수 있는 혼상류모델을 이용하여 파동장을 해석하는 경우, 서로 다른 비혼합의 유체 경계면의 시간변형을 고정도로 추적하는 것이 대단히 중요하다. 본 연구에서는 경계면의 추적에 있어서 VOF(Volume of Fluid)법으로 대표되는 경계면 형상의 재구축이 필요한 Geometrical-type의 경계추적법의 대신에 Algebraic-type의 경계추적법인 THINC(Tangent of Hyperbola for INterface-Capturing)법을 적용하였다. THINC법은 경계면에 대한 형상의 구축이 필요하지 않으므로 VOF법에 비해 비교적 간단한 알고리즘을 가지며, 기존의 Navier-Stokes solver에로 적용성이 용이한 장점을 갖는다. 본 연구에서는 THINC법의 기본적인 이류특성을 고찰하고, 혼상류수치모델인 TWOPM(one-field Model for immiscible TWO-Phase flows)과 결합한 수치모델을 파동장에 적용하여 비혼합 혼상류에서 경계면의 추적능을 검토하였다. 그 결과, 혼상류의 경계면 추적에 있어서 상대적으로 간단한 알고리즘의 THINC법이 기존의 VOF법과 유사한 정도를 갖는 해석법이라는 것을 확인할 수 있었고, 따라서 향후 기포의 연행을 동반하는 쇄파 및 쇄파력의 해석 등에 그의 적용성이 기대된다.

• 멤브레인
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• 제22권5호
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• pp.359-368
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• 2012

탄소 한외여과막 및 광촉매 혼성 수처리를 위해 관형 여과막 외부와 원통형 막 모듈 내부 사이 공간에 광촉매를 충전하였다. 광촉매는 PP (polypropylene) 구에 이산화티타늄 분말을 플라즈마 화학증착 공정으로 코팅한 것이다. 휴믹산과 카올린 모사용액을 대상으로 막오염을 최소화하기 위해 10분 주기로 10초 동안 물 역세척을 시행하였다. 기존 결과와 동일하게 휴믹산을 10 mg/L부터 2 mg/L로 변화시킴에 따라, 막오염에 의한 저항($R_f$)이 감소하여 2 mg/L에서 최대 총여과부피 ($V_T$)를 얻었다. 탁도와 휴믹산의 처리효율은 각각 98.9%와 88.7% 이상이었다. UF 및 UF + $TiO_2$, UF + $TiO_2$ + UV 공정의 처리 분율 결과, 광촉매 흡착과 광산화에 의해 탁도는 거의 처리되지 않았으나, 광촉매 흡착 및 광산화에 의한 휴믹산 처리 분율은 각각 2.5%, 12.3%이었다. 기존 결과와 비교하면, 분리막의 재질과 기공의 크기에 따라 광촉매 흡착과 광산화에 의한 휴믹산의 처리 분율이 다르게 나타났다. 공정이 단순화될수록 180분 운전 후 막오염 저항($R_{f,180}$)은 증가하였고, 최종 투과선속($J_{180}$)은 소폭 감소하였다.

• 보존과학회지
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• 제27권1호
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• pp.61-74
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• 2011

조선백자에 사용된 재료들에 대한 특성을 연구하기 위하여, 광주관요, 충효동과 다른 4곳의 지방가마에서 출토된 도편들의 태토와 유약의 성분을 분석하고 비교하였다. 조선초기의 백자기술은 고려의 청자기술을 기본적으로 계승하면서, 중국 명대의 백자기술의 영향을 많이 받았다. 광주관요에서 사용한 태토원료는 청자에 사용되었던 도석과 같은데, 다만 철산화물과 티타늄산화물의 함량이 상대적으로 적고, 칼륨산화물의 함량이 높다. 한국과 중국 남부에 풍부하게 존재하는 이러한 원료로 중국의 경질백자와 같은 좋은 질의 백자를 개발할 수 있었다. 반면, 충효동에서는 중국 북부의 요지들에서 사용되었던 고령토를 발견하고 사용함으로써 질이 좋은 경질백자를 개발하였다. 유약에 사용된 용융재는 대체로 석회석이며, 처음에는 태워서 사용하였으나, 점점 빻아서 사용되는 경향이 증가하였다. 유약을 만들 때 용융재와 혼합하는 점토는 글래이즈 스톤이라고 불리는 기본적으로 도석과 같은 광물이다. 태토를 만들 때 사용하는 도석보다, 일반적으로 입자가 더 곱고, 장석함량이 더 높다. 이 논문의 조선백자에 대한 과학기술적인 연구와 비교는 최근에 빠른 속도로 발굴되고 있는 18~19세기의 가마터에도 넓혀져야 할 것이다.

• KEPCO Journal on Electric Power and Energy
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• 제1권1호
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• pp.157-162
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• 2015

대용량 초전도 에너지저장장치(Superconducting Magnetic Energy Storage, SMES)용 초전도 권선을 제작하기 위해서는 높은 자장특성을 가고 있는 2세대 고온초전도 (2nd Generation High-Temperature Superconductor, 2G HTS) 선재를 사용하는 것이 효율적이다. 자기에너지 저장 밀도를 높이기 위해서는 권선에 높은 전류밀도를 인가해야 하는데, 도체의 평면에 수직 방향으로 인가되는 자속밀도가 커지면 임계전류가 작아지는 2세대 HTS 선재의 특성상 토로이드 형태의 권선을 구성하는 것이 일반적이다. 이러한 고온초전도 권선을 설계하기 위해서는 권선 특성의 정확한 해석이 필요한데 이를 위해 유한요소법을 사용한 프로그램을 이용하여 해석이 가능하나 토로이드 형태의 권선은 대칭성의 문제로 3차원 해석을 해야만 하며, 이는 모델링에 많은 어려움과 높은 컴퓨터 사양, 그리고 매우 긴 계산 소요시간이 필요함을 의미한다. 본 논문에서는 이러한 문제점을 해결하기 위해 분석적이고 통계적으로 고온 초전도 코일에서 작용하는 최대 수직자장과 저장된 에너지를 결정하는데 이해하기 쉽고 효율적으로 계산하는 방법을 제시했다. 이 방법은 현저한 시간단축과 효율적인 설계를 할 수 있는 새로운 계산 방법으로 기존의 유한요소법에 의해 소요되는 계산 시간에 비해 1/1000정도로 계산시간 단축을 할 수 있었다.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제45권4호
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• pp.178-186
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• 2020

Background: Reactor pressure vessel (RV) with internals (RVI) are activated structures by neutron irradiation and volume contaminated wastes. Thus, to develop safe and optimized disposal plan for them at a disposal site, it is important to perform exact activation calculation and evaluate the dose rate on the surface of casks which contain cut-off pieces. Materials and Methods: RV and RVI are subjected to neutron activation calculation via Monte Carlo methodology with MCNP6 and ORIGEN-S program-neutron flux, isotopic specific activity, and gamma spectrum calculation on each component of RV and RVI, and dose rate evaluation with MCNP6. Results and Discussion: Through neutron activation analysis, dose rate is evaluated for the casks containing cut-off pieces produced from decommissioned RV and RVI. For RV cut-off ones, the highest value of dose rate on the surface of cask is 6.97 × 10-1 mSv/hr and 2 m from it is 3.03 × 10-2 mSv/hr. For RVI cut-off ones, on the surface of it is 0.166 × 10-1 mSv/hr and 2 m from it is 1.04 × 10-1 mSv/hr. Dose rates for various RV and RVI cut-off pieces distributed lower than the limit except the one of 2 m from the cask surface of RVI. It needs to adjust contents in cask which carries highly radioactive components in order to decrease thickness of cask. Conclusion: Two types of casks are considered in this paper: box type for very-low-level waste (VLLW) as well as low-level waste (LLW) and cylinder type for intermediate-level waste (ILW). The results will contribute to the development of optimal loading plans for RV and RVI cut-off pieces during the decommissioning of nuclear power plant that can be used to prepare radioactive waste disposal plans for the different types of wastes-ILW, LLW, and VLLW.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권12호
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• pp.4447-4464
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• 2023

This paper focuses on the development of a new computational model of the CNESTEN's TRIGA Mark II research reactor using the 3D continuous energy Monte-Carlo code TRIPOLI-4 (T4). This new model was developed to assess neutronic simulations and determine quantities of interest such as kinetic parameters of the reactor, control rods worth, power peaking factors and neutron flux distributions. This model is also a key tool used to accurately design new experiments in the TRIGA reactor, to analyze these experiments and to carry out sensitivity and uncertainty studies. The geometry and materials data, as part of the MCNP reference model, were used to build the T4 model. In this regard, the differences between the two models are mainly due to mathematical approaches of both codes. Indeed, the study presented in this article is divided into two parts: the first part deals with the development and the validation of the T4 model. The results obtained with the T4 model were compared to the existing MCNP reference model and to the experimental results from the Final Safety Analysis Report (FSAR). Different core configurations were investigated via simulations to test the computational model reliability in predicting the physical parameters of the reactor. As a fairly good agreement among the results was deduced, it seems reasonable to assume that the T4 model can accurately reproduce the MCNP calculated values. The second part of this study is devoted to the sensitivity and uncertainty (S/U) studies that were carried out to quantify the nuclear data uncertainty in the multiplication factor k_eff. For that purpose, the T4 model was used to calculate the sensitivity profiles of the k_eff to the nuclear data. The integrated-sensitivities were compared to the results obtained from the previous works that were carried out with MCNP and SCALE-6.2 simulation tools and differences of less than 5% were obtained for most of these quantities except for the C-graphite sensitivities. Moreover, the nuclear data uncertainties in the k_eff were derived using the COMAC-V2.1 covariance matrices library and the calculated sensitivities. The results have shown that the total nuclear data uncertainty in the k_eff is around 585 pcm using the COMAC-V2.1. This study also demonstrates that the contribution of zirconium isotopes to the nuclear data uncertainty in the k_eff is not negligible and should be taken into account when performing S/U analysis.

• 한국진공학회지
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• 제22권2호
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• pp.86-91
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• 2013

Arsenic interruption growth (AIG)법을 이용하여 GaAs 기판에 성장한 InAs 양자점(quantum dots, QDs)의 광학적 특성을 PL (photoluminescence)과 time-resolved PL을 이용하여 분석하였다. AIG법은 InAs 양자점 성장 동안 In 공급은 계속 유지하면서 셔텨(shutter)를 이용해서 As 공급과 차단을 조절하는 방법이다. 본 연구에서는 As 공급과 차단을 1초(S1), 2초(S2), 또는 3초(S3) 동안 반복하여 성장한 InAs QDs과 As 차단 없이 성장한 기준시료(S0)를 사용하였다. AIG법으로 성장한 시료들의 PL 세기는 기준시료보다 모두 강하게 나타나고, As 차단 시간에 따라 PL 피크는 적색이동(redshifted) 또는 청색이동 (blueshifted)하여 나타났다. 기준시료 S0의 PL 피크와 비교하였을 때 S1의 PL 피크의 적색이동은 양자점 평균 길이가 S0보다 증가하였기 때문이며, S3의 청색이동은 양자점 평균 길이가 S0보다 감소하였기 때문이다. AIG법으로 성장한 QDs 시료들의 PL 세기의 증가는 cluster의 감소, 양자점 밀도의 증가, 균일도의 향상, 종횡비(aspect ratio) 향상으로 설명된다. 온도에 따른 PL 세기와 PL 피크 에너지, PL 소멸 시간과 발광 파장에 따른 PL 소멸 시간을 측정하였다. As 공급과 차단을 2초로 하였을 때 cluster는 전혀 나타나지 않았고 양자점의 밀도는 증가하였으며 균일도와 종횡비도 향상되었다. 또한 S2는 가장 강한 PL 세기와 가장 긴 소멸 시간을 나타내었다. 이러한 결과는 AIG법을 이용하여 InAs 양자점의 크기, 조밀도, 균일도, 종횡비 등을 조절하여 원하는 파장대의 양자점을 성장할 수 있으며 발광 특성도 향상시킬 수 있음을 확인하였다.