• Nuclear Engineering and Technology
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• 제48권1호
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• pp.55-63
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• 2016

Calculation of the core neutronic parameters is one of the key components in all nuclear reactors. In this research, the energy spectrum and spatial distribution of the neutron flux in a uranium target have been calculated. In addition, sensitivity of the core neutronic parameters in accelerator-driven subcritical advanced liquid metal reactors, such as electron beam energy ($E_e$) and source multiplication coefficient ($k_s$), has been investigated. A Monte Carlo code (MCNPX_2.6) has been used to calculate neutronic parameters such as effective multiplication coefficient ($k_{eff}$), net neutron multiplication (M), neutron yield ($Y_{n/e}$), energy constant gain ($G_0$), energy gain (G), importance of neutron source (${\varphi}^*$), axial and radial distributions of neutron flux, and power peaking factor ($P_{max}/P_{ave}$) in two axial and radial directions of the reactor core for four fuel loading patterns. According to the results, safety margin and accelerator current ($I_e$) have been decreased in the highest case of $k_s$, but G and ${\varphi}^*$ have increased by 88.9% and 21.6%, respectively. In addition, for LP1 loading pattern, with increasing $E_e$ from 100 MeV up to 1 GeV, $Y_{n/e}$ and G improved by 91.09% and 10.21%, and $I_e$ and $P_{acc}$ decreased by 91.05% and 10.57%, respectively. The results indicate that placement of the Np-Pu assemblies on the periphery allows for a consistent $k_{eff}$ because the Np-Pu assemblies experience less burn-up.

• 에너지공학
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• 제18권4호
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• pp.221-229
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• 2009

본 연구에서는 지역난방 수도권 지사별 실태 및 영향인자 진단 분석을 통해 개별지사와 연계지사간의 효율적이며 경제적인 운전을 할 수 있는 최적화 운전 프로그램을 개발하고 이를 통해 실제보다 최적화 운전시 어느정도 경제적 효과가 있는지를 확인해 보고자 하였다. 이를 위해 각 지사별 실태조사를 통해 보일러, 펌프, 관련Tag(온도, 압력, 연료량)등 다양한 인자를 진단/분석하였고 최적화 프로그램 개발을 위해 방대한 1년간 데이터를 인자별 Data base를 구축할 수 있었다. 또한 이를 통해 지사별 최적화 프로그램을 개발하여 수행한 결과, 최적화 선호도는 "소각장 >한전수열 >CHP >PLBs >PLBw"이었으며 연계를 제외한 각 지사별 실제운전과 최적화 운전 비용차이가 거의 없었다. 한편, 통합운영 최적화 프로그램을 개발하여 실제와 동일한 총 생산열량과 동일한 한전수열량과 같은 고정인자는 변동치 않고 단지 연계공급/수급열량만을 프로그램을 통해 최적조건(가장 저렴하고 효율적인 열량을 우선공급하는 조건)으로 효율적으로 운전한 결과, 사계절별 임의로 선정된 2~4일에 대한 일일 절감율 2.45~6.80%, 일일 절감액 22,727천원~60,077천원을 나타내었는데, 특히 겨울철에 제일 많은 수요량을 나타내며 가장 많은 절감비용을 얻을 수 있었고 수요량이 적은 여름철이 절감비용이 가장 작았다. 이러한 결과를 토대로 1년간 실제 열량 생산비용 대비 연간 절감비용을 환산하면 이론적으로 84억원이며 이는 수도권 전지사의 연간 총 열생산 비용(3,070억원)의 2.74%이상을 절감하는 경제적 효과가 있음을 확인할 수 있었다.

• 한국산림과학회지
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• 제99권5호
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• pp.706-710
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• 2010

Understanding of chemical composition and energy contents in tree is important to develope strategies of renewable energy policy to cope with climate change. Residual biomass as renewable energy source was evaluated and focused on the bark-containing branches. Chemical analysis studies were conducted for different part of yellow poplar (Liriodendron tulipifera), which were partitioned to inner bark, outer bark, small branches, medium branches, big branches and trunk. The variations in hydrophobic extractives, hydrophilic extractives, lignin, carbohydrate compositions, energy contents (higher heating value) and the ash content were determined. The inner and outer bark had higher ash content, hydrophobic and hydrophilic extractives content, and higher energy content than those of tree trunk. Polysaccharides content in inner and outer bark was quite lower than those of stem or branches. Based on the energy content of residual biomass, replacement of fossil fuel and greenhouse gas emission abatement were calculated.

• International Journal of Naval Architecture and Ocean Engineering
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• 제13권1호
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• pp.659-673
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• 2021

This study aims to investigate the impact of the High Pressure Selective Catalytic Reduction system (SCR-HP) on a large marine two-stroke engine performance parameters by employing thermodynamic modelling. A coupled model of the zero-dimensional type is extended to incorporate the modelling of the SCR-HP components and the Control Bypass Valve (CBV) block. This model is employed to simulate several scenarios representing the engine operation at both healthy and degraded conditions considering the compressor fouling and the SCR reactor clogging. The derived results are analysed to quantify the impact of the SCR-HP on the investigated engine performance. The SCR system pressure drop and the cylinder bypass valve flow cause an increase of the engine Specific Fuel Oil Consumption (SFOC) in the range 0.3-2.77 g/kWh. The thermal inertia of the SCR-HP is mainly attributed to the SCR reactor, which causes a delayed turbocharger response. These effects are more pronounced at low engine loads. This study supports the better understanding of the operating characteristics of marine two-stroke diesel engines equipped with the SCR-HP and quantification of the impact of the components degradation on the engine performance.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권5호
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• pp.1391-1402
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• 2021

The aim of this work is to prepare a neutron noise calculator based on the second order of average current nodal expansion method (ACNEM). Generally, nodal methods have the ability to fulfill the neutronic analysis with adequate precision using coarse meshes as large as a fuel assembly size. But, for the zeroth order of ACNEM, the accuracy of neutronic simulations may not be sufficient when coarse meshes are employed in the reactor core modeling. In this work, the capability of second order ACNEM is extended for solving the neutron diffusion equation in the frequency domain using coarse meshes. For this purpose, two problems are modeled and checked including a slab reactor and 2D BIBLIS PWR. For validating of results, a semi-analytical solution is utilized for 1D test case, and for 2D problem, the results of both forward and adjoint neutron noise calculations are exploited. Numerical results indicate that by increasing the order of method, the errors of frequency dependent coarse mesh solutions are considerably decreased in comparison to the reference. Accordingly, the accuracy of second order ACNEM can be acceptable for the neutron noise calculations by using coarse meshes in the nuclear reactor core.

• 방사성폐기물학회지
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• 제21권3호
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• pp.347-357
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• 2023

United States Nuclear Regulatory Commission (U.S. NRC) specifies regulations on obtaining licenses and describes the technical position on the average waste concentration, also known as Concentration Averaging and Encapsulation Branch Technical Position (CA BTP); CA BTP helps classify blendable waste and discrete items and address concentration averaging. The technical position details are reviewed and compared in a real environment in Korea. A few cases of concentration averaging based on the application of CA BTP to domestic radioactive waste are presented, and the feasibility of the application is assessed. The radioactive waste considered herein does not satisfy the Disposal Concentration Limit (DCL) of the second-phase disposal facility while applying the preliminary classification. However, if CA BTP is applied when the radioactive waste is mixed with other radioactive waste items in a large and heavy container, it can be disposed of at the second-phase disposal facility in Gyeongju Repository. To apply the CA BTP of the U.S. NRC, it is necessary to investigate the safety assessment conditions of the US and Korea.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권11호
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• pp.4048-4056
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• 2023

The feasibility of using the Monte Carlo code MCS to generate multigroup cross sections for nodal diffusion simulations RAST-F of liquid metal fast reactors is investigated in this paper. The performance of the MCS/RAST-F code system is assessed using steady-state simulations of the ANTS-100e core. The results show good agreement between MCS/RAST-F and MCS reference solutions, with a keff difference of less than 77 pcm and root-mean-square differences in radial and axial power of less than 0.5% and 0.25%, respectively. Furthermore, the MCS/RAST-F reactivity feedback coefficients are within three standard deviations of the MCS coefficients. To validate the internal thermal-hydraulic (TH) feedback capability in RAST-F code, the coupled neutronic/TH1D simulation of ANTS-100e is performed using the case matrix obtained from MCS branch calculations. The results are compared to those obtained using the MARS-LBE system code and show good agreement with relative temperature differences in fuel and coolant of less than 0.8%. This study demonstrates that the MCS/RAST-F code system can produce accurate results for core steady-state neutronic calculations and for coupled neutronic/TH simulations.

• 환경생물
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• 제41권4호
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• pp.447-454
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• 2023

본 연구는 편백림에서 임분밀도 조절이 산불 연료량에 미치는 효과를 분석하고자 수행하였다. 본 연구의 대상지는 전북 고창군 문수산에 위치해 있으며, 대조구, 30% 간벌처리구(light thinning, LT), 50% 간벌처리구(heavy thinning, HT)로 이루어져 있다. 1976년에 3년생 묘목을 3,000본 ha^-1 기준으로 식재하였으며, 2000년에 간벌을 실시하였다. 산불연료 생산량은 지면으로부터 1.2 m 높이의 원형 littertrap을 시험구별 3개씩 설치하여 2019년 4월부터 2020년 12월까지 2개월 간격으로 낙엽낙지량을 측정하였다. 산불연료 분해량을 알아보기 위해서 낙엽과 낙지를 5 g씩 넣은 낙엽망을 제작하여 유기물층에 묻은 후 18개월 후에 수거하여 분해상수를 구하였다. 산불연료 축적량은 정방향틀(0.09 m²)을 이용하여 2018년 9월에 시험구별 3반복으로 채취한 유기물의 건중량을 측정하였다. 산불연료 생산량은 LT와 HT 처리구 모두 대조구보다 통계적으로 유의한 수준으로 감소하였다(P<0.001). HT의 잎 분해상수는 대조구보다 유의하게 낮게 나타났다(P<0.05). LT의 산불연료 축적량은 대조구와 유의한 차이를 보이지 않았지만, HT의 산불연료 축적량은 대조구보다 유의하게 낮았다(P<0.01). 본 연구의 결과를 종합적으로 살펴보면 산불연료량은 간벌에 의해 감소하였다. 따라서 간벌을 통한 산림관리를 통해 연소물질이 감소되면 산불의 강도가 억제되어 산불을 빨리 진압해 대형산불의 저감효과를 기대할 수 있다.

• 한국결정성장학회지
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• 제26권5호
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• pp.188-192
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• 2016

본 연구에서는, 실리카 분말과 왕겨의 혼합체로부터 탄화된 물질로부터, 탄화규소 (SiC) 분말이 합성되었다. 탄화왕겨와 실리카의 열탄화환원 반응을 통해 얻어진, SiC 시료는 XRD 회절 패턴, FE-SEM 및 FE-TEM을 통해 분석되었다. 시료들은 XRD 패턴에서, $35^{\circ}$ 부근의 (111) peak는 매우 높은 intensity를 나타내었고, $60^{\circ}$, $72^{\circ}$ 부근의 (220), (311) peak 등 탄화규소 결정상에 대한 peak pattern이 명확하게 관찰되었다. Ar 분위기에서 탄화왕겨와 실리카의 혼합비율이 6 : 4인 혼합물로부터 합성된 시료는 XRD 패턴에서 잔류카본이 검출되지 않았으며, hexagonal 결정상의 비율이 비교적 낮고, cubic SiC 결정상이 주도적으로 나타내었다. 탄화왕겨와 실리카의 혼합비율이 6 : 4인 경우에 합성된 시료는 $5{\mu}m$ 이하의 미세한 입자들이 관찰되었으며, TEM 분석결과에서, SiC 결정질상의 (110) 회절패턴 형태를 나타내었다.

• 한국추진공학회지
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• 제25권1호
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• pp.1-11
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• 2021

포고 현상은 액체추진 로켓에서 발생하는 축방향의 동적 불안정 진동이다. 동체의 고유진동수와 추진제 공급계의 주파수가 가까와 지면 전체 시스템이 불안정 현상을 보인다. 포고 현상을 예측하기 위해 1단의 추진제 (산화제 및 연료) 탱크는 쉘 요소로, 나머지 구성 요소인 엔진 및 상단은 mass-spring으로 모델링하여 구조해석을 수행하였다. 추진제 공급계의 압력 및 유량 섭동예측에는 transmission line model이 사용되었다. 본 논문에서는 이와 같이 수행된 구조 및 유체 모델링을 통합하여 폐루프 전달함수를 구성하였다. 포고 억제기는 수동적인 방법으로 압력 섭동을 흡수하는 분 기관 및 accumulator로 구성되며 추진제 공급계 중간에 위치한다. 발사체의 비행과정 동안 포고현상을 억제하는 설계 최적화를 위한 설계변수로는 분기관 및 accumulator의 직경 및 길이로 설정하였다. 목적함수로는 포고 억제기의 질량, 그리고 추진제 질량에 따른 폐루프 전달함수의 에너지 최소화로 설정하여 다목적함수 최적화를 수행하였다.