• 한국유체기계학회 논문집
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• 제17권6호
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• pp.109-114
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• 2014

After the Fukushima accident in 2011, it was revealed that nuclear power plant has the vulnerability to SBO accident and its extension situation without sufficient cooling of reactor core resulting core meltdown and radioactive material release even after reactor shutdown. Many safety systems had been developed like PAFS, hybrid SIT, and relocation of RPV and IRWST as a part of steps for the Fukushima accident, however, their applications have limitation in the situation that supply of feedwater into reactor is impossible due to high pressure inside reactor pressure vessel. The concept of hybrid heat pipe with control rod is introduced for breaking through the limitation. Hybrid heat pipe with control rod is the passive decay heat removal system in core, which has the abilities of reactor shutdown as control rod as well as decay heat removal as heat pipe. For evaluating the cooling performance hybrid heat pipe, a commercial CFD code, ANSYS-CFX was used. First, for validating CFD results, numerical results and experimental results with same geometry and fluid conditions were compared to a tube type heat pipe resulting in a resonable agreement between them. After that, wall temperature and thermal resistances of 2 design concepts of hybrid heat pipe were analyzed about various heat inputs. For unit length, hybrid heat pipe with a tube type of $B_4C$ pellet has a decreasing tendency of thermal resistance, on the other hand, hybrid heat pipe with an annular type $B_4C$ pellet has an increasing tendency as heat input increases.

• 대한기계학회논문집B
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• 제35권4호
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• pp.425-429
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• 2011

원자로의 노심 손상에 따른 노심 용융물의 노외 유출시 코어캐처라고 불리는 설비를 통해 용융물을 억제하고 냉각시키게 된다. 이 때 노외 노심용융물의 거동은 희생물질과의 반응을 포함한 복잡한 물리적, 화학적 현상에 의해 결정된다. 이 연구는 기존의 용융물 거동 실험결과에 대해 용융물의 유동과 열전달의 세부적인 특성을 상용코드를 이용해 해석하여 검증함으로써 코어캐처의 설계에 활용할 수 있도록 하기 위한 것이다. 단순화된 채널에서 시간에 따른 용융물과 공기의 이상유동과 복사열전달을 VOF 모델과 구분종좌법을 적용하여 비정상상태에서 해석한 결과, 열전달에 따른 용융물 내부의 온도 변화 및 이에 따른 점성 변화 등을 예측할 수 있음을 확인하였다. 이러한 접근방식을 기초로 향후 용융물의 조성, 유량 및 용도 등의 조건에 따른 용융물의 거동에 대한 자세한 평가가 필요하다.

• Journal of Periodontal and Implant Science
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• 제41권3호
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• pp.135-142
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• 2011

Purpose: The present study was performed to evaluate the effect of erbium-doped: yttrium, aluminium and garnet (Er:YAG) laser irradiation on sand-blasted, large grit, acid-etched (SLA) implant surface microstructure according to varying energy levels and application times of the laser. Methods: The implant surface was irradiated by the Er:YAG laser under combined conditions of 100, 140, or 180 mJ/pulse and an application time of 1 minute, 1.5 minutes, or 2 minutes. Scanning electron microscopy (SEM) was used to examine the surface roughness of the specimens. Results: All experimental conditions of Er:YAG laser irradiation, except the power setting of 100 mJ/pulse for 1 minute and 1.5 minutes, led to an alteration in the implant surface. SEM evaluation showed a decrease in the surface roughness of the implants. However, the difference was not statistically Significant. Alterations of implant surfaces included meltdown and flattening. More extensive alterations were present with increasing laser energy and application time. Conclusions: To ensure no damage to their surfaces, it is recommended that SLA implants be irradiated with an Er:YAG laser below 100 mJ/pulse and 1.5 minutes for detoxifying the implant surfaces.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제41권3호
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• pp.237-244
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• 2016

Background: Korea Atomic Energy Research Institute is developing a fission product transport module for predicting the behavior of radioactive materials in the primary cooling system of a nuclear power plant as a separate module, which will be connected to a severe accident analysis code, Core Meltdown Progression Accident Simulation Software (COMPASS). Materials and Methods: This fission product transport (COMPASS-FP) module consists of a fission product release model, an aerosol generation model, and an aerosol transport model. In the fission product release model there are three submodels based on empirical correlations, and they are used to simulate the fission product gases release from the reactor core. In the aerosol generation model, the mass conservation law and Raoult's law are applied to the mixture of vapors and droplets of the fission products in a specified control volume to find the generation of the aerosol droplet. In the aerosol transport model, empirical correlations available from the open literature are used to simulate the aerosol removal processes owing to the gravitational settling, inertia impaction, diffusiophoresis, and thermophoresis. Results and Discussion: The COMPASS-FP module was validated against Aerosol Behavior Code Validation and Evaluation (ABCOVE-5) test performed by Hanford Engineering Development Laboratory for comparing the prediction and test data. The comparison results assuming a non-spherical aerosol shape for the suspended aerosol mass concentration showed a good agreement with an error range of about ${\pm}6%$. Conclusion: It was found that the COMPASS-FP module produced the reasonable results of the fission product gases release, the aerosol generation, and the gravitational settling in the aerosol removal processes for ABCOVE-5. However, more validation for other aerosol removal models needs to be performed.

• KDI Journal of Economic Policy
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• 제30권2호
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• pp.225-270
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• 2008

본 연구는 간단한 일반균형 중첩세대모형을 사용하여 공적연금의 거시경제적 영향에 대한 정성적(qualitative) 분석 결과를 제시하는 것을 목적으로 한다. 이는 분석적인(analytical) 방법으로 균형을 찾고 그 성질을 탐구하는 것이 불가능하여 다양한 형태의 수치 분석적 기법을 동원하는 기존 선행연구들이 제시하고 있는 정량적(quantitative) 분석의 결과를 이론적으로 해석할 수 있는 기제를 마련한다는 차원에서 의미를 가지는 것으로 평가된다. 본 연구는 우선 논의의 단순화를 위해 확정급여(defined benefit)형 부과방식(pay-as-you-go) 공적연금체제하의 2세대 일반균형 중첩세대모형을 제시하고 이로부터 명시적인 균형해를 도출한다. 다음으로 본 연구에서는 공적연금의 존재 및 그로 인한 이전재원규모의 증감, 고령화를 비롯한 경제활동인구의 감소 등과 같은 상황이 경제의 자본 축적 및 자본의 기대수익률에 미치는 영향을 분석한다. 더불어 기본모형의 신용제약 존재 여부, 그리고 확정기여(defined contribution)형 부과방식 혹은 적립방식(funded system) 공적연금의 도입에 따른 거시경제적 영향을 논의한다. 그 결과 공적연금의 도입 및 이전재원규모의 증가는 자본 축적에 부정적인 영향을 미친다는 사실을 확인하였다. 다음으로 고령화의 진전이 자본 축적에는 부정적인 결과를 초래하지만 자본의 기대 수익률에 미치는 영향에 대해서는 확정적인 결론을 내릴 수 없었음을 발견하였다. 다만, 위험자산, 즉 자본에 지급되는 위험 프리미엄이 고령화가 가속화되는 시기에는 커지는 반면 고령화의 진전이 더디어지는 시기에는 작아진다는 결과를 도출함으로써 고령화에 따른 자산시장 붕괴(meltdown) 현상의 발생가능성을 배제할 수는 없으나 부과방식 공적연금하에서는 그 가능성이 그리 크지 않을 수도 있음을 확인하였다. 한편, 확정급여형에 비하여 확정기여형의 공적연금이 시장에서 거래되는 위험자산인 자본 축적을 구축하는 경향이 더 크다는 사실을 확인하였는데, 이는 저축의 주체인 청년층이 확정기여형 공적연금의 수급권을 자본과 대체관계를 형성하는 대안적 위험자산으로 인식하기 때문인 것으로 나타났다.

• 한국융합학회논문지
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• 제7권6호
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• pp.249-258
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• 2016

본 연구는 중소기업의 연구개발 프로세스를 분석하여 국내 중소기업의 연구개발 프로세의 문제점을 진단하고, 혁신역량이 연구개발 속도와 기업 성과에 미치는 영향을 평가했다. 이러한 영향에 대한 평가는 혁신역량에 관한 요인의 융복합요인을 고려하여 분석하는 것으로 유형에 따른 발전방향성을 파악할 수 가 있다. 본 연구의 주요 목적은 혁신역량 및 경영환경에 따라 연구개발 속도에 미치는 영향을 확인하고, 연구의 신뢰성과 유효성 검증을 위해 내부 일관성을 나타내는 크론바흐 알파를 사용하였다. 본 연구는 연구개발 속도가 R&D활동에 어떠한 영향을 미치는지를 분석한 연구이고, 기업의 내부 역량에 관한 자원을 기반한 접근이 필요하다는 것을 목표로 한 연구로 학술적 가치를 갖는다. 각각의 요인에 대해 기업에 미치는 영향에 따라 기업개발역량 수준 유지를 통해 연구개발, 재무적 지표에 미치는 영향을 분석한 연구이며 기업의 전략 수립에 미치는 연구개발 역량 개발에 근거가 될 수 있는 실무적 가치가 있는 연구이다.

• 한국언론정보학보
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• 제50권
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• pp.164-186
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• 2010

한국 사회는 반복되는 경제위기설로 신음하고 있으며 한국에서 위기설은 실질적인 금융시장 폭락으로 전이되는 '자기실현적 위기' (self-fulfilling crisis)의 측면이 강하다. 그렇다면 한국에서 위기설은 왜 반복적으로 제기되고 있으며, 국민들은 이에 따른 정치, 경제적 고비용을 감수해야 할까? 이 연구는 이에 경제위기설이 진실에 대한 객관적 보도가 아닌 '진실효과'를 갖는 담론이라는 입장을 취했다. 그리고 이 담론의 역사성과 정치성을 확인하는 한편, 대안담론을 위한 실천적 함의를 찾고자 했다. 2008년 9월 위기설을 분석 사례로 정했고, 최종적으로 118개의 기사를 '도약기, 성숙기, 후퇴기'로 구분해 분석했다. 분석결과, 미디어담론은 경제현실의 변화에 따라 진화하기도 하지만 경제현실에 대한 언론의 정치적 입장에 따라 재구성되기도 하는 것으로 밝혀졌다. 그리고 언론의 이러한 재구성은 프레임의 전략적 활용, 시장에 대한 자의적 해석, 위기설에 대한 사후 평가와 같은 담론전략을 통해 실현되고 있었다. 연구진은 이러한 결과를 토대로 언론의 책임성과 전문성 제고 및 한국경제 현실에 대한 긍정적 재구성의 필요성을 제안했다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제50권3호
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• pp.356-367
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• 2018

A series of tests dedicated to station blackout (SBO) accident scenarios have been recently performed at the $Prim{\ddot{a}}rkreislauf-Versuchsanlage$ (primary coolant loop test facility; PKL) facility in the framework of the OECD/NEA PKL-3 project. These investigations address current safety issues related to beyond design basis accident transients with significant core heat up. This work presents a detailed analysis using the best estimate thermal-hydraulic code TRACE (v5.0 Patch4) of different SBO scenarios conducted at the PKL facility; failures of high- and low-pressure safety injection systems together with steam generator (SG) feedwater supply are considered, thus calling for adequate accident management actions and timely implementation of alternative emergency cooling procedures to prevent core meltdown. The presented analysis evaluates the capability of the applied TRACE model of the PKL facility to correctly capture the sequences of events in the different SBO scenarios, namely the SBO tests H2.1, H2.2 run 1 and H2.2 run 2, including symmetric or asymmetric secondary side depressurization, primary side depressurization, accumulator (ACC) injection in the cold legs and secondary side feeding with mobile pump and/or primary side emergency core coolant injection from the fuel pool cooling pump. This study is focused specifically on the prediction of the core exit temperature, which drives the execution of the most relevant accident management actions. This work presents, in particular, the key improvements made to the TRACE model that helped to improve the code predictions, including the modeling of dynamical heat losses, the nodalization of SGs' heat exchanger tubes and the ACCs. Another relevant aspect of this work is to evaluate how well the model simulations of the three different scenarios qualitatively and quantitatively capture the trends and results exhibited by the actual experiments. For instance, how the number of SGs considered for secondary side depressurization affects the heat transfer from primary side; how the discharge capacity of the pressurizer relief valve affects the dynamics of the transient; how ACC initial pressure and nitrogen release affect the grace time between ACC injection and subsequent core heat up; and how well the alternative feeding modes of the secondary and/or primary side with mobile injection pumps affect core quenching and ensure stable long-term core cooling under controlled boiling conditions.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권1호
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• pp.162-176
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• 2022

In Lead-based reactor (LBR) severe accident, the meltdown and migration inside the reactor core will lead to fuel fragment concentration, which may further cause re-criticality and even core disintegration. Accurately predicting the migration and solidification behavior of melt in LBR severe accidents is of prime importance for safety analysis of LBR. In this study, the Moving Particle Semi-implicit (MPS) method is validated and used to simulate the migration and solidification behavior. Two main surface tension models are validated and compared. Meanwhile, the MPS method is validated by the L-plate solidification test. Based on the improved MPS method, the migration and solidification behavior of melt in LBR severe accident was studied furthermore. In the Pb-Bi coolant, the melt flows upward due to density difference. The migration and solidification behavior are greatly affected by the surface tension and viscous resistance varying with enthalpy. The whole movement process can be divided into three stages depending on the change in velocity. The heat transfer of core melt is determined jointly by two heat transfer modes: flow heat transfer and solid conductivity. Generally, the research results indicate that the MPS method has unique advantage in studying the migration and solidification behavior in LBR severe accident.