• 상하수도학회지
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• 제27권2호
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• pp.185-196
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• 2013

In Yongwon channel, its natural flow of seawater is blocked by the construction of Busan Newport including the container berth. The channel was transformed into a narrow and long one, where it is possible that ships are only allowed to pass through the north-side channel of Gyeonmado located at the point of river mouth to Songjeongcheon. In addition, Yongwon channel is approximately 100 m wide on average and 3,600 m long, which has the highest slenderness ratio (length/width=36). So it is considered that the changes in the terrain characteristics of Yongwon channel is likely to alter the circulation of sea water, thereby changing its water quality. In this study, the seasonal change and the spatial variation of the water quality in Yongwon channel was analyzed for the effect of land pollution using the measurement data. The mass balance calculation method is used to analyze the water pollution resulting from sediment pollutants. This result shows that the improvement of the water quality in Yongwon channel can be obtained from the sewer pipe modification and the environmental dredging.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.417-422
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• 1998

he Reactor Coolant Gas Vent System(RCGVS) design for Ulchin Nuclear Power Plant Units 3&4(UCN 3&4) has been improved from the Yonggwang Nuclear Power Plant Units 3&4(YGN 3&4) based on the evaluation results for depressurization capability tests performed at YGN 3&4. There has been a series of plant safety analyses for Natural Circulation Cooldown(NCC) event and thermo-dynamic analyses with RELAP5 code for the steam blowdown Phenomena in order to optimize the orifice size of UCN 3&4 RCGVS. Baesd on these analyses results, the RCGVS orifice size for UCN 3&4 has been reduced to 9/32 inch from the l1/32 inch for YGN 3&4. The depressurization capability tests, which were performed at UCN 3 in order to verify the FSAR NCC analysis results, show that the RCGVS depressurization rates are being within the acceptable ranges. Therefore, it is concluded that the orificed flow path of UCN 3&4 RCGVS is adequately designed, and can provide the safety-grade depressurization capability required for a safe plant operation.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제45권2호
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• pp.179-190
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• 2013

A station blackout experiment called SBO-01 was performed at the ATLAS facility. From the SBO-01 test, the station blackout scenario can be characterized into two typical phases: A first phase characterized by decay heat removal through secondary safety valves until the SG dryouts, and a second phase characterized by an energy release through a blowdown of the primary system after the SG dryouts. During the second phase, some physical phenomena of the change over a pressurizer function, i.e., the pressurizer being full before the POSRV $1^{st}$ opening and then its function being taken by the RV, and the termination of normal natural circulation flow were identified. Finally, a core heatup occurred at a low core water level, although under a significant amount of PZR inventory, whose drainage seemed to be hindered owing to the pressurizer function by the RV. The transient of SBO-01 is well reproduced in the calculation using the MARS code.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제45권4호
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• pp.439-458
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• 2013

REX-10 is a fully-passive small modular reactor in which the coolant flow is driven by natural circulation, the RCS is pressurized by a steam-gas pressurizer, and the decay heat is removed by the PRHRS. To confirm design decisions and analyze the transient responses of an integral PWR such as REX-10, a thermal-hydraulic system code named TAPINS (Thermal-hydraulic Analysis Program for INtegral reactor System) is developed in this study. Based on a one-dimensional four-equation drift-flux model, TAPINS incorporates mathematical models for the core, the helical-coil steam generator, and the steam-gas pressurizer. The system of difference equations derived from the semi-implicit finite-difference scheme is numerically solved by the Newton Block Gauss Seidel (NBGS) method. TAPINS is characterized by applicability to transients with non-equilibrium effects, better prediction of the transient behavior of a pressurizer containing non-condensable gas, and code assessment by using the experimental data from the autonomous integral effect tests in the RTF (REX-10 Test Facility). Details on the hydrodynamic models as well as a part of validation results that reveal the features of TAPINS are presented in this paper.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권11호
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• pp.3580-3596
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• 2021

An integral test facility, PILLAR, was commissioned, aiming to provide valuable experimental results which can be referenced by system and component designers and used for the performance demonstration of liquid-metal-cooled, passive small modular reactors (SMRs) toward their licensing. The setup was conceptualized by a scaling analysis which allows the vertical arrangements to be conserved from its prototypic reactor, scaled uniformly in the radial direction achieving a flow area reduction of 1/200. Its final design includes several heater rods which simulate the reactor core, and a single heat exchanger representing the steam generators in the prototype. The system behaviors were characterized by its data acquisition system implementing various instruments. In this paper, we present not only a detailed description of the facility components, but also selected experimental results of both steady-state and transient cases. The obtained steady-state test results were utilized for the benchmark of a system code, achieving a capability of accurate simulations with ±3% of maximum deviations. It was followed by qualitative comparisons on the transient test results which indicate that the integral system behaviors in passive LBE-cooled systems are able to be predicted by the code.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권8호
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• pp.2835-2843
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• 2023

After an emergency shutdown of a lead-bismuth fast reactor, thermal stratification occurs in the upper Plenum, which negatively impacts the integrity of the reactor structure and the residual heat removal capacity of natural circulation flow. The research on thermal stratification of reactors has mainly been conducted using an experimental method, a system program, and computational fluid dynamics (CFD). However, the equipment required for the experimental method is expensive, accuracy of the system program is unpredictable, and resources and time required for the CFD approach are extensive. To overcome the defects of thermal stratification analysis, a high-precision full-order thermal stratification model based on CFD technology is prepared in this study. Furthermore, a reduced-order model has been developed by combining proper orthogonal decomposition (POD) with Galerkin projection. A comparative analysis of thermal stratification with the proposed full-order model reveals that the reduced-order thermal stratification model can well simulate the temperature distribution in the upper plenum and rapidly elucidate the thermal stratification interface characteristics during the lead-bismuth fast reactor accident. Overall, this study provides an analytical tool for determining the thermal stratification mechanism and reducing thermal stratification.

• 한국수자원학회논문집
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• 제55권1호
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• pp.1-10
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• 2022

논으로 공급되는 관개용수는 필지에서의 증발산량 및 지하침투량과 용배수로를 통한 자연적 및 인위적인 배수량으로 소비된다. 관개 회귀수량은 관개를 통해 농경지에 공급된 수량 중에서 증발산에 의해 소비되지 않고 침투 또는 배수 등을 통해 하천으로 회귀되는 수량이다. 논 관개 회귀수량은 농업용수의 건전한 물순환 관리에 중요한 역할을 하며, 유역의 용수공급계획, 하천유황의 예측, 관개용수의 사용량 결정, 하천수질관리 및 농업유역의 수문모델링 등에 중요한 인자로 작용한다. 본 연구에서는 강원도 원주시 흥업저수지를 대상으로 단일 수원공 및 농업유역 단위의 회귀율을 추정하기 위하여 2017년부터 2020년까지 모니터링 및 EPA-SWMM (Environmental Protection Agency-Storm Water Management Model) 모델링을 수행하였다. 기상자료, 저수율, 관개수로 실측 유량자료를 입력하여 평야부의 관개수로 네트워크 모델 기반 SWMM 모델링을 수행하였으며, 용배수로별 공급량과 배수량을 산정하였다. 2020년 실측 저수율, 용배수로 유량 모니터링 데이터를 활용하여 SWMM 모델의 적용성을 검증하였으며, 평야부 수혜면적의 용배수로 네트워크를 구성하여 저수지로부터 공급된 관개량 중 배수로를 통해 하천으로 유입되는 신속회귀수량 및 회귀율을 추정하였다. 흥업저수지의 회귀수량 산정 결과 2017년부터 2020년까지의 연평균 신속회귀수량 및 회귀율은 각각 2,407,000 m³, 53.1%로 추정되었으며, 대상 저수지의 시점부 및 취입보 공급량, 수로부 배수량, 회귀수량 산정 결과를 활용하여 소규모 단일유역인 농촌유역의 물순환 특성 분석을 수행하였다.

• 트랜스-
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• 제12권
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• pp.81-106
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• 2022

메타버스 시스템이 향후 초연결 사회의 촉매가 될 수 있을지는 인공지능 기술과 마찬가지로 연관 기술의 발전 속도와 사회적 활용 범위의 확장 여부에 달려 있다. 이 글에서는 이런 현실화 과정의 문제를 괄호치고, 기술 발전이 가속화될 경우 이 복합적인 기술-사회의 짝패구조가 영화의 미래와 연관된 인지생태학적 변화와 관련된 몇 가지 철학적-정치적 논점에 한정해 논의해 보고자 한다. 흔히 메타버스의 핵심은 '몰입도'에 있다고 보지만 인지생태학적으로 보면 한 장의 그림이나 사진의 몰입도는 '재현의 정확성'보다는 그것이 주는 메시지의 맥락적 연결성에 달려 있다는 점을 환기해 보면 정확한 판단은 아니다. 이런 맥락에서 볼 때 메타버스의 진정한 잠재력은 새로운 자연적-사회적-기술적 짝패구조의 형성 속에서 활성화될 인간 뇌의 다중지능적 연결 능력(증강-시뮬레이션, 외부-내부의 교차)의 변화라는 인지생태학적인 맥락에서 파악할 필요가 있다. 그리고 이런 인지생태학적 잠재력은 이미 오래 전부터 [현실의 모순/갈등(M1)-->허구적 변형을 통한 영화적 해결책(M2)-->관객의 소원-성취 욕망에 의한 선택적 해석(M3)-->현실의 변화(M1']라는 삼중 미메시스의 영화적 순환 과정에서 부분적으로 실현되어 왔다. 따라서 메타버스 시스템의 진정한 잠재력은 현실적인 분리/문제들과 이상적인 연결/해결 사이의 영화적 순환을 더욱 확장하고 심화시킬 수 있는가에 달려 있다. 이런 측면에서 보자면 발전된 메타버스는 피직스-메타피직스의 이상적 순환의 현대적인 기술적 버전으로 비유될 수 있을 것이다

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권3호
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• pp.301-316
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• 1995

아래를 향한 가열 수평 평판이 있는 수조에서의 자연대류 현상을 규명하기 위한 실험적, 해석적인 연구를 수행하였다. 이는 압력용기 하부에 용융물이 있을때 캐비티내에서의 열수력현상을 규명하기 위한 간단화된 모델에 관한 연구이다. 압력 용기는 하부에 가열평판이 부착된 직육면체 단열 상자로 모의하고 이 상자는 물이 차 있는 수조에 설치된다. 냉각기는 정상상태의 유동 조건을 만들기 위해 상자와 수조사이의 U자 형태의 유동 영역에 설치된다. 실제 압력용기 하부에서는 다상 유동이 발생할 확율이 크나본 연구는 복잡한 다상 유동의 열수력 현상을 규명하기 위한 첫 단계 시도로서 단상유체를 사용한 실험 및 해석 연구이다. 본 연구에서는 가열 평판 아래에서의 자연대류현상특성을 더욱 잘 이해하기 위해 LDV와 열전대를 사용하여 속도와 온도를 측정하였다. 또한 입자가 부상된 유동장을 사진 찍어 유동을 가시화 하였다. 실험결과는 다음과 같다. 유체는 가열판과 냉각기가 작동할 때 매우 효과적으로 전 유동장에 걸쳐 순환한다. 가열판 하부에서 유동이 정체된 영역이 있고 매우 얇은 열 경계층을 갖는 두드러진 온도의 성층현상이 관찰되었다. FLUTAN Code를 이용한 해석은 속도를 합리 적으로 예측할 수 있다는 결과를 보여 주었다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
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• pp.101-104
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• 2003

저준위 방사성액체폐기물 처리방법으로 에너지 소모가 적은 경제적이고 효율적인 처리방법을 제시하기 위하여 면 과 Polyester 가 함유된 합성섬유를 증발매체로 하여 자연기상 상태의 건조한 공기를 유입하여 방사성 액체폐기물과 접촉시켜 증발하는 연구를 하였다. 본 연구에서는 자연상태의 공기를 강제 유입시켜 액체의 증발현상, 증발매체표면에서의 물질전달 등 이론을 토대로 방사성액체폐기물을 처리하는 연구를 수행하였다. 실험은 방사성폐액을 직접 사용하였으며, 증발에 영향을 미치는 변수에 따라 증발 단위 면적당 방사성 폐액의 증발량측정 및 제염계수를 조사하였다. 증발효과는 유입공기의 습도가 낮고 공기의 유속과 공급액의 유량이 증가하고 폐액의 온도가 높아질수록 증발량이 증가하였다. 실험결과 습도는 70% 이하, 공급폐액의 유량이 $3.4{\ell}/hr\cdotm^2$ 이상, 공기유속은 1.14~l.47 m/sec 범위가 조업조건이며, 이때 제염계수는 $5.1{\times}10^3$, 배출공기의 방사능 농도는 $4.7{\times}10^{-13}{\mu}Ci/\textrm{m}{\ell}{\cdot}air$로 측정되었다. 공급유량이 $4.6{\ell}/hr\cdotm^2$와 공기유속이 1.47 m/sec일때 최대 증발조건으로 확인되었으며 대기의 온.습도 및 풍속에 따른 실험을 통하여 달톤형의 증발식 Air factor $[\textit{Eh}=(0.018 + 0.0141\textitv) {\delta}textitH]$를 도출하였다.