• Nuclear Engineering and Technology
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• 제29권4호
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• pp.310-319
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• 1997

A finite element analysis of a trunnion pipe anchor is presented. The structure is analyzed for the case of internal pressure and moment loadings. The stress results are categorized into the average (membrane) stress, the linearly varying (bending) stress and the peak stress through the thickness. The resulting stresses are interpreted per Section III of the ASME Boiler and Pressure Vessel Code from which the Primary(B$_1$), Secondary(C$_1$) and Peak(K$_1$) stress indices for pressure, the Primary (B$_2$), Secondary(C$_2$) and Peak(K$_2$) stress indices for moment are developed. Based on the comparison between stress value by stress indices derived in this paper and stress value represented by the ASME Code Case N-391-1, the empirical equations for stress indices are effectively used in the piping stress analysis. Therefore, the use of empirical equations can simplify the procedure of evaluating the local stress in the piping design stage.

• 전산구조공학
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• 제9권3호
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• pp.115-123
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• 1996

배관을 구속시키기 위한 원통형 배관 지지대(Trunnion Pipe Support)가 부착된 배관의 응력해석을 위하여 유한요소해석을 사용하였다. 해석결과로 부터 얻어진 응력은 두께에 대한 평균(막응력) 및 선형 응력(굽힘응력)으로 분류되었으며, 분류된 응력값은 압력에 에 의한 일차응력계수(B/sub 1/)와 이차응력계수(C/sub 1/), 모멘트에 의한 일차응력계수(B/sub 28/, B/sub 2T/)와 이차응력계수(C/sub 28/, C/sub 2T/)를 추정하기 위하여 ASME Code에 정의된것과 일치하게 해석되었다. 무차원의 함수로써 응력계수에 대한 경험식을 개발하기 위하여 여러 모델의 해석을 수행하였다.

• 한국의학물리학회지:의학물리
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• 제15권4호
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• pp.210-214
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• 2004

PET에 사용되는 조영제는 생산과정 중에 다량의 중성자가 발생한다. 발생된 중성자는 주로 콘크리트 구조물로 차폐를 하게 되며 가속기 시설의 차폐 평가는 구조물 외부로 방출되는 방사선의 선량을 측정하게 된다. 즉 콘크리트를 통과하면서 에너지를 잃은 중성자와 콘크리트를 이루는 물질과 중성자간의 상호작용으로 생성되는 광자의 선량을 측정하여 선량을 평가하게 된다. MCNPX 코드2)를 이용하여 가속기 시설의 콘크리트 구조물 외부로 방출되는 중성자 선량과 광자선량을 계산한 결과, 원자력법에서 정한 법정 제한 선량에 훨씬 못 미치는 것을 알 수 있었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권9호
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• pp.3229-3240
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• 2023

Due to neutron radiation, atomic displacement has a significant effect on material in nuclear reactors. A range of secondary displacement models, including the Kinchin-Pease (K-P), Lindhard, Norgett-Robinson-Torrens (NRT), and athermal recombination-corrected displacement per atom (arc-dpa) have been suggested to calculate the number of displacement per atom (dpa). As neutron elastic interaction is the main cause of displacement damage, the focus of the current study is to calculate the atomic displacement caused by the neutron elastic interaction in order to estimate the exact amount of yield strength in a WWER-1000 reactor pressure vessel. To achieve this purpose, the reactor core is simulated by MCNPX code. In addition, a program is developed to calculate the elastic radiation damage induced by the incident neutron flux (RADIX) based on different models using Fortran programming language. Also, due to non-elastic interaction, the displacement damage is calculated by the HEATR module of the NJOY code. ASME E-693-01 standard, SPECTER, NJOY codes, and other pervious findings have been used to validate RADIX results. The results showed that the RADIX(arc-dpa)/HEATR outputs have appropriate accuracy. The relative error of the calculated dpa resulting from RADIX(arc-dpa)/HEATR is about 8% and 46% less than NJOY code, respectively in the ¼ and ¾ vessel wall.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2001년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.345.2-345
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• 2001

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2001년도 춘계학술발표회요약집
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• pp.127.2-127
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• 2001

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1999년도 추계학술발표회요약집
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• pp.228.2-228
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• 1999

• 한국통신학회논문지
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• 제17권9호
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• pp.939-950
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• 1992

Collision-free 전송(傳送) 가능성과 2차 다중(多重) 접속 간섭(干涉)의 영향면에서 다중(多重) 캡쳐 수신기(受信機)를 사용한 단일확산(單一擴散)코드 방식의 성능(性能)이 송신기별(送信機別)(T/O) 코드분할 다중(多重)접속(CDMA) 방식(方式)의 성능(性能)과 비교(比較)된다. 성능비교(性能比較)를 위해, 단일(單一)코드 방식(方式)과 완전한 collision-free 전송(傳送)을 보장하는 T/O CDMA 방식(方式)에 대해 다중(多重)접속 간섭(干涉)의 특징이 서술(敍述)된다. 백색(白色) 가우시안 잡음(雜音)하에서 직접(直接)시퀀스 차동(差動) 위상(位相)편이키잉 데이터 변조(變調)와 forward 에러정정부호화(訂正符號化)를 (BCH 코드) 사용한 위의 두방식(方式)에 대해 throughput 성능(性能)이 평가(評價)된다. 라디오의 수(數)가 비교적 많은 경우에, 적당한 신호대(信號對) 잡음화(SNR)에서 단일(單一)코드 방식(方式)이 T/O CDMA방식보다 최대(最大) throughput을 증가(增加)시킬 수 있음을 확인(確認)하였다.

• 한국전산유체공학회지
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• 제5권3호
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• pp.8-15
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• 2000

This research is aimed to find out how the inlet angle of secondary air affects the uniformity of temperature distribution inside a small incinerator. A commercial code, PHOENICS, is used to simulate the thermal-flow field of an incinerator. The computational grid system is constructed by Multi-Block technique provided by PHOENICS. Numerical experiments are done with the five different angles of secondary air inlet. The uniformity of temperature distribution is evaluated by checking the standard deviation of temperature distribution in an incinerator. The computational results show that there is the minimum value of standard deviation at the certain angle of secondary air inlet, which means that there is an optimum angle of secondary air inlet that could improve the uniformity of temperature distribution in an incinerator. The optimum angle of secondary air inlet is between 30 degree and 45 degree in this particular case.

• 한국전산유체공학회지
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• 제8권2호
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• pp.57-63
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• 2003

Two nonlinear κ-ε models with the wall function method are applied to the fully developed turbulent flow in a square duct. Typical predicted quantities such as axial and secondary velocities, turbulent kinetic energy and Reynolds stresses are compared in details both qualitatively and quantitatively with each other. A nonlinear κ-ε model with the wall function method capable of predicting accurately duct flows involving turbulence-driven secondary motion is presented in the present paper. The nonlinear κ-ε model of Shih et al.[1] adopted in a commercial code is found to be unable to predict accurately duct flows with the prediction level of secondary flows one order less than that of the experiment.