• Biomolecules & Therapeutics
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• 제25권3호
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• pp.315-320
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• 2017

We investigated the role of autophagy in SNUC5/5-FUR, 5-fluorouracil (5-FU) resistant SNUC5 colon cancer cells. SNUC5/5-FUR cells exhibited low level of autophagy, as determined by light microscopy, confocal microscopy, and flow cytometry following acridine orange staining, and the decreased level of GFP-LC3 puncta. In addition, expression of critical autophagic proteins such as Atg5, Beclin-1 and LC3-II and autophagic flux was diminished in SNUC5/5-FUR cells. Whereas production of reactive oxygen species (ROS) was significantly elevated in SNUC5/5-FUR cells, treatment with the ROS inhibitor N-acetyl cysteine further reduced the level of autophagy. Taken together, these results indicate that decreased autophagy is linked to 5-FU resistance in SNUC5 colon cancer cells.

• 비파괴검사학회지
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• 제36권3호
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• pp.202-210
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• 2016

열차폐코팅은 극한의 열환경에서 사용되는 기계요소를 고온으로부터 보호하기 위하여 널리 이용하는 코팅으로, 관련 산업의 경제적 이윤과 사용자 안전에 관련한 중요한 기술이다. 따라서 이런 열차폐코팅의 비파괴적 손상 평가는 그 중요성이 높이 평가되어 왔으나, 코팅 파쇄의 원인이 되는 내부의 미세한 조성 변화를 감지하기 위한 기술적 난제를 안고 있는 연구 주제이다. 본 논문은 열차폐코팅의 비파괴적 손상 평가를 위한 유한요소해석 기반 고감도 와전류 센서 설계 과정을 소개하고, 설계한 센서를 제작하여 진행한 성능 평가를 통해 설계 과정을 검증하였다. 와전류 센서의 성능을 예측하기 위하여 유한요소해석을 수행한 결과, 열차폐코팅의 손상 정도에 따른 센서의 임피던스가 증가와, 마그네틱 쉴드를 적용하였을 때 자속집속에 의한 검출능 향상을 관찰할 수 있었다. 또한 실제 실험결과와 비교를 통해 유한요소해석 결과를 검증하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제26권4호
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• pp.493-501
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• 1994

하향 가열 평판에서의 풀비등 임계열유속 실험이 수행되었다. 이는 원자로에서의 노심용융사고 발생시 그 결과를 완화시키는 한 방법으로 고려되고 있는 원자로용기 외부 냉각 (Ex-Vessel Flooding) 개념과 연관된다. 대기압하, 포화상태 물에서 너비가 다른 두 개의 평판 (20mm$\times$200mm및 25mm$\times$200mm)을 이용, -90$^{\circ}$(평형 하향), -88$^{\circ}$, -86$^{\circ}$, -84$^{\circ}$, -60$^{\circ}$와 -40$^{\circ}$의 경사 가도에 대한 임계열유속이 측정되었다. 실험 결과 너비가 큰 평판에서, 그리고 수직 위치로부터의 각도가 클수록 임계열유속이 낮게 나타났다. 이는 가열면에서 발생된 기포들의 이탈이 어려워지기 때문인 것으로 판단된다. 경사가도에 따른 전체적 인 임계열유속 경향은 기존 연구들과 대체로 일치하나, 임계열유속 감소율이 변화하는 천이 각도가 -80$^{\circ}$ 근방에서 발견되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제23권1호
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• pp.56-65
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• 1991

RELAP5/MOD2 Cycle 36.04코드를 이용하여 LOFT대형냉각재 상실사고 모사실험 L2-3를 계산함으로써 코드의 대형냉각재상실사고에 관련된 열수력현상 예측능력을 평가하였다. 기본계산에서 원자로 압력용기는 이중노심유로와 분리강수관 모델로 모사되었다. 기본계산의 결과 계통의 전반적인 수력학적 거동과 감압기간동안 노심 고출력 부위에서의 열적 거동은 비교적 타당하게 예측되었다. 한편 과냉각-이상유동의 천이 기간동안 임계유량모델, 고질량유속에서의 임계열유속 상관식, 감압기간중의 재접수(Blowdown Rewet)의 판정기준등 코드의 모델/상관식의 부분적 결함이 발견되었다. 이 결함들에 의해 냉각재 재고량이 과대 평가되어 재환수기간의 노심의 열적거동 예측의 정확도가 감소되었다. RELAP5/MOD2 Cycle 36.04로 부터 개선된 코드를 사용한 계산 결과 재접수 현상의 예측 정확도를 개선할 수 있었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권2호
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• pp.439-445
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• 2021

In view of the complex geometric structure of the rod bundle channel and the limitation of the current CHF visualization experiment technology, it is very difficult to obtain the rod bundle CHF mechanism directly through the phenomenon of the rod bundle CHF visualization experiment. In order to obtain the applicable CHF mechanism assumption for rod bundle channel, firstly, five most representative DNB type round tube CHF mechanistic models are obtained with evaluation and screening. Then these original round tube CHF mechanistic models based on inlet conditions are converted to local conditions and coupled with subchannel analysis code ATHAS. Based on 5 × 5 full-length rod bundle CHF experimental data independently developed by Nuclear Power Institute of China (NPIC), the applicability research of each model for CHF prediction performance in rod bundle channel is carried out, and the commonness and difference of each model are comparatively studied. The CHF mechanism assumption of superheated liquid layer depletion that is most likely to be applicable for the rod bundle channel is selected and two directions that need to be improved are given. This study provides a reference for the development of CHF mechanistic model in rod bundle channel.

• 멤브레인
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• 제32권4호
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• pp.209-217
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• 2022

이온교환막(IEM)은 다양한 종류의 단가이온과 다가이온을 분리하기 위해 사용되는 막의 한 종류로, 배터리, 연료전지, 염화물-알칼리 공정 등에 사용된다. 이온교환막을 통한 막분리는 전기 구동력을 기반으로 한 녹색 분리 방식이며, 해수 담수화와 수처리 분야에서 떠오르는 방식이다. 전기투석(ED)은 양이온과 음이온이 이온교환막을 따라 선택적으로 이동하는 기술이다. 음이온 교환막(AEM)은 전기투석의 중요한 구성 요소 중 하나이며, 공정 효율을 향상시키는 데 상당한 역할을 한다. 이온교환막에 가교결합을 도입하면 자유 부피의 감소로 인해 이온 선택 분리 성능이 향상된다. 역삼투(RO) 공정을 통한 해수 담수화 시 RO 농축수에 용해된 염이 다량 존재한다. 따라서 1가 양이온 선택막으로 구성된 전기투석 공정은 오염을 줄이고 막 플럭스를 개선한다. 이 검토는 전기투석, 음이온 교환막, 그리고 양이온 교환막의 세 부분으로 나뉜다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권4호
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• pp.518-531
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• 1995

단일수로 해석 모형을 다수로 해석 모형으로 대체할 경우 얻을 수 있는 열적 여유도 향상에 대한 연구를 수행하였다. 이를 위하여 17$\times$17 국산핵 연료 장전 노심에 적용할 수 있는 새로운 임계열속 상관식을 개발하였으며, 여기에 사용된 부수로 국부 조건은 다수로 해석 코드인 TORC로 계산하였다. 그리고, 고온부구로 DNBR 분석을 위하여 전 노심에 대한 단일단계 해석 모형을 개발하였다. 분석 결과 다수로 해석 모형인 TORC/KRB-1 체제를 사용할 경우 단일수로 해석 모형인 PUMA/ERB-2 체제에 비하여 약 5% 이상의 열적 여유도를 회복할 수 있는 것으로 나타났다. 이러한 열적 여유도의 증가는 두 코드간의 고온부수로 국부조건 예측 성능 차이와 임계열속 상관식의 특성 차이에서 기인한 것이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권3호
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• pp.939-946
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• 2023

Comprehensive Research Facility for Fusion Technology (CRAFT) is an integration of different demonstrating or testing facilities, which aim to develop the critical technology or composition system towards the fusion reactor. Due to the importance and challenge of the negative ion based neutral beam injection (NNBI), a NNBI test facility is included in the framework of CRAFT. The initial object of CRAFT NNBI test facility is to obtain a H⁰ beam power of 2 MW at the energy of 200-400 keV for the pulse duration of 100 s. Inside the negative ion accelerator of NNBI system, the interactions of the negative ions with the background gas and electrodes can generate abundant stray electrons. The stray electrons can be further accelerated and dumped on the electrodes or eject from the accelerator. The stray electrons, including the ejecting electrons, cause the unwanted particle and heat flux onto the electrodes and the inner components of beamline (especially the temperature sensitive cryopump). The suppression of the stray electrons from the CRAFT accelerator is carried out via a series of design and simulation works. The paper focuses the influence of different magnetic field configurations on the stray electrons and the character of the ejecting electrons.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제55권6호
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• pp.2315-2324
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• 2023

Space nuclear reactors are becoming popular in deep space exploration owing to their advantages of high-power density and stability. Following the fourth-generation nuclear reactor technology, a conceptual design of the dual drum-controlled space molten salt reactor (D²-SMSR) is proposed. The reactor concept uses molten salt as fuel and heat pipes for cooling. A new reactivity control strategy that combines control drums and safety drums was adopted. Critical physical characteristics such as neutron energy spectrum, neutron flux distribution, power distribution and burnup depth were calculated. Flow and heat transfer characteristics such as natural convection, velocity and temperature distribution of the D²-SMSR under low gravity conditions were analyzed. The reactivity control effect of the dual-drums strategy was evaluated. Results showed that the D²-SMSR with a fast spectrum could operate for 10 years at the full power of 40 kWth. The D²-SMSR has a high heat transfer coefficient between molten salt and heat pipe, which means that the core has a good heat-exchange performance. The new reactivity control strategy can achieve shutdown with one safety drum or three control drums, ensuring high-security standards. The present study can provide a theoretical reference for the design of space nuclear reactors.

• 전기전자학회논문지
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• 제27권4호
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• pp.518-523
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• 2023

고정자 권선단락은 미세한 턴이 단락되어 급격히 고장이 심각해짐에 따라 ITSC의 진단이 중요시되고 있다. 그러나, 3상 유도전동기의 노이즈 및 손실등과 유사한 특징을 가짐에 따라 ITSC진단에 많은 어려움이 있다. 이를 효율적으로 진단하기 위해서 인공지능 기법으로 연구되고 있으나, 현장에서는 모델기반 기법이 두루 활용되고 있음에 따라 모델기반 기법에 대한 진단 성능개선 연구가 필요한 실정이다. 이에 본 논문에서는 회전하고 있는 자속에 변화를 무시하며, 전류 성분만을 이용할 수 있도록 Clarke변환 방법을 응용하여 진단방법을 제안하였다. 이에 30분간의 정상 및 ITSC 상태의 측정 결과, 정상상태를 ITSC 상태로 오인식하는 경우 0.2[%], ITSC상태를 정상상태로 오거부하는 경우 0.26[%]로 효율적인 진단 방법임을 실험을 통해 알 수 있었다.