• 한국컴퓨터정보학회논문지
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• 제18권11호
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• pp.39-49
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• 2013

본 논문에서는 자동차의 내부 통신망(CAN)에 대한 보안 매커니즘이 매우 미비하여 외부로부터 위협 가능성이 높은 점을 검증하기 위한 방법으로 시중에서 쉽게 구입할 수 있는 자동차의 ECU(Electric Control Unit)을 이용하여 테스트 환경을 구축하여 CAN 메시지를 획득한 다음 자동차의 실제 ECU에 적용시켜 공격을 시도하는 방법을 제안한다. 최근 연구들 중에서는 자동차에서 누구나 쉽게 평문 상태의 CAN 메시지를 볼 수 있어 외부로부터 공격에 취약한 것을 보이기 위하여 실제 자동차에서 데이터를 분석한 내용을 가지고 공격을 성공시켰으나 차를 구입하여 고정시킨 상태에서 CAN 메시지를 추출하고, 이를 분석하여 공격을 시도함으로 공간적, 금전적, 시간적 비용을 발생시키는 단점을 가진다. 본 논문에서는 자동차의 외부 위협 가능성을 검증하기 위한 실험을 수행하기 위해 자동차의 ECU를 통해 찾아낸 CAN 메시지를 실제 자동차에 적용하되 무선 네트워크 환경을 갖추어 실험한 결과 제안한 방법을 통해 자동차에 공격이 가능함을 확인한다. 그 결과 기존 연구에서 발생하는 비용을 줄임과 동시에 자동차의 정보가 전혀 없는 상태에서 자동차 ECU의 공격 가능성을 보인다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제16권3호
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• pp.141-154
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• 1984

고리 1호기의 소형파단냉각재 상실사고에 의해 개시된 중대사고 유형과 그 현상에 대할 분석이 제시되었다. 본 해석에서는 KAERI에서 기존 전산코드의 수정.보완된 MARCH 전산코드가 사용되었다. 특히 고리 1호기의 소형파단 LOCA 해석시 수소 거동과 중기과압에 대한 평가 및 그 응답성에 중점을 두고 검토되었으며, 2-loop 발전소 데이타 분석 및 debris-Water 상호작용 모델에 대한 비교 분석이 수행되었다. 제 1부 중대 사고유형 분석결과, 저농도에서 H$_2$ burning이 이루어지는 경우 계속적인 수소 생성으로 인해 반복 수소 spike가 야기 되나, 격납용기 설계압력치 보다낮게 예측되었다. 또한 debris/water 상호작용시 core debris의 입자크기는 첨두압력의 크기에 미치는 영향은 미세하나 첨두압력의 발생시점은 dryout모델사용에 의해서 상당히 지연시키게 되었다. 완전한 노심용융 사고시 수소연소와 증기과압으로부터 예측된 격납용기 최대압력은 격납용기 건전성에 심각한 위협을 초래하지 않는 것으로 나타났다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제18권2호
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• pp.97-106
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• 1986

1981년 6일 9일 원자력 1호기에서 발생한 77.5% 출력상태에서의 외부전원상실사고를 열, 수력학적최적계산용 코드인 RELAP5/MODl/NSC를 사용하여 모의하였으며 해석결과는 발전소 실측자료와 잘 일치하였다. 원자로 냉각재펌프의 트립에 따른 flow coastdown후에 hot-cold leg온도차에 의하여 자연순환 유동이 형성됨이 확인되었으며 실측자료와 잘 일치하여 이와 관련된 전산코드의 열수력학 적모델의 타당성을 입증할 수 있었다. 또한 위의 사고전개가 정상운전상태인 전출력(100%)에서 재발하였을 경우를 가정하여 해석하였다. 이러한 해석을 통하여 보조급수의 공급과 더불어 증기발생기 PORV의 적절한 작동으로 원자력 1호기 노심잔열을 제거하여 안전성에 문제점을 야기하지 않음을 입증하였다. 최적 계산방법에 의한 사고해석에서는 turbine stop valve 작동시간, 증기 발생기 PORV 설정치 등 non-safety 관련요소들의 특성에 대한 정화한 모의가 필수적이다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제23권1호
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• pp.1-11
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• 1991

중수로형 핵연료봉단마개용접부의 품질검 사는 금속조직 검사에 따른 용접계면에 존재하는 불연속인 용접선(weld line) 길이가 가장 중요한 검사기준이다. 본 연구에서는 저항용접에서 가장 중요한 변수인 용접열의 변화에 따라 용접계면에서 용접선 소멸과 이 용접선이 용접부에 미치는 경향을 미세조직, 인장 및 파열시험으로 조사하였고, 또 주사전자현미경을 사용하며 파단면을 조사하였다. 용접열(main heat)의 변화에 따라 실제 용접에 사용된 전류와 업셋에 따른 시편길이 감소량은 증가하였으며 이들에 관한 상관관계식을 유도하였다. 용접열 50%근 용접된 용접부의 용접업셋 크기, 기계적 강도 및 용접선 소멸등을 고려한 결과 이것이 건전한 봉단마개 용접을 위한 임계치임을 알았다. 용접열을 50%에서 75%로 변화시킴에 따라 Zircaloy-4 용접부의 미세조직은 basketweave, Widmanstatten과 마르텐사이트로 변했고, 이는 용접시 최고도달 온도에 따라 냉각속도가 크게 변화했기 때문으로 사료된다. 인장시험에 의한 용접선 파단면에서 연성파괴의 dimple 형상은 2축응력에 의해 파열된 파단면의 dimple보다 크고 깊었음이 관찰되었다. 저항업셋용접부에서의 용접전류 증가에 따른 용접선의 소멸과정은 초기용접계면에 기공 존재, 이들의 수축과 소멸 및 초기계면 수축등 3단계로 구분할 수 있었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제18권4호
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• pp.273-280
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• 1986

이 연구의 목적은 가혹한 사고후 손상된 원자로심을 모의한 열을 발생하는 데브리층에서의 강제대류 드라이아웃 열유속을 실험적으로 얻고져 한 것이다. 이 연구에서 냉각재 순환장치를 사용하여 대기압하에서 냉각재가 상향 강제대류하는 유도 가열된 강구 입자층에서의 드라이아웃 열유속을 얻었다. 이 실험에서는 주로 강제대류 드라이아웃에 대한 질량유속.입자크기.입자층의 높이 및 냉각재의 서브클링의 영향이 관찰되었다. 실험은 입자직경이 1.5, 2.5, 3.0 및 4.0mm의 탄소강입자를 55mm 내경의 Pyrex 유리용기에 넣어 고주파유도 전류를 통해 가열하여 이루어졌다. 냉각재로서 증류수를 질량유속 0~3.5kg/$m^2$s로 변화시키어 공금하고 층의 높이는 55mm와 110mm, 냉각재 유입온도는 2$0^{\circ}C$와 8$0^{\circ}C$로 변화시켰다. 주요 실험결과는 다음과 같다. (1) 드라이아웃 열유속은 상향 강제 대류 질량유속과 입자크기내의 증가에 따라 증가한다. (2) 질량유속이 없는 경우 드라이아웃 열유속은 기존 연구결과와 같이 입자직경에 의존한다. (3) 얕은 입자층에서의 드라이아웃 열유속은 깊은 입자층의 것보다 얼마간 높다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제22권1호
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• pp.20-28
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• 1990

처분 안전성 평가를 위해서는 지하매질을 통한 방사성핵종의 이동특성 규명과 신뢰성 있는 지하 핵종이동 모델의 확보가 무엇보다 중요하다. 본 연구에서는 지하핵종이동 모델 개발을 위한 기초연구로서 충전층 실험을 수행하고, 실험결과를 제안된 핵종이동모델과 비교ㆍ검토하였다. 실험에서는 분쇄응회암으로 충전된 칼럼에서의 핵종이동 현상을 규명하고, 모델 시뮬레이션을 통해서는 세공확산을 모델에 고려하여 핵종이동에서 세공확산의 역할을 검토하였다. 충전층 실험에서 수력학적 분산계수는 비흡착성의 iodine을 사용하여 측정하였으며, 이 때 측정한 분산계수는 공극율 $\varepsilon$=0.483, 평균유속 (equation omitted)=0.915$\times$$10^{-2}$ cm/min에서 D$_{L}$=0.11$\times$$10^{-2}$ $\textrm{cm}^2$/min이었다. 그리고 중ㆍ저준위 방사성폐기물의 대표 핵종으로 사용한 Cs-137은 응회암에 대해 높은 지연특성을 보였으며, 파과곡선은 비대칭 형태로서 단말현상이 길게 나타났다. 모델 시뮬레이션 결과, 매질 세공내 확산과정은 다공성의 지하매질을 통한 핵종이동에서 중요한 율속단계 역할을 하였다.다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제26권4호
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• pp.461-470
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• 1994

방사성 코발트, 스트론 , 세슘의 사암에 대한 수착특성평가 실험을 수행하였다. 수착반응속도론적 평가와 더불어 수착유형 및 가역성 등을파악하였다. 수착반응은 크게 두 단계로 나눌 수 있는데, 초기 10시간 이내에 사암외부표면에 대부분의 수착이 일어나고, 이후에는 사암입자내 미세공극을 통한 내부수착 표면으로의 확산이 수착속도 결정단계로 작용하는 과정이다. 방사성핵종이 지하매질에 수착하는 주된 수착유형을 정량적으로 평가하기 위한 방법으로서 순차적화학추출법을 도입하여 방사성핵종이 수착되어 있는 사암에 대해 탈착 실험을 수행하였다. 특히 이온교환되어 있는 세슘을 탈착시키기 위해 염화칼륨 용액으로 추출하는 공정을 도입하였다. 본 연구에서 고려한 수착유형은 지하수조건에서 가역적 수착, 이온 교환, 철망간산화 /산수소화물과의 결합, 비가역적 고착등이다. 스트론튬은 사암표면에 상대적으로 반응이 빠르고 가역적인 이온교환반응을 하였다. 코발트와 세슘은 복합적인 수착반응 양상을 보였다. 코발트의 경우, 주된 수착유형은 철망간산화 /산수소화물과의 결합이고, 비가역적인 고착도 상당비율 일어났다. 세슘의 경우, 비가역적 고착이 주된 수착유형이였으며, 이온교환도 상당비율 일어났다. 그러므로, 수착반응의 가역성 및 이동성은 스트론튬 ＞ 코발트 ＞ 세슘 순이였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제26권4호
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• pp.471-483
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• 1994

시험용기가 1.7㎥가 되는 소규모 나트륨화재 실험 시설을 건설하여 나트륨 관련시설에서 발생가능한 풀형화재, 분무형화재, 그리고 원주형화재와 같은 나트륨화재 실험을 실시하였다. 그 결과 풀형화재는 나트륨 주입량에 비하여 온도 및 압력 증가치가 분무형화재와 원주형화재보다 훨씬 작지만 상당기간 나트륨풀과 용기안의 온도를 높게 유지시키며 나트륨 주입량이 많을 경우 용기내의 산소를 거의 소모시켜 용기안의 산소농도를 0mol%에 근접시키고 진공 상태까지 이르게 하였다. 분무형화재는 분산된 작은 나트륨이 순간적으로 산소와 반응하여 급격히 용기내의 온도와 압력을 증가시키며 곧 감소하였다. 분무형 화재의 최고 도달온도와 압력은 초기 산소농도 그리고 나트륨 주입온도에 따라 크게 다름을 보여 주었다. 원주형화재는 분무형화재와 거의 유사하지만 좀 더 많은 양의 나트륨을 시험용기내에 주입시켜도 최고 도달 온도와 압력이 분무형보다 작았다. 그리고 분무형화재와 원주형화재에서는 풀형화재에 비하여 순간적으로 분산된 나트륨이 산화하여 용기내의 측정위치에 따라 온도분포가 크게 다름을 보여주었다. 끝으로, 풀형화재 소화실험에서는 소화제 graphex가 효과적으로 나트륨 화재를 진화시킬 수 있음을 확인하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제42권6호
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• pp.662-669
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• 2010

To develop the manufacturing methods for the blanket first wall (FW) of the International Thermonuclear Experimental Reactor (ITER) and to verify the integrity of the joint, Be/Cu mockups were fabricated and tested at the KoHLT-1 (Korea Heat Load Test facility), a graphite heater facility located at the Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI). Since Be and Cu joining is the focus of the present study, the fabricated mockups had a CuCrZr heat sink joined with three Be tiles as an armor material, unlike the original ITER blanket FW, which has a stainless steel structure and coolant tubes. Hot isostatic pressing (HIP) was carried out at $580^{\circ}C$ and 100 MPa for 2 hours as the method for Be/Cu joining. Three interlayers, namely, $1{\mu}mCr/10{\mu}mCu$, $1{\mu}mTi/0.5{\mu}mCr/10{\mu}mCu$, and $5{\mu}mTi/10{\mu}mCu$ were applied as a coating to the Be tiles by a physical vapor deposition (PVD) method. A shear test was performed with the specimens, which were fabricated by the same methods as those used to fabricate the mockups. The average values were 125 MPa to 180 MPa, and the samples with the $1{\mu}mCr/10{\mu}mCu$ interlayer showed the lowest value. No defect or delamination was found in the joints of the mockups by the developed ultrasonic test using a flat-type probe with a 10 MHz frequency and a 0.25 inch diameter. High heat flux (HHF) tests were performed at $1.0\;MW/m^2$ heat flux for each mockup using the given conditions, and the results were analyzed by ANSYS-CFX code. For the test criteria, an expected fatigue lifetime about 1,000 cycles was obtained by analysis with ANSYS-mechanical code. Mockups using the interlayers of $1{\mu}mTi/0.5{\mu}mCr/10{\mu}mCu$ and $5{\mu}mTi/10{\mu}mCu$ survived up to 1,100 cycles over the required number of cycles. However, one of the Be tiles in the other two mockups using the $1{\mu}mCr/10{\mu}mCu$ interlayer was detached during the screening test, and others were detached by discharge after 862 cycles. The integrity of the joints using the proposed interlayers was proven by the HHF test, but the other interlayer requires more study before it can be used for the joining of Be to Cu. Moreover, it was confirmed that the measured temperatures agreed well with the analysis temperatures, which were used to estimate the lifetime and that the developed facility showed its capability of the long time operation.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제42권4호
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• pp.382-393
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• 2010

Thermal mixing by steam jets in a pool is dominantly influenced by a turbulent water jet generated by the condensing steam jets, and the proper prediction of this turbulent jet behavior is critical for the pool mixing analysis. A turbulent jet flow induced by a steam jet discharged through a vertical upward single hole into a subcooled water pool was subjected to computational fluid dynamics (CFD) analysis. Based on the small-scale test data derived under a horizontal steam discharging condition, this analysis was performed to validate a CFD method of analysis previously developed for condensing jet-induced pool mixing phenomena. In previous validation work, the CFD results and the test data for a limited range of radial and axial directions were compared in terms of profiles of the turbulent jet velocity and temperature. Furthermore, the behavior of the turbulent jet induced by the steam jet through a horizontal single hole in a subcooled water pool failed to show the exact axisymmetric flow pattern with regards to an overall pool mixing, whereas the CFD analysis was done with an axisymmetric grid model. Therefore, another new small-scale test was conducted under a vertical upward steam discharging condition. The purpose of this test was to generate the velocity and temperature profiles of the turbulent jet by expanding the measurement ranges from the jet center to a location at about 5% of $U_m$ and 10 cm to 30 cm from the exit of the discharge nozzle. The results of the new CFD analysis show that the recommended CFD model of the high turbulent intensity of 40% for the turbulent jet and the fine mesh grid model can accurately predict the test results within an error rate of about 10%. In this work, the turbulent jet model, which is used to simply predict the temperature and velocity profiles along the axial and radial directions by means of the empirical correlations and Tollmien's theory was improved on the basis of the new test data. The results validate the CFD model of analysis. Furthermore, the turbulent jet model developed in this study can be used to analyze pool thermal mixing when an ellipsoidal steam jet is discharged under a high steam mass flux in a subcooled water pool.