RISS 학술연구정보서비스

검색
다국어 입력

http://chineseinput.net/에서 pinyin(병음)방식으로 중국어를 변환할 수 있습니다.

변환된 중국어를 복사하여 사용하시면 됩니다.

예시)
  • 中文 을 입력하시려면 zhongwen을 입력하시고 space를누르시면됩니다.
  • 北京 을 입력하시려면 beijing을 입력하시고 space를 누르시면 됩니다.
닫기
    인기검색어 순위 펼치기

    RISS 인기검색어

      검색결과 좁혀 보기

      선택해제
      • 좁혀본 항목 보기순서

        • 원문유무
        • 원문제공처
          펼치기
        • 등재정보
        • 학술지명
        • 주제분류
        • 발행연도
        • 작성언어
        • 저자
          펼치기

      오늘 본 자료

      • 오늘 본 자료가 없습니다.
      더보기
      • 무료
      • 기관 내 무료
      • 유료
      • KCI등재후보

        ZrO2 첨가된 SnO2를 이용한 신경 및 수포작용제 검지에 대한 연구

        윤기열 ( Ky Youl Yun ),차건영 ( Gun Young Cha ),최낙진 ( Nak Jin Choi ),이덕동 ( Duk Dong Lee ),김재창 ( Jae Chang Kim ),허증수 ( Jeung Soo Huh ) 한국센서학회 2004 센서학회지 Vol.13 No.5

        N/A N-type semi-conducting oxides such as SnO₂, ZnO, and ZrO₂ have been known for the detecting materials of inflammable or toxic gases. Of those materials, SnO₂-based sensors are well known as high sensitive materials to detect toxic gases. And the sensitivity is improved if catalysts are added. Detecting toxic gases, especially DMMP (di-methyl-methyl-phosphonate) and DPGME (Dipropylene glycol methyl ether), was performed by a mixture of Tin oxide (SnO₂) and Zirconia (ZrO₂). The films consist of each three different mass% of Zr (from I mass% to 5 mass%). and they were tested by XRD. SEM. TEM, BET. Nano-structure, pore and particle size was controlled to verify the sensor`s sensing mechanism. The sensors was evaluated at five different degrees (from 200℃ to 400℃) and three different concentrations (from 500 ppb to 1500 ppb). The sensors had good sensitivity of both simulants, and high selectivity of DMMP.

      • KCI등재
      • SCOPUSKCI등재

        SnO<sub>2</sub>센서의 ZnO 첨가량에 따른 di(propylene glycol) methylether (DPGME)에 대한 반응 특성

        차건영,백원우,윤기열,이상태,최낙진,이덕동,허증수,Cha G. Y,Baek W. W,Yun K. Y,Lee S. T,Choi N. J,Lee D. D,Huh J. S 한국재료학회 2004 한국재료학회지 Vol.14 No.3

        Respectively the powder made of ZnO added $SnO_2$ was prepared by coprecipitation method and the thick film gas sensor was fabricated by screen-printing technique, The morphology and phase of the powder and film was investigated by SEM and XRD. The specific area of the particle was linearly increased with ZnO contents. Target gas was di(propylene glycol) methylether ($CH_3$($OC_3$$H_{6}$ )$_2$OH, DPGME), which is simulant gas of blister gas. The gas sensing characteristics for DPGME were examined with flow type measurement system and the concentrations of target gas were controlled from 500 ppb to 1500 ppb. ZnO (2 wt%) added $SnO_2$ showed maximum sensitivity to DPGME at $300^{\circ}C$.

      • KCI등재

        CFD코드를 이용한 HPSI Pump Room의 화재안전성 평가

        조남진(Cho, Namjin),임동수(Im, Dongsu),서효석(Seo, Hyoseok),조태연(Cho, Teayeon),윤기열(Yun, Kiyoul) 한국방재학회 2017 한국방재학회논문집 Vol.17 No.4

        원전은 드물게 화재가 발생되며, 화재사고 시 원자로의 정지 유발과 동시에 안전정지 기기 등을 손상시켜 방사능 유출이라는 대규모 피해를 야기 시킬 수 있어 차별화된 화재 안전 설계 조건이 요구된다. 본 연구에서는 원전의 다양한 펌프실 중 중요 펌프의 케이블들이 관통해서 지나가는 고압안전주입펌프실에 대해서 CFD 전산코드를 통해 화재의 거동을 예측하고 안전성을 검증하고자 하였다. 고압안전주입펌프실의 화재 안전성평가를 위한 화재모델은 FDS (Fire Dynamics Simulator)를 이용하였으며 NUREG-1934, NUREG/CR-6850 등에 기초하여 화재시뮬레이션을 수행하였다. 그 결과로 화재발생 시 각 배기의 방화댐퍼닫힘 시간을 확인하였고, 케이블의 손상 시간을 평가하였으며, 이를 통해 원자력 발전소의 안전성 평가 및 확보를 위한 정보를 제공하고자 한다. Although fire accidents in nuclear power plants rarely occurs, it may cause a stoppage of a nuclear reactor and damage of safety devices and cause massive damage such as radiation leakage. Therefore, nuclear power plants require specialized fire safety design conditions. In this study, CFD code is used to predict fire behavior and verify safety for HPSI (High Pressure Safety Injection) Pump Room passing through cables of important pump among various pump rooms of nuclear power plant. Fire simulation was performed based on NUREG-1934, NUREG / CR-6850, etc. using Fire Dynamics Simulator (FDS) as a fire model for fire safety evaluation of HPSI Pump Room. As a result, the fire damper closing time of each exhaust was checked and the damage time of the cable was evaluated. This will provide information for safety assessment and assurance of nuclear power plants.

      • KCI등재

        전산유체해석에 의한 원전 정비편의시설의 위험성 평가

        조남진(Cho, Namjin):임동수(Im, Dongsu),김도형(Kim, Dohyung),윤기열(Yun, Kiyoul) 한국방재학회 2017 한국방재학회논문집 Vol.17 No.1

        원자력 시설물은 화재발생 시 대규모 피해를 가져 올 수 있는 특수 시설물로서 다른 산업 시설물에 비해 매우 엄격한 안전 확보 기준에 따라 운영되고 있다. 본 논문에서는 화재해석 프로그램 중의 하나인 CFAST(Consolidated Fire And Smoke Transport model)를 사용하여 원자력 발전소에 추가로 설치된 정비편의시설의 임시가연물로 인한 화재를 가정하고 이에 따른 원자력발전소의 안전을 평가하였다. NUREG-1934 및 NUREG/CR-6850에 기초하여 화재시뮬레이션을 수행하였으며, 그 결과로 Hot Gas Layer 높이, 온도, 복사열 등을 분석하여 화재에 따른 케이블의 손상 여부를 평가하였다. 이를 통해 원자력 발전소의 안전성 확보를 위한 정보를 제공하고자 한다. Nuclear facilities are operated according to very strict safety standards compared to other industrial facilities because they are special facilities that can cause massive damage in case of fire. In this paper, CFAST (Consolidated Fire and Smoke Transport model), one of the fire analysis programs, is used to evaluate the safety of nuclear power plants by assuming a fire due to temporary combustibles in the maintenance facilities installed in nuclear power plants. Fire simulation was performed based on NUREG-1934 and NUREG / CR-6850. As a result, damage of cables due to fire was evaluated by analyzing hot gas layer height, temperature, radiant heat and so on. This will provide information for securing the safety of nuclear power plants.

      • KCI등재

        동질성 및 열노화 분석을 통한 방호도장의 건전성 평가

        조남진(Cho Nam jin),임동수(Im Dong su),윤홍걸(Yoon Hong gul),서효석(Seo Hyo seok),윤기열(Yun Ki youl) 한국방재학회 2017 한국방재학회논문집 Vol.17 No.2

        원자력발전소 격납건물 내부에는 부식방지, 제염, 내화기능 등의 목적으로 방호도장이 시공되어 있다. 격납건물 내부도장에 결함이 있을 경우, 지진, 화재 등에 의한 설계기준사고(Design Basis Accident) 발생 시 격납건물 살수계통의 작동으로 분사되는 고압의 분무수로 인해 도장이 벗겨질 가능성이 크다. 이로 인한 재순환냉각계통의 기능상실로 대규모 사고를 가져 올 수 있다. 격납건물 내부 방호도장의 상태점검을 해본 결과 일부에서 다양한 형태의 결함들이 발견되었다. 이렇게 발견된 결함들의 원인을 분석하고, 방호도장의 건전성을 평가하기 위해 기존 도장재와의 동질성 분석 및 열노화상태 평가를 수행하였다. 시험결과를 통해 가동중 원전에 적용되고 있는 도장은 전반적으로 건전성을 유지하는 것으로 평가되기는 하였으나, 향후 관련 기술 및 평가방법론에 대한 추가적인 연구가 필요할 것으로 판단된다. Inside the containment buildings of Nuclear Power Plant, protection coatings are installed to prevent corrosion, decontamination, and fireproof. If there is a defect in the coating, there is a high possibility that the coating will be peeled off due to the operation of the containment building Spray system when a design basis accident occurs due to an earthquake or fire. This can lead to massive damage due to the loss of functionality of the recirculation cooling system. various defects are found in the protective coatings inside the containment buildings. In order to analyze the causes of these defects and evaluate the integrity of the protective coating, we analyzed the homogeneity with the existing paint and evaluated the thermal aging condition. Through the test results, the state of the painting was evaluated to maintain overall soundness, however, further research on related technologies and evaluation methodologies will be needed in the future.

      연관 검색어 추천

      이 검색어로 많이 본 자료

      활용도 높은 자료

      해외이동버튼