고대 한 중 여성의 애정윤리 - 시가 속에 표현된 내용을 중심으로 -

정범진 (Bum Jin Chung) 연세대학교 국학연구원 1983 동방학지 Vol.36-37 No.-

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전통문화와 외래문화 ; 고전소설에 보이는 유교사상과 그 반동 - 특히 춘향전과 앵앵전을 비교하여 -

정범진(Chung Bum Jin) 성균관대학교 인문학연구원 1973 人文科學 Vol.4 No.1

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한국 원자력 인력의 고령화와 인력정책의 함의

정범진(Bum-Jin Chung),고경민(Kyungmin Ko) 한국에너지학회 2012 에너지공학 Vol.21 No.1

원자력 인력 고령화는 원전 수출에 따른 새로운 인력 수요 증가에 못지 않는 중요한 인력 문제를 야기할 수 있다. 고령화된 숙련 전문인력의 대거 퇴직에 따른 고급 인력난과 원자력 기술능력 약화는 한국 원자력의 경쟁력을 크게 약화시킬 수 있다. 본 연구는 한국 원자력 관련 기관 및 업체들에 대해 2001년과 2010년 국내 원자력 기관의 인력 현황에 대한 통계조사에 근거하여 약 10년의 기간 동안 원자력 인력 변동 추이 등의 인력 현황 통계자료를 활용했다. 이를 토대로 조사대상 기관별로 그리고 통합적으로 원자력 인력의 고령화 수준을 검토한다. 그리고 원자력 인력 고령화 문제에 대비하기 위한 인력 충원의 방향과 한국 원자력 인력 수급의 문제점을 해소해 나가기 위한 대응방안을 제시할 것이다. In Korea, there are increasing concerns on nuclear manpower demand and supply due to construction of domestic nuclear power plants and exporting nuclear power plant. In addition, aging of nuclear manpower is another important concern for stable nuclear manpower demand and supply. A shortage of skilled high-quality human resources resulted in massive retirements of senior workers may seriously undermine Korean nuclear competitiveness. This paper analyzed current state of aging of nuclear manpower based on statistical analysis on Korean nuclear organizations. The data used in this paper is manpower statistics of domestic nuclear organizations surveyed in 2001 and 2010. This paper analyzed trends of manpower change for 10 years and based on these analyses, has reviewed the level of the aging nuclear manpower by surveyed organization and integrated. Finally, this paper suggested to direction of manpower recruitment to cope with aging nuclear manpower and alternatives to find a solution to problems of nuclear manpower demand and supply.

당 전기의 범주와 분류의 문제

정범진 ( Chung Bum Jin ) 성균관대학교 대동문화연구원 1978 大東文化硏究 Vol.12 No.-

An Assessment on the Contribution of $^3$He to the Tritium Generation in the CANDU PHWR

곽성우,정범진,Kwak, Sung-Woo,Chung, Bum-Jin Korean Association for Radiation Protection 1997 방사선방어학회지 Vol.22 No.2

가압중수로는 감속재와 냉각재로 중수를 채택함으로써 높은 중성자 경제성을 달성하는 대신 중수소의 중성자 포획반응 때문에, 경수로에 비해, 다량의 삼중수소가 발생한다. 한편 원자로심에서, 삼중수소의 ${\beta}$-붕괴결과 발생된 $^3He$는, 열중성자를 포획하여 다시 삼중수소로 변환된다. 중수로에서 삼중수소의 생성에 대한 기존의 계산모형은, $^3He$가 상대적으로 낮은 용해도를 가지므로, 그 기여도를 무시해왔다. 그러나 $^3He$의 중성자 포획단면적은 중수소의 그것에 비해 $1.6{\times}10^7$ 배가 된다. 즉 $^3He$가 중수내에 0.03 ppm만 녹아있다 하더라도 $^3He$에 의해 생성되는 삼중수소의 양은 전체 중수에 의한 삼중수소의 양에 필적하게 된다. 본 연구에서는 월성1호기를 대상으로, 중수로에서 $^3He$가 삼중수소의 생성에 미치는 영향을 평가하였으며 결과를 실측치와 비교하였다. 연구의 결과, 감속재에서는 $^3He$의 용해도가 낮고 $^4He$ Cover gas 때문에 $^3He$의 기여도는 무시할 수 있음이 밝혀졌다. 반면 냉각재의 경우 $^3He$ 삼중수소의 생성에 지대한 영향을 미치는 것으로 나타났다. 또한 본 연구의 계산방법은 원전 운전초기의 냉각재내 삼중수소 생성량은 과대평가 하는 것으로 나타났으나 운전기간이 증가함에 따라 실측치와 잘 일치하는 것으로 나타났다. PHWR achieves high neutron economy by adopting heavy water as its moderator and coolant. On the other hand it permits much tritium generation, compared to LWR, due to the neutron capture reaction of deuterium in heavy water. Meanwhile in the reactor core, $^3He formed as the result of-decay of tritium, captures a thermal neutron and transforms to tritium again. The existing calculation models on tritium generation in PHWR neglect the contribution of $^3He$ in both moderator and coolant due to its relatively low solubility. However the neutron capture cross-section of $^3He$ is almost $1.6{\times}10^7$ times as large as that of deuterium. That means that the dissolved amount of 0.03 ppm of $^3He$ in heavy water is enough to generate the same amount of tritium as that generated by the deuterium of total heavy water in the system. This study dealt with the contribution of $^3He$ to tritium generation. As a sample case, the contribution of $^3He$ to the tritium generation in Wolsong #1 was evaluated and compared to the measured values. According to the result of this study, it is concluded that $^3He$ in coolant contributes very much to the tritium generation but that in moderator shows negligible effects due to the low solubility and $^4He$ cover gas. At the beginning of the plant operation, the contribution of $^3He$ is slightly greater than the measured value but agrees well with the measured as the operating time increases.

차폐체 두께에 따른 정지궤도위성용 반도체의 우주방사선 피폭 계산

허정환,고봉진,정범진,Heo, Jeong-Hwan,Ko, Bong-Jin,Chung, Bum-Jin 한국전기전자재료학회 2009 전기전자재료학회논문지 Vol.22 No.6

Cosmic ray is composed of nuclear particles moving at a light speed. The cosmic ray affects the performance and the reliability of semiconductor devices by ionizing the semiconductor material. In this study, the radiation effects of protons, electrons, and photons, which compose the cosmic ray, on the GOS(Geostationary Orbit Satellite) were evaluated using the Monte-Carlo N-Particle code. The GOS was chosen due to the comparatively long exposure to the cosmic ray as it stays in the geostationary orbit more than 10 years. As the absorbed dose of semiconductor from electrons is much larger than those of protons, photons, and the secondary radiation, most of the radiation exposure of the semiconductors in the GOS results from that of electrons. When we compare the calculated absorbed dose with the radio-resistance of semiconductor, the Intel 486 of the Intel company is not suitable for the GOS applications due to its low radio-resistance. However RH3000-20 of MIPS and Motorola 602/603e can be applied to the Satellite when the aluminium shield is thicker than 3 mm.

수직관내 발달 유동의 층류혼합대류 연구

고봉진(Bong-Jin Ko),정범진(Bum-Jin Chung) 대한기계학회 2010 大韓機械學會論文集B Vol.34 No.5

수직관내 발달 유동의 층류혼합대류에 관한 본 연구는 Re 1,000에서 3,000, GrH 10?에서 10?, Pr 2,000에서 7,000 그리고 종횡비 1부터 7에 대한 범위에 대해서 수행되었다. 유사성(Analogy)의 원리를 이용하여 수직관내 발달 유동의 층류혼합대류 열전달계를 물질전달계로 모사하였다. 물질전달계로써 Nu 수는 기존의 문헌들의 그것들보다 상당히 큰 값이었는데, 이는 본 실험의 높은 Pr 수 때문이다. 본 연구에서의 종횡비는 완전발달 할 만큼 크지 않았기 때문에, 실험 결과는 긴 수직관내 혼합대류 유동보단 평행평판에서의 혼합대류 유동과 유사하였다. 본 연구의 결론으로서 낮은 종횡비와 GrH 수를 갖는 수직관내 발달 유동의 층류혼합대류 유동은 수직 평판에서의 층류혼합대류 유동과 유사한 거동을 보인다는 것이다. 그리고 종횡비와 GrH 수가 증가할 때 유체의 거동은 수직관내 완전발달 유동과 유사한 현상을 보였다. Experiments on laminar mixed convection in a vertical pipe were performed for the Re range 1,000?3,000, the GrH range 10? ?10?, the Pr range 2,000?7,000, and aspect ratio range 1-7. Using the analogy concept, heat transfer systems were simulated by mass transfer systems. A cupric acid?copper sulfate electroplating system was adopted as the mass transfer system, and the mass transfer rates were measured. The measured Nu values were far greater than those previously reported because of the large value of Pr in this experiment. As the aspect ratio in this study was not sufficiently large for the flow to be fully developed, the test results were similar to those for mixed convection on a vertical plate rather than that inside a long vertical pipe. It was concluded that the behavior of laminar mixed convection of a developing flow in a vertical pipe at a low aspect ratio and low GrH is similar to that of laminar mixed convection in the vertical plate. As the aspect ratio and GrH increase, the laminar mixed convection phenomena becomes similar to that observed in a fully developed flow in the vertical pipe.

수직 원형관 내부에서 발생하는 자연대류 열전달에서 상·하단 마개의 영향

강경욱(Gyeong-Uk Kang),정범진(Bum-Jin Chung) 한국에너지학회 2011 에너지공학 Vol.20 No.3

원자력의 경제성

고경민(Kyungmin Ko),정범진(Bum-Jin Chung) 에너지경제연구원 2012 에너지경제연구 Vol.11 No.2

그동안 지속되어온 원자력 경제성 논쟁은 후쿠시마 원전사고를 계기로 원전안전성 문제와 연계되면서 더욱 심화되고 있는 추세이다. 원자력 경제성 논쟁은 발전원가 산출을 둘러싼 논쟁으로, 원자력과 다른 에너지원의 비교 우위 여부 또는 정도가 핵심 이슈이다. 본 논문은 원자력의 경제성에 대한 찬반 양론의 쟁점을 분석하여 논쟁의 합리적인 해결을 위한 과제를 제시하고자 한다. 이를 위해 본 논문은 원자력 경제성 논쟁의 준거가 되는 발전원가를 중심으로 찬반 양론의 주장들을 몇 가지 쟁점에 따라 검토할 것이다. 그리고 잘못 이해되고 있는 이슈나 여전히 해결되지 못하고 있는 이슈들을 분석?정리할 것이다. 이를 토대로 원자력 경제성 논쟁의 건설적이고 합리적인 해결을 위한 과제를 결론에 대신하여 제시할 것이다. The debate on the economy of nuclear power generation has been deepened since the Fukushima nuclear accidents, coupled with the nuclear safety issues. It is related with the question, whether the nuclear power has the comparative advantages with other power sources. This study analyzes the pros and cons arguments regarding the nuclear power generation cost elements and identifies the misunderstood and/or the unresolved issues. Based on the analyses, it attempts to suggest proposals for the constructive and rational settlement.

도관내 원형관의 자연대류 열전달에서 입구 및 출구 길이 효과

임철규(Chul-Kyu Lim),정범진(Bum-Jin Chung) 한국에너지학회 2012 에너지공학 Vol.21 No.1

굴뚝내 수직 원형관의 자연대류에서 굴뚝의 입구길이, 출구길이, 그리고 굴뚝의 직경에 따른 열전달 변화를 실험적으로 연구하였다. 상사성을 이용하여 열전달 실험 대신 물질전달 실험을 수행하였다. 직경 0.054 m, 높이 0.03, 0.07, 0.10 m의 원형관에 대하여 굴뚝의 직경을 0.06 m에서 0.14 m까지, 높이를 0.30 m에서 1.10m까지 변화시켰다. 이는 Pr 수 2,094, RaL 수 4.55×10<SUP>9</SUP>, 5.79×10<SUP>10</SUP>, 그리고 1.69×10<SUP>11</SUP>에 해당한다. 굴뚝이 없을 때, 수직 원형관의 열전달은 Le Ferve의 수직평판에 대한 층류 자연대류 상관식과 일치하였다. 출구길이를 증가시키며 실험한 결과, 열전달은 증가하다가 특정 출구길이 이상에서는 일정해 졌다. 반면, 입구길이를 증가시킬 때는 열전달은 감소하다가 특정 입구길이 이상에서는 일정해졌다. 굴뚝효과로 증가된 열전달은 굴뚝의 직경을 증가시킬수록 감소하다가 굴뚝이 없을 때와 같아졌다. This work investigated the influence of the chimney dimensions(exit and entrance length, and diameter) on the heat transfer of a vertical cylinder in a duct. The measured mass transfer rates for the natural convection of vertical cylinder in a duct were presented for Prandlt number 2,094, Rayleigh number in the range of 4.55×10<SUP>9</SUP>, 5.79×10<SUP>10</SUP>, and 1.69×10<SUP>11</SUP>. Experiments were performed using a copper sulfate electroplating system to simulate heat transfer based upon the analogy concept. The diameter of the duct was varied from 0.06 m to 0.14 m, and the heights from 0.30 m to 1.10 m. Nusselt numbers measured at open channel condition agreed well with the existing laminar heat transfer correlations for vertical plate developed by Le Fevre. The increase of the exit length enhanced the heat transfer up to a certain duct height but further increase does not affects the heat transfer. The heat transfer decreased with increasing the entrance length up to a certain duct height and was constant at further increase. The Nusselt number decreased with increasing the diameter of duct, until Nusselt number becomes similar to that at open channel beyond a certain diameter.