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추가적 중량의 부착이 점증적 부하 운동시 시간 경과에 따른 심박수의 변화
김효찬(Kim Hyo-Ghan),신호수(Shin Ho-Soo) 한국체육과학회 2002 한국체육과학회지 Vol.11 No.2
This paper aimed to study the relationship among ventilation, heart rate, and respiratory exchange ratio with time (3 minutes, 6 minutes, all-out condition) in testing steady movement while putting 5% of one' s weight on an ankle. A total of Greco-Roman-style wrestling players in 'D' high school in Incheon were used as samples. They put 5% of their weight on their ankles and underwent a test on treadmill. The mean and standard deviation was calculated in each time frame, e.g., 3 minutes, 6 minutes, and all-out condition using the statistical package SPSS 10.0. Likewise, two-way ANOV A was used to determine the relationship among the variables, comparing the change in variables according to the trainings. The level of significance was set at P<0.05. The results of this study are as follows: 1. When one is in an all-out state of steadily increasing exercise, the heart rate and ventilation significantly increase according to the training time. However, they are not affected by the application of additional training. In addition, the change aspects of the two dependent variables are externally similar. 2. When one is in an all-out state of steadily increasing exercise, the heart rate and ventilation do not significantly increase with additional training. 3. When one is in an all-out state of steadily increasing exercise, the respiratory exchange ratio is significantly lower than that during normal training. 4. When one is in an all-out state of steadily increasing exercise, the respiratory exchange ratio increases significantly with time. However, they are not affected by the application of additional training.
김효찬(Hyochan Kim),김동현(Dong-hyun Kim),이성욱(Sung-uk Lee) 대한기계학회 2021 대한기계학회 춘추학술대회 Vol.2021 No.4
원자력발전소 핵연료는 금속 튜브 형태의 지르코늄 합금 피복재와 이산화우라늄(UO2) 소결체로 구성되어 있다. 핵연료 피복재는 정상 상태에서는 핵분열에 의해 발생하는 열을 냉각재로 전달하는 기능을 하며, 사고조건에서는 핵분열 생성 물질이 냉각재로 누출되지 않도록 하는 방어막 역할을 수행한다. 사고 조건에서 핵연료 피복재는 온도 및 내부 압력이 상승하여 금속 튜브 형태인 핵연료 피복재는 대변형이 발생한다. 핵연료 대변형은 피복재 건전성 및 원자로 안전성에 영향을 미치므로 이에 대한 상세한 모델 개발 및 검증 연구가 필요하다. 핵연료 피복재 대변형 실시간 다차원 측정을 수행하기 위해 3 차원 DIC(Digital Image Correlation) 기법을 적용하였다[1]. 시편 표면의 스페클 패턴을 인식하여 패턴의 이동에 의한 변형률을 측정하는 DIC (Mercury RT) 기법은 다양한 분야에서 널리 활용 중에 있다. 그러나, 측정되는 3 차원 DIC 변위 또는 변형률 데이터에 대한 검증 연구는 거의 진행된 바 없다. 본 연구에서는 3 차원 DIC 측정 데이터 신뢰성 검증을 위해 정적 및 동적 측정 데이터 검증 방법론을 제안하여 수행하였다. 정적 측정 데이터 검증 연구에서는 핵연료 팽창 형상과 유사한 3 차원 형상을 가지는 별도 시편을 제작하여 정적 조건에서 측정된 시편 제원과 제작된 시편 제원의 차이를 비교하여 형상 오차를 확인하였다. 동적 측정 데이터 검증 연구에서는 이동 가능한 3 축 stage에 추적점을 설치한다. 추적점의 각 방향 이동 값을 설정 후 DIC 장치를 활용하여 측정 후 입력된 값과 측정 오차값을 확인하였다. 정적 측정 데이터 검증 결과 측정 범위 10 mm에서 -0.425 mm ~ +0.082 mm의 작은 오차를 가짐을 확인하였다. 동적 측정 데이터 검증 결과 5 mm 변위 이동시에는 DIC 측정 평면인 X, Z 면에서는 0.5 % 이하의 작은 오차를 가지나, 측정 평면의 수직 방향인 Y 축으로는 1% 정도의 상대적으로 큰 오차를 가짐을 확인하였다. Nuclear fuel rod consists of uranium dioxide pellet and zirconium alloy cladding tube which plays an important role in retaining all radioactive gases and fission products to coolant. The cladding tube experiences large deformation as well as rupture in accident conditions. To measure multidimensional behavior of the cladding, 3D DIC (Digital image correlation) technology was employed. In this work, measured data by 3D-DIC were validated against static measurement data and kinetic measurement data. The specimen that is similar with shape of deformed cladding was measured by 3D-DIC in static methodology. Amount of displacement on 3- axis stage along each direction was measured by 3D-DIC in kinetic methodology. The measurement data were compared with fabricated dimension and programmed displacement. As a result, error bound of -0.425 mm ~ +0.082 mm was obtained in static methodology. In kinetic methodology, the below 0.5% error along X direction and Z direction were obtained. Approximately 1.0 % error along Y direction which is perpendicular to measurement plane of DIC camera was obtained.
경수로 핵연료 열-구조 연계 해석을 위한 다차원 간극 열전도도 모델 개발
김효찬(Hyo Chan Kim),양용식(Yong Sik Yang),구양현(Yang Hyun Koo) 대한기계학회 2014 大韓機械學會論文集A Vol.38 No.2
경수로 핵연료가 원자로내에서 연소되는 동안 핵연료 펠릿에서부터 피복관까지 온도해석은 핵연료 안전 해석에 있어 중요한 요소이며, 경수로 핵연료 온도 해석을 하기 위해서는 간극 모델 개발이 필수적이다. 간극 열전도도는 특성상 간극 두께값에 의존적이게 되며 이러한 특성으로 인해 다차원 간극 열전도도 모델이 비선형적 거동을 보인다. 본 연구에서는 선형화된 다차원 간극 열전도도 모델 개발을 위해 가상 연결 간극 요소를 제안하였다. 제안된 간극 연결 요소에 간극 열전도도를 적용하기 위해 등가 열전달 계수를 정의하였다. 제안된 모듈을 평가하기 위해 상용코드 ANSYS APDL 을 이용하여 열-구조 연계 해석 모듈을 구현하였으며, 다양한 예제를 통해 정확성과 수렴성을 평가하였다. A light water reactor (LWR) fuel rod consists of zirconium alloy cladding tube and uranium dioxide pellets with a slight gap between them. The modeling of heat transfer across the gap between fuel pellets and the protective cladding is essential to understanding fuel behavior under irradiated conditions. Many researchers have been developing fuel performance codes based on finite element method (FE) to calculate temperature, stress and strain for multidimensional analysis. The gap conductance model for multi-dimension is difficult issue in terms of convergence and nonlinearity because gap conductance is function of gap thickness which depends on mechanical analysis at each iteration step. In this paper, virtual link gap element (VLG) has been proposed to resolve convergence issue and nonlinear characteristic of multidimensional gap conductance. In terms of calculation accuracy and convergence efficiency, the proposed VLG model has been evaluated for variable cases.