The hydrolysis-precipitation reaction of mixed aluminum salt solutions of aluminum sulfate, aluminum nitrate, and urea has been investigated to obtain narrow-sized and unagglomerated fine spherical precipitates of aluminum hydroxide required for coating core particles. The hydrolysis-precipitatin reaction could be controlled to be appropriate to coating processes by usign urea as a pH control-agent. As the concetration of total Al3+ ion and the molar ratio of SO42-/Al3+ in starting solutions became smaller and also as the vol. ratio of water/solution for hydrolyzing mixed aluminum salt solution became larger, the morphology of precipitates tended to be more unagglomerated and spherical, while their size(0.5longrightarrow0.05${\mu}{\textrm}{m}$) to be smaller. The optimum hydrolysis condition for coating processes was to hydrolyze the mixed aluminum salt solution, in which the molar ratio of SO42-/Al3+ was 0.75, while the amount of water corresponding to the vol. ratio of water/solution of 15. The precipitate was the aluminum hydroxide which sulfate ions were strongly adsorbed on and the maximum yield in the hydrolysis-precipitation reaction was about 20%.
영상처리는 사회가 고도의 디지털 정보화 시대로 발전함에 따라 응용분야가 점차 다양해지고, 중요한 분야로 각광 받고 있다. 특히 영상복원은 영상처리의 핵심기술로 많은 연구가 진행되고 있다. 본 논문에서는 salt and pepper 잡음 환경에서 훼손된 영상을 복원하기 위해, 잡음 밀도에 따라 국부 마스크의 크기를 가변하는 변형된 적응 스위칭 메디안 필터를 제안하였다. 그리고 개선 효과의 객관적 판단 기준으로 PSNR(peak signal to noise ratio)을 사용하여 기존의 방법들과 비교하였다.
Nariratri Nur Aufanni;Eunhyug Lee;Taesuk Oh;Yonghee Kim
Nuclear Engineering and Technology
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제56권3호
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pp.900-906
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2024
The Passively-Cooled Molten Salt Fast Reactor (PMFR) is one of the advanced design concepts of the Molten Salt Fast Reactor (MSFR) which utilizes a natural circulation for the primary loop and aims to attain a long-life operation without any means of fuel reprocessing. For an extended operation period, it is necessary to have enough fissile material, i.e., high excess reactivity, at the onset of operation. Since the PMFR is based on a fast neutron spectrum, direct implementation of a burnable absorber concept for the control of excess reactivity would be ineffective. Therefore, a localized moderator concept that encircles the active core has been envisioned for the PMFR which enables the effective utilization of a burnable absorber to achieve low reactivity swing and long-life operation. The modified PMFR design that incorporates a moderator and burnable absorber is presented, where depletion calculation is performed to estimate the reactor lifetime and reactivity swing to assess the feasibility of the proposed design. All the presented neutronic analysis has been conducted based on the Monte Carlo Serpent2 code with ENDF/B-VII.1 library.
Aiming at one of decisive alternatives for long term aspect of nuclear power concerns, an integral and closed nuclear system, AMBIDEXTER (Advanced Molten-salt Break-even Inherently-safe Dual-mission Experimental and TEst Reactor) concept is under development. The AMBIDEXTER complex essentially comprises two mutually independent loops of the radiation/material transport and the heat/energy conversion, centered at the integrated reactor assembly, which enables one to utilize maximum benefits of nuclear energy under minimum risks of nuclear radiation. And it provides precious radioisotopes and radiation sources from its waste stream. Also the reactor operates at very low level of fission products inventory throughout its lifetime. The nuclear and thermalhydraulic characteristics of the molten TH/$^{233}$ U fuel salt extend the capability of the self-sustaining AMBIDEXTER fuel cycle to enhance resource security and safeguard transparency. The reactor system is consisted of a single component module of the core, heat exchangers and recirculation pumps with neither pipe connections nor active valves in between, which will significantly improve inherent features of nuclear safety. States of the core technologies associated with designing and developing the AMBIDEXTER concept are mostly available in commercialized form and thus demonstration of integral aspects of the concept should be the prime area in future R&D programs.
$TiO_2-coated$ cubic ${\alpha}-Fe_2O_3$ with mostly exposed (012) and (101) facets (${\alpha}-Fe_2O_3@TiO_2$) was fabricated using a hydrothermal route for the photo-Fenton degradation of tetracycline under visible light irradiation. $TiO_2$ coating could greatly affect the photocatalytic activity of ${\alpha}-Fe_2O_3@TiO_2$. Compared with cubic ${\alpha}-Fe_2O_3$ alone for photodegradation of tetracycline, ${\alpha}-Fe_2O_3@TiO_2$ with $TiO_2$ shell of around 15 nm exhibited higher removal efficiency of tetracycline in photo-Fenton system, and its durability was slightly affected after five cycle times under same conditions. It is ascribed to the well-matched interface between cubic ${\alpha}-Fe_2O_3$ core and $TiO_2$ shell, leading to the broadened light-absorption and the efficient separation of photo-generated electon-hole pairs. The $^{\bullet}OH$ radicals were main responsible for the advanced photocatalytic performance of ${\alpha}-Fe_2O_3@TiO_2$ in visible-light driven degradation of tetracycline.
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.
유기첨가제인 ${\omega}$-phenylalkylammonium 염이 sodium dodecyl sulfate(SDS)의 미셀계면에 결합되는 배향과 미셀속으로 유기염이 침투되는 정도를 $^{1}H\;NMR$ 자료를 이용하여 연구하였다. SDS의 메틸렌 양성자들의 높은장 쪽으로의 화학이동 값의 변화는 유기염의 농도에따라 선형적으로 변하게 되는데 이것은 유기염이 미셀내에 삽입되는 증거이다. 유기염의 알킬기의 길이가 길어질수록 벤젠고리의 양성자들과 계면활성제의 메틸렌 양성자들은 공명 신호들이 더욱 높은장 쪽으로 이동됨을 보여주었다. 유기염들은 알킬암모늄기를 미셀의 계면 밖으로 배향하며 벤젠고리는 미셀의 중심을 향하여 palisade 층까지 침투한다고 생각된다. 유기 첨가제는 알킬기의 길이가 길어질수록 SDS 미셀의 palisade 층으로 더욱 깊이 침투하여 혼합미셀를 형성한다고 생각한다.
This paper was accomplished for analyzing the reason of the above deterioration happened on the deck of concrete bridge. The bridge was constructed at 660m above the sea level having more freezing and snowing days. Therefore, it is placed on the particular condition sprinkling $CaCl_2$ enough for keeping up with moderate traffic condition. When it is considered to the former condition, the bridge can be assumed to potentialities for combined deterioration with freezing-thawing under sprinkling deicing chemical. Core specimens were gathered from the concrete deck for clearing the reason of the above deterioration exactly, and it is used for various tests for measuring the compressive strength, elastic modulus, content of $Cl^-$, freezing-thawing at the fresh and salt water. As a result of freezing-thawing test, the specimen at the fresh water has over 90$\%$ of durability factor, but another specimen at 1$\%$ of salt water has 0$\%$ of durability factor at 140 cycles of the freezing-thawing. The result means that frost damage is sccelerated at the salt water. Therefore, the deterioration of the concrete deck is estimated to be occured by combined effects of freezing-thawing and chloride ion attack.
In this study, the partial discharge degradation properties for 2-core PVC cable($2cores{\times}1.5mm^2$ cross section, length of 10 cm, 20 cm, 30 cm) following immersion with the salt water that the 2%, 4%, 8% of NaCl is dissolved in 100 g of distilled water for 48 and 96 hours has been measured. The results of this study are as follows. When the degradation time in salt water of 2% NaCl is 48 hours, it found that the number of partial discharge increased as about 40 pps, 50 pps, 90 pps with increasing the length of cable to 10 cm, 20 cm, 30 cm. In case the concentration and degradation time is same, the inception and extinction voltage decreased with increasing the length of cable. When the degradation time in salt water is 96 hours and the length of cable is 20 cm, it found that the number of partial discharge decreased as 3,000 pps, 500 pps, 100 pps with increasing the concentration of NaCl to 2%, 4%, 8%.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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