• 제목/요약/키워드: 감손우라늄

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내부열원을 갖는 Top-vented 원통형 밀폐공간에서의 자연대류 연구

  • 강권호;신현규;신치범;유재석;김철;박영무
    • 한국에너지공학회:학술대회논문집
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    • 한국에너지공학회 1996년도 추계학술발표회 논문집
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    • pp.176-180
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    • 1996
  • 본 연구에서는 감손우라늄 폐기물칩의 처리 장치인 공기조절식 산화장치의 열전달 특성을 실험적으로 해석하였다. 감손우라늄칩의 산화처리시 발생되는 산화열에 의한 장치 내부의 온도상승 및 외부로의 열전달을 해석하기 위해 산화장치 내부에 히터를 설치하여 실험을 수행하였으며, 히터의 발생열량을 시간에 따른 열전달 특성을 알아보기 위하여 Nusselt수, Grahsof수와 Rayleigh수를 구하고, Nusselt수와 Rayleigh수의 관계를 구하였다.

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전차의 소개와 발전추세(3)

  • 김동보
    • 국방과기술
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    • 10호통권152호
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    • pp.36-47
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    • 1991
  • 포(화력)와 장갑(방호력)의 경쟁은 전차가 개발된 이후 끊임없이 계속되어 왔다. 1970년대 영국에서 개발된 초밤(Chobham)장갑은 현존하는 어떤 장갑판보다 방호력이 우수한 것으로 알려져 있으며, 지금까지 가장 좋은 장갑재의 대명사로 불려져 왔다. 초밤장갑은 영국의 챌린저(Challenger)전차와 1980년 미국의 M1전차에 사용되었다. 최근에는 가장 우수한 창을 만드는 재질로 방패를 만드는 원리를 이용한 감손우라늄(DU)장갑이 미국의 M1A1 전차에 사용되었다

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내부열원을 갖는 Top-vented 원통형 밀폐공간에서의 자연대류에 관한 실험적 연구 (An Experimental Study on the Natural Convection Heat Transfer with a Heat Source in a Top-Vented Cylindrical Enclosure)

  • 강권호;신현규;신치범;유재석;김철;박영무
    • 에너지공학
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    • 제5권2호
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    • pp.203-208
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    • 1996
  • 본 연구에서는 감손우라늄칩을 처리하기 전의 시험단계로서 감손우라늄칩의 산화처리시 발생되는 산화열에 의한 산화장치 내부의 온도상승 및 외부로의 열전달을 해석하기 위해 산화장치 내부에 히터를 설치하여 실험을 수행하였다. 히터의 발생열량을 달리하면서 시간에 따른 열전달 특성을 알아내기 위하여 열유속, Nusselt 수, Grashof수와 Rayleigh 수를 구하고, Nusselt 수와 Rayleigh 수의 관계를 구하였다.

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XSDRN, ONEDANT및 MCNP에 의한 사용후 핵연료 용기의 중성자 차폐 해석 (Neutron Shielding Analysis for a Spent Fuel Container Using XSDRN, ONEDANT and MCNP Codes)

  • 김교윤;이태영;하정우;김종경
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • 제14권1호
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    • pp.46-55
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    • 1989
  • 사용후 핵연료 용기에 대한 중성자 차폐 해석을 위하여 각분할법 코드인 ONEDANT 및 XSDRN과 몬테칼로 코드인 MCNP를 사용하였다. ORIGEN-S로 부터 결정된 선원항이 ONEDANT및 XSDRN에 각각 이용되었고, MCNP에 입력되는 선원항으로는 ONEDANT와 XSDRN으로 부터 계산된 중성자 스펙트럼을 사용하였으며, 중성자 에너지군은 27군과 10군으로 하였다. 감손 우라늄을 중성자 차폐 물질로 사용하였을 경우, MCNP의 계산 결과에 대하여 ONEDANT의 계산결과는 10%, XSDRN은 20% 이내에서 접근하였다. 또한, MCNP의 계산 결과에 의하면, 고려한 중성자 차폐물질의 성능은 감손 우라늄, 철, 그리고 납의 순으로 좋은 것으로 나타났다.

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MCNPX 코드를 이용한 통합비파괴측정장치의 중성자 검출 효율 평가 (Evaluation of Neutron Detection Efficiency of the Unified Non-Destructive Assay Using MCNPX Code)

  • 원병희;서희;이승규;박세환;김호동
    • Journal of Radiation Protection and Research
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    • 제38권4호
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    • pp.172-178
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    • 2013
  • 본 연구에서는 미래 파이로 시설에서의 핵물질 계량 연구를 위하여 개발하고 있는 통합비파괴측정장치(Unified Non-Destructive Assay, UNDA)의 중성자 검출 효율을 MCNPX 코드를 이용하여 평가하였다. 검출 효율 평가는 두 개의 다른 설계안의 UNDA에 대하여 수행되었으며, $^{252}Cf$ 중성자 발생 선원 위치에 따른 검출 효율 평가와 감손우라늄의 용기 두께 및 위치에 따른 검출 효율 평가를 수행하였다. $^{252}Cf$ 중성자 선원의 위치에 따른 UNDA의 검출 효율 결과는 6.83%부터 13.35%까지 분포로 나타났으며, $^{252}Cf$ 선원이 장치 내부의 상단에 위치할수록 검출 효율은 증가 후 감소하는 경향을 나타냈고, 선원이 외각에 위치될수록 효율이 증가하는 경향을 보였다. 감손우라늄 용기의 두께 및 위치에 따른 검출 효율 평가에서는 용기 두께가 증가할수록 검출 효율은 낮아지는 경향을 보이며, 용기 위치가 장치 상부에 위치될수록 효율은 감소하고, 외각에 위치할수록 효율은 증가하였다. 검출 효율은 $^{252}Cf$ 선원의 경우보다 약간 높게 나타났다(10.31~13.61%). 또한, 장치 상단에 고밀도 폴리에틸렌 덮개가 있는 설계안이 덮개가 없는 설계안 보다 평균적으로 약 2% 정도 중성자 검출 효율이 높은 것으로 평가되었다.

내열금속 분말의 국방소재 응용 (Application of Refractory Metal Powders to Military Material Fields)

  • 김영무;김은표;이성;노준웅
    • 한국분말재료학회지
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    • 제14권4호
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    • pp.221-229
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    • 2007
  • 이상에서 살펴본 바와 같이, 내열재료들은 고밀도를 이용하여 비행하는 물체의 운동에너지를 극대화 시킬 수 있기 때문에 군사적으로 각종 무기체계의 성능 향상에 매우 중요하다. 또한 유도 무기 및 항공기의 경우 고온, 고압 등의 환경에서 운용되기 때문에, 이러한 조건에서 견딜 수 있는 소재 개발이 필수적이다. 따라서 무기 선진국에서는 고밀도 재료인 텅스텐, 몰리브덴, 탄탈륨, 텅스텐-구리 감손우라늄을 활용하기 위한 연구를 활발하게 진행하고 있다. 이중, 텅스텐, 몰리브덴, 텅스텐-구리 라이너에 관한 연구는 괄목할 만한 연구 성과를 거두고 있다. 이러한 연구성과는 기존 탄의 관통 성능을 크게 증가시켜, 이에 대응하고자 하는 방어 체계 연구자들을 바쁘게 할 것으로 판단된다. 한편 내열 금속의 경우, 초고온 및 고압과 같은 극한 환경에서의 고온 강도 및 내삭마성이 우수하기 때문에, 각종 유도 무기 체계의 구성 부품, 즉 터빈, 밸브, 노즐, 제트 베인 등에 적용되고 있으나 대부분의 내열 재료들은 제조 방법이 까다롭고, 가공성이 나쁘며, 고가라는 단점들이 있어 이를 극복하는 연구들이 현재 진행 중에 있다.

감손 우라늄 베드 수소 탈장 성능 (Dehydriding Performance in a Depleted Uranium Bed)

  • 구대서;김연진;윤세훈;정흥석
    • 한국수소및신에너지학회논문집
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    • 제27권1호
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    • pp.22-28
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    • 2016
  • It is necessary to store and supply hydrogen isotopes for Tokamak operation. A storage and delivery system (SDS) is used for storing hydrogen isotopes as a metal hydride form. We designed and fabricated a depleted uranium (DU) bed to store hydrogen isotopes. The rapid storage of hydrogen isotopes is very important not only for safety reasons but also for the economic design and operation of the SDS. The delivery rate at the desorption temperatures without the operation of a dry pump was analyzed in comparison with that with the operation of the dry pump. The effect of the initial desorption temperatures on the dehydriding of the DU without the operation of the dry pump was measured. The effect of the initial desorption temperatures on the dehydriding of DU with the operation of the dry pump was also measured and analyzed. The primary pressure on the desorption temperatures without the operation of the dry pump was analyzed in comparison with that with the operation of the dry pump. The temperature gradient of the coil heater and the primary vessel was also analyzed. Our results will be used to develop pilot scale hydrogen isotope processes. It was confirmed that dehydriding of a medium-scale DU bed has enabled without the operation of the dry pump.

수소동위원소 저장 계량 장치 특성 연구 (Characteristics of a Hydrogen Isotope Storage and Accountancy System)

  • 김연진;정광진;구대서;박종철;전민구;윤세훈;정흥석
    • 한국수소및신에너지학회논문집
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    • 제26권6호
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    • pp.541-546
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    • 2015
  • Global energy shortage problem is expected to increase driven by strong energy demand growth from developing countries. Nuclear fusion power offers the prospect of an almost infinite source of energy for future generations. Hydrogen isotope storage and delivery system is a important subsystem of a nuclear fusion fuel cycle. Metal hydride is a method of the high-density storage of hydrogen isotope. For the safety storage of hydrogen isotope, depleted uranium (DU) has been widely proposed. But DU needs a safe test because It is a radioactive substance. The authors studied a small-scale DU bed and a medium-scale DU bed for the safety test. And then we made a large-scale DU bed and stored hydrogen isotopes in the bed. Before the hydriding/dehydriding, we tested it's heating and cooling properties and carried out an activation procedure. As a result, Reaction rate of DU-$H_2$ is more rapid than the other metal hydride ZrCo. Through the successful storage result of our large bed, the development possibility of the hydrogen isotope storage technology seems promising.

수소동위원소 공정 안전해석 (Safety Analysis of a Hydrogen Isotopes Process)

  • 정흥석;강현구;장민호;조승연;김원국;남재연;김덕진;송규민;백승우;구대서;정동유;이정민;김창석;정기정;윤세훈
    • 한국수소및신에너지학회논문집
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    • 제23권3호
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    • pp.219-226
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    • 2012
  • A nuclear fusion fuel cycle plant is composed of various subsystems such as a hydrogen isotope storage and delivery system, a tokamak exhaust processing system, and a hydrogen isotope separation system. Korea shares in the construction of the International Thermonuclear Experimental Reactor fuel cycle plant with the EU, Japan and US, and is responsible for the development and supply of the storage and delivery system. We thus present details on the hydrogen isotope process safety. The main safety analysis procedure is to use a hazard and operability study. Nine segments were studied how the plant might deviate from its design purpose. We present a detailed description of the process, examine every part of it to determine how deviations from the design intent can occur and decide whether these deviations can give rise to hazards. We determine possible causes and note protective systems, evaluate the consequences of the deviation, and recommend actions to achieve our safety goal.