고기동 유도탄은 짧은 시간에 큰 추력을 필요로 하는 발사체이다. 유도탄의 비행에 필요한 추력을 얻기 위하여 고체 연료를 폭발적으로 연소시키면 고온, 고압의 연소 가스가 발생되고, 이 연소 가스를 초음속 노즐을 통하여 팽창시킴으로서 큰 추력을 얻게 된다. 로켓 모터의 작동 시간은 수초 미만에 지나지 않으나 큰 추력을 내기 위해 고온 고압의 연소 가스가 이용됨으로 평창 과정 중 시스템 부품의 파손 혹은 노즐목 부근에서 삭마현상이 발생되기도 한다. 즉, 탄의 정확한 제어를 위해서는 연소 가스와 벽면과의 열전달에 따른 열응력과 유동장 내의 압력의 변화에 따른 구조체 응력이 동시에 고려된 정확한 응력해석이 선행되어야만 한다. 본 논문에서는 예비 설계된 추력 발생장치에 고온 고압의 연소 가스가 유동할 때 모터의 작동시간에 따른 구조체의 안전성을 응력과 재료의 용융온도의 측면으로부터 구명하였다.
천연가스의 열분해법은 천연가스 (CH4)를 고온에서 분해 시켜 수소와 탄소로 전환시키는 기술이다. 천연가스 열분해법의 가장 큰 장점은 이산화탄소의 발생 없이 수소와 탄소를 만드는 것이다. 본 연구에서는 이와같이 천연가스 고온 열분해법을 이용하여 메탄으로부터 수소와 탄소의 생성을 연구하였다. 실험을 통하여 메탄의 고온 열분해시 pyrocarbon이 반응관 내벽에 생성되며 그 위에 탄소가 퇴적되는 plugging 현상이 발생한다는 것을 알 수 있었다. 이 문제를 해결하기 위하여 본 연구에서는 이중관 반응기법, 반응 중간에 주기적으로 $O_2$나 $CO_2$로 퇴적된 탄소를 산화시키는 방법 등을 시도하였으며, 그 결과 어느 정도의 탄소 퇴적 현상을 해결할 수 있었다. 또한 SEM (Scanning Electron Microscope) image를 사용하여 탄소 입자의 크기를 측정하였으며 그 크기는 약 200 nm정도였다.
원통형 초음속 디퓨저를 사용하면 추진기관에서 발생하는 고온 연소가스의 모맨텀을 이용하여 비교적 간단하게 안정된 고고도 환경을 모사할 수 있다. 디퓨저를 이용한 고공모사 시험에서 추진기관의 연소시간이 긴 경우, 고온의 연소가스가 디퓨저 내 벽면에 직접 탈기 때문에 반복적인 사용을 위해 이 부위에 대한 냉각대책이 필요하다. 디퓨저 내부로 분사되는 냉각수가 디퓨저 작동특성에 미치는 영향을 파악하고자 축소형 연소실험을 수행하였으며, 본 논문은 실험방법과 그 결과에 대해 기술하고 있다. 고체 추진제를 연료로 하는 가스발생기를 이용하여 추진기관을 모사하였으며, 일반 수돗물을 냉각제로 사용하였다.
가스터빈에 사용되는 소재는 여타 금속소재에 비하여 고온 기계적 특성은 우수한 반면 상대적으로 단조성이 떨어지기 때문에, 금속소재의 단조성에 대한 이해와 단조 공정별 장단점을 파악하여 단조공정 설계에 반영하여야 한다. 가스터빈용 Ni합금의 경우 고온기계적 성질은 결정립 크기에 크게 의존한다. 결정립 크기는 기계적 성질에 직접적으로 영향을 미치는데, 동적재결정의 경우 초기 결정립크기, 변형률, 변형속도, 온도 뿐만 아니라 결정립계에 석출된 제2상에 의해서 크게 영향을 받기 때문에 이들 상의 고용온도를 파악하여 단조공정 설계에 반영하여야 한다. 유한요소법으로 변형률과 온도분포를 해석함으로써 단조품 내의 결정립 분포를 효과적으로 예측할 수 있다. 다단계 단조 경우, 최종 단조품의 결정립 크기는 단계별 단조 온도 및 변형률 배분 등에 따라 변하므로 이를 고려하여야 한다.
본 고에서는 일반적으로 노즐 부위 열해석에서 무시되는 복사열전달율과 점성소산효과를 수치적 모델을 통하여 그 필요성 여부를 조사한 것이며 다음과 같은 결론을 얻었다. (1)연소실 및 수 렴부위에서는 복사열전달율이 대류열전달율과 같은 차수의 크기로 나타나고 있어서 고 복사율을 갖는 연소가스에서는 특히 중요하다. 특히 최근에 많이 사용되는 연료에는 연소가스에 산화알 루미늄 성분이 증가하는 추세이므로 노즐부위 열해석에는 복사열전달이 차지하는 비중이 커질 것이다. (2)노즐의 확산부위에서는 고속으로 인하여 가스자체의 점성소산이 일어나 특성치 보 정계수 값이 감소한다. 따라서 Bartz의 예측치 보다는 열전달계수의 값이 적어지고 있다. (3) 따라서 노즐수렴부위에서는 일반적으로 Bartz의 예상치보다 높고 확산부에서는 낮은 결과를 얻 었던 실험결과와를 비교할 때 고온고속 노즐에서의 열전달해석은 복사 열전달과 점성열 소산을 고려함으로써 정확하게 될 수 있다. (4)이상 고려된 실험 데이터와 수치모델의 고찰은 노즐내의 침식이 없는 경우이나 실제의 경우 노즐벽 표면에서 화학적 반응이 일어난다. 그러나 이때 발 생될 수 있는 순수한 발한효과는 미미하며 단지 전체적인 단면의 열 해석시 상기에서 예측된 열전달율을 근간으로 화학반응열 및 온도분포를 계산하여야 할 것이다.
탄화수소 연료(LNG, LPG)를 개질하여 수소를 제조하는 연료 처리 공정 중, 탈황 기술은 촉매의 활성저하 및 전극의 피독을 방지하기 위한 필수 기술이다. 본 연구에서는 도시가스 및 액화석유 가스용 부취제로 사용되는 유기 황화합물(,DMS, THT, TBM)을 제거하기 위한 탈황제로서 Cu/ZnO계 흡착제를 개발하였다. 공침법을 이용하여 흡착제를 제조하여 각 부취제별로 상온 및 고온에서의 흡착탈황 성능을 조사하였으며 또한, 이의 특성분석을 행하였다. $Cu/ZnO/Al_2O_3$ 탈황제는 메탄으로부터 고온에서 TH, DMS, TBM+THT 등의 황화합물들을 매우 효과적으로 제거할 수 있었다. 특히, TBM+THT의 혼합가스에서 TBM에 대해 선택적인 흡착을 보였다. THT 흡착에서 흡착온도가 $300^{\circ}C$ 이상에서는, 흡착과정 동안 황의 상호작용으로 인해 금속황화물이 생성되었다.
볼텍스 튜브는 고압의 가스를 이용하여 고온 가스와 저온 가스를 분리하거나 입자상 물질의 분리에 사용할 수 있는 장치이다. 본 연구에서는 직경 8mm 볼텍스 튜브의 길이변화가 에너지분리 특성에 미치는 영향을 실험을 통하여 분석하였다. 결론적으로 튜브길이 변화에 따른 영향력은 미미하였으나, 그 중 가장 짧은 튜브길이 64mm에서 고온 출구 측의 온도차가 가장 우수한 성능을 나타내었다. 반면, 저온 출구 측에서는 거의 영향을 미치지 못하는 것을 확인하였다. 본 연구는 볼텍스 튜브의 기초설계자료로 활용될 예정이다.
유동층 반응기를 이용한 프로판의 촉매 분해는 $CO_2$를 방출하지 않고 수소를 생성하는 새로운 방식이다. 카본블랙을 이용한 프로판 분해는 메탄보다 상대적으로 분해가 잘되며, 같은 온도에서 전환률이 높기 때문에 수소 생성량이 더 많다. 촉매로 사용된 카본블랙은 반응 중 생성되는 탄소의 침적에도 불구하고 8시간 이상 촉매의 활성이 유지되어 전환율이 일정하게 유지되었다. 프로판 촉매 분해 실험은 상압에서 600 ${\sim}$$800^{\circ}C$ 온도 변화 실험을 수행하였고, 가스 유속 변화는 2.0 ${\sim}$$4.0U_mf$에서 실험 조건 변화에 따른 실험을 하였다. 온도, 유속 변화에 따른 생성 가스의 몰분율과 프로판 전환율을 분석하였다. 프로판 분해에 의해 생성된 기체는 수소뿐만 아니라 메탄, 에틸렌, 에탄, 프로필렌과 분해되지 않은 프로판이 배출되었다. 수소를 제외한 여타 가스들은 고온에서 실험을 할수록 몰비가 줄어들었다. 고온에서 프로판의 전환율과 수소 수득률이 증가하였다. 프로판 분해 실험 전후의 카본블랙 표면의 변화는 FE-TEM으로 관측하였다.
Very High Temperature Gas Cooled Reactor (VHTR) has been selected as a high energy heat source for nuclear hydrogen generation. The VHTR can produce hydrogen from heat and water by using a thermo-chemical process or from heat, water, and natural gas by steam reformer technology. A co-axial double-tube primary hot gas duct (HGD) is a key component connecting the reactor pressure vessel and the intermediate heat exchanger (IHX) for the VHTR. In this study, a preliminary design analysis for the primary HGD of the nuclear hydrogen system was carried out. These preliminary design activities include a determination of the size, a strength evaluation and an appropriate material selection. The determination of the size was undertaken based on various engineering concepts, such as a constant flow velocity model, a constant flow rate model, a constant hydraulic head model, and finally a heat balanced model.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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