• 한국막학회:학술대회논문집
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• 한국막학회 1997년도 춘계 총회 및 학술발표회
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• pp.50-51
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• 1997

가압경수로형(PWR) 원자력발전소에스는 원자로 출력조절을 위한 중성자 흡수체로 붕산(Boric Acid)을 사용하며, 불순물이 농축되는 것을 방지하기 위하여 이온교환수지로 수질 정화를 하고 있다. 그러나, 붕산으로 포화운전되는 이온교환수지에서 붕산보다 이온선택도가 낮은 실리카는 제거되지 않으므로, 원자력발전소의 운전년수 경과에 따라 1차계통수(원자로냉각재)의 붕산수중에 실리카 농도가 증가하게 된다. 한편, 실리카는 고온, 고압 운전조건에서 양이온불순물과 결합하여 핵연료피복재에 열전달을 방해하는 규석(Zeolite)층을 형성함으로서 국부가열(Hot Spot)에 의한 핵연료 손상을 일으킬 수 있으므로, 효율적인 실리카 제거기술이 요구된다. 따라서, 기존에 원전에서 사용하고 있는 Feed & Bleed에 의한 수질정화 방법은 다량의 폐기물 발생 및 붕산보충이 필요하므로, 역삼투막(RO)을 이용하여 붕소와 실리카의 최적 분리, 회수조건을 연구하고, 붕산저장 용량이 큰 SFP(Spent Fuel Pool)의 수질정화용 이동형 RO장치를 개발하기 위하여 붕산수중의 실리카에 대한 역삼투막의 선택적 제거특성을 검토하였다.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제12권2호
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• pp.25-33
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• 2016

The thermal stratification phenomenon in the nuclear power plant can cause abnormal deformation of the piping, contact with the support, damage to the support system. Repetition of the thermal stratification phenomenon or variation of the thermal boundary layer can cause thermal fatigue. Thermal stratification phenomenon in nuclear power plants is still an ongoing issue and active research has been carried out. In this paper, the current situation in Korean nuclear power plants is described, followed by the status of research and the future problems on the thermal stratification phenomenon in Korea.

• 대한기계학회논문집
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• 제13권4호
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• pp.717-725
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• 1989

본 연구에서는 미분탄의 연소과정을 파악하기 위하여 메탄-공기 예혼합 화염에서 연소중인 석탄입자를 단계별로 여러 위치에서 순간 냉각에 의해 채취한 후 단면을 관측함으로써 미분탄 연소과정의 해석을 시도하였다. 산소 함유량이 미분탄 연소에 미치는 영향을 고려하기 위하여 반응로에서의 연소 조건을 바꾸어 보았다. 또한 미분탄 연소과정의 이해를 돕기 위해 비분탄을 도가니에 넣어 전기 로에서 가열하여 얻은 챠르와 공기중에서 가열하여 얻은 회(ash)에 대한 단면을 관측하였다. 시험용 미분탄은 국내 발전소 등지에서 대량 소비되는 수입 유연탄을 사용하였다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제39권1호
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• pp.11-17
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• 2015

최근에 원자력 발전소 안전 3 등급 배관에 적용되고 있는 고밀도 폴리에틸렌 배관은 융착표면을가열한 후 축방향으로 가압하는 열 융착 공정을 이용하여 맞대기 융착되어진다. 이러한 열 융착공정은 맞대기 융착부에 비드 형상을 발생시킨다. 이러한 비드 형상의 응력집중에 기인하여 피로수명이 줄어들 수 있다. 따라서 피로거동에 미치는 맞대기 열 융착부 비드의 효과를 고찰하는 것이 필요하다. 본 연구에서는 응력 제어 조건 하의 인장 피로 시험과 유한요소 탄성응력 해석을 수행하여 맞대기 열 융착부의 인장 피로 거동을 고찰하였다. 고찰 결과, 중주기 및 고주기 피로 영역에선 피로수명에 미치는 비드의 영향이 미미한 반면 저주기 피로 영역에선 비드의 존재가 피로 수명을 감소시킴을 확인하였다.

• 플랜트 저널
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• 제10권2호
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• pp.28-37
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• 2014

히트펌프는 연소를 동반하지 않기 때문에 화석연료의 연소과정에서 발생하는 이산화탄소($CO_2$)의 배출을 억제함과 동시에 산업체 폐수, 배증기, 냉각수, 지하수, 하수 등 이미 존재하는 다양한 열을 회수할 수 있다는 장점이 있다. 한국지역 난방공사에는 파주, 고양삼송, 광교 열병합발전소에 폐열회수 조건 및 경제성 등을 고려하여 기기 냉각수 폐열을 열원으로 활용하는 히트펌프를 설치하여 운영하고 있다. 본 논문은 최근 건설된 150 MW급 광교 열병합발전소를 대상으로 상용 프로그램인 THERMOFLEX를 활용하여 기기 냉각수 폐열을 이용한 5 Gcal/h 용량의 히트펌프 설치 위치가 발전소 성능에 미치는 영향에 대해 연구하였다. 총 3가지 경우에 대해 히트펌프의 위치에 따른 성능의 영향을 살펴보았는데, 그 결과 지역 난방수 가열기 전단에 히트펌프를 설치한 경우가 전기출력 감소에도 불구하고 열출력 증가량이 커서 발전소 총효율에서 가장 유리한 것으로 확인되었다.

• 비파괴검사학회지
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• 제28권4호
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• pp.339-345
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• 2008

원자력발전소 열교환기 튜브의 대부분은 구리, 티타늄, 인코넬합금 등의 비자성체로 제작되어 있으나 2차 터빈계통의 습분분리재열기(moisture separator & reheater), 급수가열기 등의 튜브는 고압, 고온 등의 열악한 운전조건에서 상대적으로 고온 강도가 우수한 탄소강 또는 페라이트계열 스테인레스강 등의 자성체로 제작되어 있다. 특히 습분분리재열기 튜브와 같은 열교환 매체가 증기인 경우 열전달 능력을 증가시키기 위해서 핀 튜브를 사용한다. 탄소강 또는 페라이트계열 스테인레스강 등의 자성체 튜브는 고온, 고압에서 강도가 우수하지만 운전 중에 증기 커팅, 침식, 기계적 진동 마모, 응력부식균열 등의 사용 중 결함이 발생하여 발전소 정상운전에 지장을 초래할 수 있기 때문에 전열관의 건전성 평가를 위한 주기적인 비파괴검사의 수행이 필요하다. 하지만 자성체 열교환기 튜브는 투자율이 높은 전기적 특성으로 인하여 기존의 와전류검사기술로는 비파괴검사가 어렵기 때문에 원격장검사기술을 적용해야 한다. 따라서 본 연구에서는 원자력발전소 습분분리재열기세관의 현장적용에 필요한 검사기술을 개발하기 위해서 원격장탐촉자, 인공결함 시험편 및 탐촉자 구동장치를 설계하였으며, 이를 활용하여 발전소 현장 검사에 적용하였다.

• 한국진공학회:학술대회논문집
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• 한국진공학회 2010년도 제39회 하계학술대회 초록집
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• pp.1-1
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• 2010

핵융합에너지는 1930년대 한스 베테에 의해 태양과 별 에너지의 근원임이 밝혀진 후 소핵 폭탄실험 성공으로 그 위력적인 에너지를 인공적으로 만들 수 있음을 세상에 드러내게 된다. 그 뒤 이 에너지의 평화적인 이용 노력이 시작되었고 1958년 스위스에서 핵융합에너지의 평화적 이용에 대한 첫 국제회의가 열리게 되면서 에너지원으로서의 연구를 통해 냉전시대의 경쟁 대상의 과학기술의 하나로 부각되면서 눈부신 성능 향상을 보여주게 되었다. 아직 여러 어려운 관문이 남아있지만 기후변화와 에너지원 고갈에 의한 새로운 에너지원에 대한 강력한 필요성이 제기되면서 ITER와 같은 대형 국제공동연구시설 건설이 시작되었고 2030년대에는 최초의 핵융합발전소를 건설하려는 꿈도 그려가고 있다. 핵융합에너지를 얻는 방식에는 여러 방법이 시도되었는데 현재는 자기장을 이용해 플라즈마를 핵융합반응이 일어나기에 충분한 시간동안 가두는 자기핵융합방식과 관성으로 플라즈마를 가두는 관성핵융합방식으로 크게 구분할 수 있다. 자기핵융합방식의 경우 플라즈마를 만들고 가열하여 핵융합반응 확률이 높은 고온으로 가열하고 그 조건을 오래 지속시키는 기술들이 필요한데 이 기술들은 오늘날의 거의 모든 극한기술들이 망라되어 적용되는데 초전도, 고주파/ 초고주파, 대전력 공급, 대형 시설 실시간 제어기술, 대규모 신호처리기술, 고온 플라즈마 진단 기술, 대규모 시스템 시뮬레이션 기술 등이 그것이다. 여기에 또한 중요한 기술의 하나로 초고진공 기술이 필요하다. 이러한 기술이 집약되고 서로 통합되어 하나의 목적을 위해 쓰여지도록 고안되고 만들어진 장치가 자기핵융합 장치이며 따라서 현대의 자기핵융합장치들은 굉장히 복잡하며 대형 시설로 지어질 수밖에 없다. 우리나라는 1970년대 말부터 소형의 플라즈마 연구시설을 시작으로 자기핵융합 연구를 시작하면서 인력 양성을 시작하였으며 가속기 등 대형 연구시설이 본격적으로 지어지던 1990년대에 세계적으로 유래가 없는 초전도 자기핵융합장치인 KSTAR장치 건설 프로젝트를 시작하게 되었다. 총 11년이 넘는 건설기간 동안 여러 학교와 연구기관, 그리고 산업체가 참여하여 성공적으로 시운전을 실시하였으며 당당히 세계적인 장치를 통한 핵융합연구 대열에 동참하게 되었다. 이를 통한 기술 개발의 결과로 국제적 공동연구장치 ITER의 건설사업에 참여하게 되었고 KSTAR와 ITER를 통해 핵융합 에너지 상용화 기술 개발을 국가적인 기술개발의 목표로 결정하고 연구개발계획을 전략적으로 세워 진행하고 있다. 이번 논문에서는 자기핵융합의 특징과 연구 동향을 통해 우리나라의 기술 수준을 조망하고 특히 진공 기술 분야와의 상호 의존적 영향 분석을 통해 공동의 발전 방향을 모색해 보려고 한다.

• 한국토양비료학회지
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• 제31권1호
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• pp.61-66
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• 1998

화력발전소에서 대량 발생되고 있는 폐석탄재를 이용하여 환경보전형 신규자재를 개발하여 활용하고자 폐석탄재를 알카리액으로 가열처리하여 인공제올라이트를 제조한 뒤 폐수중 중금속 제거량을 분석한 결과는 다음과 같다. 유연탄재와 3.5 N NaOH 액을 1:8 (w/v) 비율로 넣고 $100{\pm}3^{\circ}C$ 조건에서 24시간 교반 가열 처리하면 양이온치환용량은 $299cmol^+\;kg^{-1}$로 유연탄재보다 59.8배 향상되었으며, 0.1N HCI 가용성 성분중 Zn을 제외한 Cu, Pb, Cd, Ni, Cr 와 같은 유해중금속 함량이 현저히 낮아졌다. 인공제올라이트의 중금속 흡착양상은 폐수와의 진탕온도가 높거나, 또는 진탕 시간이 길어질수록, 중금속의 제거량이 증가하는 것으로 보아 화학적 흡착양상을 나타냈다. 인공제올라이트 g당 폐수중 중금속 제거량을 보면 아연은 123.5mg, 구리는 164.7mg, 카드늄은 184.4mg, 납은 350.6mg을 각각 제거하여 천연제올라이트나 활성탄 보다 3~5배 많은 양을 흡착 제거하였다.

• 에너지공학
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• 제28권3호
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• pp.1-9
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• 2019

화력발전소에서 사용되는 급수 가열기 튜브에서는 사용중에 두께 감육이 발생하여 수명이 소진된다. 감육에 의한 파열 우려가 있으면 수명이 종료되는데, 파열조건을 결정하는 튜브 벽의 응력은 내압에 의한 원주방향 응력의 영향이 가장 큰 것으로 알려져 있지만, 튜브 내외부 온도차이에 의한 열응력에 대한 고려 또한 필요하다. 튜브 두께 방향의 온도차이는 열응력을 발생시켜 튜브의 잔여수명을 단축시키는 영향을 준다. 본 논문에서는 급수가열기 내에서 튜브 내표면과 외표면에 온도 차이가 가장 큰 과열저감구역(de-superheating zone)을 대상으로 열응력을 연구하였다. 원주방향으로 균일하게 감육된 튜브에서 두께방향의 온도차 때문에 발생하는 원주방향 응력, 반경방향 응력 및 온도분포를 평가하기 위한 해석적 수식을 제시하였다. 제시된 해석식의 정확도와 효과를 검증하기 위해 식으로부터의 계산된 결과를 유한요소해석으로 평가한 정확한 결과와 비교하였다. 또한, 유한요소해석으로 편심 감육된 튜브에 대한 응력도 평가하였다. 열응력 해석 및 온도 분포 해석에서 대류열전달 계수의 영향을 분석하기 위해 튜브 내표면 및 외표면에 여러 값의 열대류 계수를 적용하여 해석 결과를 비교하였다. 해석 결과 튜브 내표면보다 외표면의 열대류 계수가 응력 발생에 더 큰 영향을 주는 것으로 나타났다. 열하중만 고려된 경우, 균일 감육과 편심 감육 상태 모두에서 원주방향 응력이 반경방향 응력보다 크게 평가되었다.

• 공업화학
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• 제7권6호
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• pp.1164-1173
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• 1996

현재 국내에서 가동중인 원자력발전소 공급용 핵연료 분말제조 공정에서 발생되는 폐액의 물성과 처리방법에 대한 연구가 수행되었다. 중수로형과 경수로형 발생 폐액에 함유된 우라늄을 회수/처리하기 위하여, 공히 폐액 속의 탄산이온의 제거가 필수적이다. 중수로형은 ADU 형태로 경수로형의 경우 $UO_4$ 화합물 형태로 처리하는 것이, 최종 폐액의 우라늄 농도를 최소화할 수 있었다. 처리후 폐액의 우라늄 농도는 중수로형 폐액의 경우, 폐액을 가열하여 ADU를 제조한 후 여액에 lime을 처리하는 방법으로 1ppm까지, 경수로형 폐액의 경우 $UO_4{\cdot}2NH_4F$형태로 우라늄을 침전시킬 경우 0.8ppm까지 여액중의 우라늄 농도를 낮출 수 있었다. 최적 처리조건은 중수로형 폐액의 경우 $101^{\circ}C$까지 단순 가열방법이, 경수로형 폐액의 경우 가열한 후 $60^{\circ}C$에서 암모니아로 pH를 9.5로 조절한 후 과산화수소 용액을 첨가하여 1시간 반응시키는 경우로 나타났다. 폐액으로부터 회수된 우라늄 화합물은, 중수로형 폐액인 경우 pH가 낮을수록 회수된 ADU 입자의 크기가 증가하였으며, 경수로형 폐액인 경우 회수된 uranium peroxide 화합물을 공기분위기에서 열분해시킨 결과 기존의 AUC 분말이 열분해되어 나타내는 특성과 동일한 특성을 보임에 따라 핵연료분말 제조공정으로 recycle이 가능한 것으로 판단되었다.