본 연구에서는 원뿔형으로 개발된 미세기포형 산기관의 성능향상을 위하여 운용적 측면에서 실험과 전산모사적 방법을 이용하였다. 산기관 잠김깊이의 변화에 대해 성능실험이 용이한 실증 규모의 타워형 생물반응기에 산기관을 장착하여, 잠김깊이가 표준산소전달계수($K_{L}a_{20}$) 및 표준산소전달효율(SOTE) 등 산소전달 성능에 미치는 영향을 실험적으로 연구하였다. 또한, 2상 유동에 관한 유체역학적 전산모사를 이용하여 산기관 수와 잠김깊이에 대한 유동현상을 파악함으로써 산소전달 성능변화에 대한 원인을 규명하였다. 산소전달 성능실험결과, 산기관의 잠김깊이를 6 m에서 12 m로 증가시킴에 따라 표준산소 전달계수는 7% 증가하였으나 표준산소전달효율은 39~72% (5.6 %/m)로 대폭 상승하였다. 유동 해석결과, 산기관의 수가 증가함에 따라 공기 체적분율 및 공기와 시험수의 유속 모두 증가하였으며, 공기와 시험수의 유속 경향은 유사하게 나타났다. 잠김깊이가 증가함에 따라서 공기 체적분율, 공기 및 시험수의 유속은 조금씩 감소하는 경향을 나타냈다. 선회 병류유동은 기포류의 확산과 상승속도를 결정하는 주요 인자로서 선회강도가 과도하게 큰 경우에는 기포 체류시간과 체류량이 감소되므로 산소전달 성능을 저하를 예측할 수 있었다.
로켓 엔진 분사기 성능에 주요한 영향을 미치는 설계 인자 파악을 위해 이중 와류 동축형 분사기의 연소 특성에 대한 실험적 연구를 수행하였다. 본 시험에서 적용한 강제 냉각 구리 노즐은 모델 연소기를 재 사용할 수 있도록 하였다. 연소 특성에 큰 영향을 미치는 함몰 길이 변화에 따른 연소 특성 변화 파악을 위해 두 가지 종류의 분사기가 제작되어 시험에 사용되었다. 함몰 길이의 변화는 분사기의 연소 시험 시 수력학적 특성뿐만 아니라 연소 효율에 많은 영향을 미치는 것으로 파악되었다. 함몰 계수가 2인 경우 내부 혼합이 이루어지며 이는 함몰 계수가 1인 경우에 대비하여 연소 효율이 증가하며, 안정된 연소 특성을 보였다 그러나 동일한 추진제 유량을 분사하기 위해 요구되는 압력 차이가 내부 혼합이 이루어지는 경우 상대적으로 상승하는 것으로 밝혀졌다.
본 연구에서는 이중 와류 동축형 분사기의 설계 인자 특성 파악을 위해 실 추진제 연소 시험을 수행하였다. 본 시험에서는 물냉각이 적용된 재사용이 가능한 구리 재질의 노즐을 사용하였다. 연소 시험 시 고압 연소 조건에서 주요 설계 변수인 분무각과 함몰길이의 영향을 살펴보았다. 이 두 변수는 분사기의 연소 성능과 동특성, 수력학적인 특성에 큰 영향을 미치고 있다. 함몰영역에서의 내부혼합은 같은 유량을 보내기 위해 필요한 차압의 증가와 더불어 연소 효율을 증가시킨다. 내부 화염에 의한 분사기 차압은 LOx 축 방향 모멘텀 및 함몰길이의 변경을 통해 감소 또는 증가됨을 알 수 있었다. 또한 연소기에서 발생하는 동압 특성은 분사기의 형상에 따라 변화함을 알 수 있었다.
The shutoff unit was designed to provide rapid insertion of neutron absorbing material into the reactor core to shutdown the reactor quickly and also to withdraw the absorber slowly to avoid a log-rate trip. Four shutoff units were installed on the HANARO reactor but the half-core test facility was equipped with one shutoff unit. The reactor trip or shutdown is accomplished by four shutoff units by insertion of the shutoff rods. The shutoff rod(SOR) is actuated by a directly linked hydraulic cylinder on the reactor chimney, which is pressurized by a hydraulic pump. The rod is released to drop by gravity, when triplicate solenoid valves are de-energized to vent the cylinder. The hydraulic pump, pipe and air supply system are provided to be similar with the HANARO reactor. The shutoff rod drops for 647mm stroke within 1.13 seconds to shut down the reactor and it is slowly inserted to the full down position, 700mm, with a damping. We have conducted the drop test of the shutoff rod in order to show the performance and the structural integrity of operating system of the shutoff unit. The present paper deals with the 647mm drop time and the withdrawal time according to variation of the pool water temperature, the water level and the core flow.
75톤급 액체로켓엔진용 터보펌프 개발 시제에 대한 조립체 성능시험이 터보펌프 실매질 시험설비에서 수행되었다. LN2와 케로신을 적용한 첫 시험에서는 터보펌프 구성품들의 조립체 상태에서의 수력/공력 성능 및 출력 매칭 점검이 설계회전수 근방에서 이루어 졌으며 LOX와 케로신을 적용한 실매질 시험에서는 터보펌프의 설계성능 및 엔진운용영역 탈설계 성능 검증이 이루어졌다. 탈설계시험의 경우, 내구성 검증을 위해 엔진의 운용시간을 초과하여 터보펌프가 운용되었으며 펌프입구압력을 설계 요구 유효흡입양정(NPSHr)에 가깝게 설정하여 흡입성능 검증을 병행하였다. 개발된 75톤급 액체로켓용 터보펌프는 성능, 운용시간의 엔진 요구규격을 만족시키는 것으로 확인되었다.
노심보충탱크 상부에 설치되는 유동분사기 형상에 따른 냉각수 주입특성 및 탱크 내에서의 열수력 현상 변화를 파악하기 위한 안전주입배관 2인치 파단 소형냉각재상실사고(SBLOCA) 모의시험이 잔열 및 피동잔열제거계통(PRHRS) 모의 없이 수행되었다. 두 가지 형상의 유동분사기를 설치하고 수행한 각각의 시험은 거의 유사한 초기 및 경계조건에서 수행되었으며, 이로 인해 반복시험에 대한 재현성이 충족되었다고 판단된다. 시험결과는 유동분사기의 종류(본 시험에서는 구멍의 개수에 해당)에 관계없이 유사한 열수력학적 거동을 보였으며, 초기 주입유량 관점에서는 구멍의 개수가 2배인 B형이 A형에 비해 좀 더 우수한 주입 성능을 보였다. 노심보충탱크 격리 밸브가 개방된 후 압력평형배관을 통해 유입되는 고온의 원자로냉각재는 상부 헤더에서 상대적으로 저온인 $50^{\circ}C$ 물과 혼합되면서 증기 응축과 같은 상변화에 의한 압력 변동을 동반하는 다차원 열유동 현상을 일으키게 된다. 이로 인해 초반부 노심보충탱크 주입 유량은 상온운전 조건에서 보다는 작게 되고, 일정시간 경과 후에는 유사한 주입유량 특성을 보였다.
지진 발생 시 발전소 내 운용설비의 구조적, 기능적 손상이 발생됨에 따라 국내 발전소에 설치된 운용설비의 정착부에 설치된 앵커 볼트에 대한 구조성능 평가 및 안정성 검토는 매우 중요하다. 본 연구에서는 국내 발전소 내 설치된 발전설비들의 현장조사를 통하여 콘크리트 슬래브 균열 발생에 따른 정착부 앵커볼트의 구조성능평가를 수행하였다. 대상 구조물로는 대전광역시에 위치한 대청수력발전소를 모델로 고려하였으며 운용설비 정착부에 현장 설치된 앵커볼트는 M12 J형 선 설치 볼트로 조사, 선정하였다. 실험 시 고려된 시험기준은 미국 ACI355.4와 유럽기준 ETAG 001이며 내진성능 정적평가를 위한 균열 발생을 구현하기 위하여 스테인리스 강판을 이용하여 인위적인 균열을 발생시켰다. 최종적으로 균열 폭 0.5mm 발생에 따른 콘크리트 고정용 선설치 앵커에 대하여 ASTM E 488-96에 근거하여 인발 및 전단성능평가를 수행하였다. 실험 결과, M12 J형 선 설치 앵커볼트의 인발 및 전단성능의 경우, 국내 설계하중과 비교 시 모두 만족하는 결과를 확인하였다. 인발성능의 경우 설계 값 대비 약 35% 높은 것으로 확인되었으며 전단성능의 경우 설계 값보다 약 7% 높은 것으로 확인되었다.
증식블랑켓모듈(TBM, Test Blanket Module)을 개발하여 왔다. 이 두 증식블랑켓모듈은 모두 헬륨냉각을 기반으로 개발 되어왔으며 이에 따라, 헬륨순환기, 헬륨히터 및 헬륨열교환기 등에 대한 기본적인 연구가 수행되었다. 이후 2012년 고체형 증식블랑켓모듈을 ITER TBM 개념으로 주도하기로 결정함에 따라, HCCR (Helium Cooled Ceramic Reflector) TBM의 보조계통인 하나인 헬륨냉각계통(HCS, Helium Cooling System)에 대한 개발이 본격적으로 이루어졌다. 한국원자력연구원에서는 HCCR TBM의 냉각성능을 만족하기 위하여 8 MPa, 1.5 kg/s 및 $300/500^{\circ}C$ (입구/출구 온도)의 운전조건을 갖는 헬륨냉각계통의 설계를 완료하였다. 설계된 헬륨냉각계통은 HCCR TBM에서 회수된 약 $450^{\circ}C$의 헬륨을 열회수기(recuperator)기와 냉각기를 통해 상온으로 냉각시킨 후, 필터를 통해 헬륨을 여과시킨다. 여과된 헬륨은 헬륨순환기에 의해 가압되어 열회수기를 다시 지나 $300^{\circ}C$ 이상으로 가열된다. 가열된 헬륨은 열회수기를 지나지 않는 상온의 헬륨과 혼합되어 최종적으로 HCCR TBM의 입구온도 조건인 $300^{\circ}C$로 맞추어 HCCR TBM에 공급된다. 이러한 열회수기 중심으로 '${\infty}$' 모양의 자가 교차로 설계된 헬륨냉각계통은 고온영역과 저온영역으로 냉각회로를 구분하여 순환기, 필터 및 각종 계측기의 운전온도 환경을 상온으로 유지시킬 수 있어 운전 및 유지보수 관점에서 이점이 있다. HCCR TBM의 헬륨냉각계통 설계 및 핵심 기기를 실증하고, 운전 경험을 쌓기 위하여 헬륨공급장치(HeSS, Helium Supply System)를 헬륨유량기준 1/3 규모(0.5 kg/s)로 구축하였으며, '14년까지 HeSS를 실증규모로 업그레이드 하기 위하여 80기압 환경에서 압축비 1.1, 유량 1.5 kg/s의 성능을 내는 헬륨순환기를 설치할 예정이다. 현재 구축된 1/3 규모 HeSS는 국내 구축된 전자빔 고열부하 시험 장비인 KoHLT-EB (Electron Beam)와 연계되어 HCCR TBM의 일차벽(플라즈마 대향부품)을 검증할 예정이며, 이를 통해 얻어진 열수력 DB는 현재 개발중인 핵융합로 안전해석코드인 GAMMA-FR 검증에 활용될 계획이다.
국제 사회는 산업경제의 발달과 더불어 온실가스 배출량이 날로 증가하고 있으며, 이로 인한 기후 변화 피해가 날로 심각해지고 있는 상황에서 온실가스 배출량을 줄이기 위해 전세계가 노력을 하고 있다. 정부는 온실가스 배출량을 감축하여 지구온난화를 막기 위해 "저탄소 녹색성장"의 국가정책 하에서 신재생에너지와 같은 친환경적인 녹색산업에 많은 관심과 투자에 집중하고 있다. 신재생에너지 분야는 태양력, 풍력, 수력, 조력 등 자연에너지를 활용하는 기술에 투자하면서 관련 핵심 부품 및 소재기술은 기술적으로 발전하고 있다. 반면에, 도로 공간에 존재하는 다양한 미활용 에너지를 이용하는 기술에 대한 연구는 세계적으로도 미흡한 실정인데, 본 논문에서는 이러한 도로 공간에서의 미활용 에너지를 통해 전기를 수확하는 기술에 대한 기초적인 실험방법과 결과를 제시하였다. 도로 공간에서의 미활용 에너지는 다양한 자원이 있을 수 있는데, 예를 들면 도로 주행 차량의 압력 및 충격 에너지, 도로 포장면의 복사열, 도로 소음 및 파동 등이다. 본 논문은 도로를 주행하는 차량으로부터 전기를 수확하기 위한 압전체 형상을 제안하였으며, 이를 검증하는 몇 가지의 기초 실험을 실시하였다. 즉, 압력을 전기로 변환하는 압전기술을 활용한 것으로 국내에서 쉽게 생산하는 PZT 세라믹을 이용하여 충격하중에 따라 발생하는 전압을 측정하였고, 아스팔트 및 콘트리트 포장 조건에 따른 압전 발전 실험을 실시하여 에너지 수확 성능을 비교 분석하였다.
원자력 발전소에 사용되는 제어기는 높은 신뢰도를 요구한다. 한국형 디지털 원자력 발전소인 APR1400 (Advanced Power Reactor 1400)을 비롯하여, 과거 많은 원자력 발전소에 FPGA (Field Programmable Gate Array)와 CPLD (Complex Programmable Logic Device, 이하 FPGA로 통칭)가 포함된 제어기가 적용되고 있다. 적용 초기에는 FPGA를 일반적인 IC (Integrated Circuit)처럼 기기검증 및 성능시험으로만 검증을 하였다. 이후 90년대에 들어 FPGA검증에 대한 연구가 시작되면서, FPGA가 칩이 되기 전까지를 소프트웨어로 간주하여 IEEE 1012-2004를 적용하여 소프트웨어 확인 및 검증을 하였다. 현재에는 유럽표준인 IEC 62566을 적용하여 많은 검증을 하고 있다. 이 방법은 현재까지 가장 현명한 방법으로 평가 받고 있다. 이유는 기존의 검증 방법에서 문제가 되었던 SoC (System on Chip)의 특징을 검증하는 방법을 충분히 적용하였기 때문이다. 하지만, IEC 62566은 유럽 표준으로 아직 미국에서는 채택을 하지 않고 있으며, FPGA에 대해서는 IEEE 1012를 적용하는 것을 유지하고 있다. IEEE 1012-2004나 IEC 62566은 기술 표준으로 실무에서는 다양한 방법을 적용하여 기술 표준을 충족시켜서 적용하고 있다. 이 논문에서는 SoC의 검증 방법이 적용된 원자력 안전등급 FPGA에 대한 검증 방법의 절차 및 중요사항에 대해 설명하고자 한다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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