• Corrosion Science and Technology
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• 제20권6호
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• pp.451-465
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• 2021

In this investigation, electrochemical characteristics and damage behavior of 316L stainless steel polymer electrolyte membrane fuel cell(PEMFC) were analyzed by potentiodynamic and potentiostatic tests in cathode operating condition of PEMFC. As the result of potentiodynamic polarization test, range of passive region was larger than range of active region. In the result of potentiostatic test, damage depth and width, pit volume, and surface roughness were increased 1.57, 1.27, 2.48, and 1.34 times, respectively, at 1.2 V compared to 0.6 V at 24 hours. Also, as a result of linear regression analysis of damage depth and width graph, trend lines of damage depth and width according to applied potentials were 16.6 and 14.3 times larger, respectively. This demonstrated that applied potential had a greater effect on pitting damage depth of 316L stainless steel. The damage tendency values were 0.329 at 6 hours and 0.633 at 24 hours with applied potentials, representing rapid growth in depth direction according to the test times and applied potentials. Scanning electron microscopy images revealed that surface of specimen exhibited clear pitting damage with test times and applied potentials, which was thought to be because a stable oxide film was formed by Cr and Mo.

• 방사성폐기물학회지
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• 제5권1호
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• pp.39-52
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• 2007

사용후핵연료의 건식 재가공을 위한 핵연료 원격 제조공정중 분말제조를 위한 산화 및 OREOX(산화 환원공정)열처리 공정으로부터 $^{85}Kr$ 및 $^{14}C$ 핵분열기체의 방출거동을 정량적으로 평가하였다. 특히 사용후핵연료의 평균 연소도가 $27,000{\sim}65,000\;MWd/tU$ 범위내에서 연소도 변화에 따른 핵분열기체의 방출 분율은 측정한 실험결과와 ORIGEN 코드로부터 계산된 초기 inventory를 상호 비교하여 구하였다. $500^{\circ}C$ 1차 산화공정(voloxidation)에서 $^{85}Kr$ 및 $^{14}C(^{14}CO_2)$의 시간에 따른 방출거동은 $UO_2$ 핵연료의 $U_3O_8$으로의 분말화 정도와 밀접한 관련이 있는 것으로 보이며, 입계(grain-boundary)에 분포된 핵분열기체가 대부분 방출되는 것으로 여겨진다. 산화분말을 이용한 OREOX 공정으로부터 핵분열기체의 높은 방출율은 $700^{\circ}C$의 환원공정에서 온도 증가에 의한 기체 확산 및 $UO_2$으로의 환원에 의한 U 원자 이동성 증가에 의존하며 주로 inter-grain 및 intra-grain에 분포된 핵분열기체가 방출된 것으로 판단된다. 일차 산화공정시 $^{85}Kr$ 및 $^{14}C$ 핵분열기체의 방출 분율은 핵 연료 연소도가 증가함에 따라 높게 나타났고 방출 분율 범위는 총 inventory의 $6{\sim}12%$정도며, 산화분말의 OREOX 공정처리시 잔류 핵분열기체 대부분이 방출되는 것으로 보인다. 아울러 사용후핵 연료로부터 핵분열기체의 제거를 위해서는 고온 환원분위기보다는 산화에 의한 분말화가 더 효과적인 것으로 여겨진다.

• 대한전자공학회논문지
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• 제13권2호
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• pp.5-13
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• 1976

개소린 엔진 자동차의 연료절차, 공해감소, 보수경감을 목적으로 용량방전점화장치(CDI)를 해석적 및 실험적으로 설계하는 과정을 기술하였다. 특히 방전시스템에 대한 간단한 모델을 사용함으로써 점화코일의 입출력전압, 전류를 계산하였다. 그 결과 실험치와 비교하였으며 이로 부터 최적점화조건을 만족하기 위한 방전용량, SCR 및 다이오드의 정격과 DC-DC 콘버터의 소요출력전압을 결정하였다. 또 과도한 dv/dt 및 di/dt에 대한 SCR의 보호회로를 해석하고 그 결과를 관측된 결과를 관측된 결과와 비교하였는데 이로써 SCR선택과 보호회로 및 트리거 회로 설계가 용이하게 된다. 더우기 DC-DC콘버터의 거동에 대한 실험적 결과를 해석하므로써 콘버터 설계를 간이화하였다. 실용적인 CDI장치를 시작하였으며 이것은 실험실 및 노상 시험에서 만족할만한 성능을 나타냈다. 그 시험결과도 아울러 보고한다. An analytical and experimental design procedure is described for the Capacitor Discharge Ignition (CDI) System with a view to fuel saving ann reduction of gas exhaustion and maintenance need. Specifically, the input and output voltage and current of a given ignition coil were calculated by using a simplified circuit model for the discharging system. The results were compared with the experimental results, from which ratings of the charging capacitor, the SCR and the diodes and the required output valtage of the DC·DC converter were determined so as to satisfy the optimum ignition conditions. Protection circuits for excessive dv/dt and di/dt for the SCR were also analyzed and the results were compared with the observed results, which facilitate selection of the SCR and design of the protection circuit and the trigger circuit. Also, design of the DC·DC converter was simplified based on the analysis and experimental results of the behavior of the converter, An experimental, yet practical CDI system was built, which showed satisfactory performance in the laboratory and field tests. The results were also reported.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
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• 한국방사성폐기물학회 2004년도 학술논문집
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• pp.147-157
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• 2004

CANBU형 원전에서 $^{14}C$ 핵종은 감속재 계통, 냉각재, 환형기체 및 연료 계통에서 생성된다. 이4가지 계통 중 감속재 계통이 전체 $^{14}C$ 생성의 94.8%를 차지하고 있다. $^{14}C$ 핵종은 용액 내에서 PH에 따라 용존 이산화탄소$^{14}CO_2$), 중탄산 이온($H^{14}{CO_3}^-$), 탄산 이온($^{14}{CO_3}^{2-}$) 및 탄산($H_2^{14}CO_3$)의 형태로 존재하는데, 감속재 계통에서는 PH가 5이상으로서 주로 이산화탄소($^{14}CO_2$), 탄산($H_2^{14}CO_3$) 및 중탄산 이온($H^{14}{CO_3}^-$)으로 존재한다. 본 연구에서는 월성 원전 각 계통에서 사용되고 있는 이온교환수지 현황과 년도별 폐수지 발생현황을 조사하였다. 그리고 월성 원전에서 사용되고 있는 IRN 150 수지의 탄소화합물의 흡$\cdot$탈착 특성을 살펴보기 위해, 중성 pH에서 주로 존재하는 ${HCO_3}^-$ 이온을 IRN 150 수지와 반응시켜 포화시킨 뒤, $NaNO_3$ 와 $Na_3PO_4$ 및 HC1, NaOH의 탈착용액을 선정하여 ${HCO_3}^-$ 이온의 탈착 가능성을 알아보았다. $Na^+$ 이온에 의한 $CO^{2+}$ 이온 및 $Cs^+$이온의 탈착은 거의 발생되지 않았으며, ${NO_3}^-$ 이온 및 ${PO_4}^{3-}$ 이온에 의한 ${HCO_3}^-$ 이온의 탈착은 서서히 진행되었다.

• 해양환경안전학회지
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• 제26권5호
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• pp.551-560
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• 2020

최근 해상풍력발전기 시장은 에너지 수요 증가, 화석 연료 기반 발전에 대한 의존도 감소와 환경 규제로 인해 향후 5년 내에 빠른 성장이 예상된다. 이러한 상황에 따라서 전 세계적으로 풍력 발전을 가속화하고 있으며, 해상풍력으로 진입하려는 시도가 많아지고 있다. 노르웨이 해상 안전 관리처(PSA: Petroleum Safety Authority)는 운영하는 동안 충돌사고에 대한 충돌에너지가 35 MJ을 견딜 수 있는 안전설계 기준을 요구하고 있다. 따라서 본 연구에서는 북해 해상풍력발전기 설치 단지에 투입되는 해상풍력발전기 설치 선박(WTIV)의 레그 (Leg)와 선박충돌 사고에 대하여 발생 가능한 충돌시나리오에 대해서 비선형 소성붕괴 거동 결과를 바탕으로 레그의 충돌강도평가법을 분석하였다. 분석된 결과로 현재 설계된 기존 선박을 기준으로 요구치인 35 MJ을 만족을 위해서는 200 % 이상의 단면계수 증가가 필요하고, 이는 현실적인 레그 설계에서는 불가능한 조건으로 판단됐다. 또한, 합리적인 충돌시나리오를 기반으로 한 충돌에너지 기준의 제정이 필요하다.

• Korean Chemical Engineering Research
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• 제54권6호
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• pp.854-862
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• 2016

최근 화석연료를 대체할 친환경 신재생에너지에 대한 요구가 증가하면서 수소에너지가 미래 대체에너지원으로서 주목받고 있다. 수소를 생산하는 방법 중 수전해 기술은 에너지효율과 안정성이 뛰어난 장점이 있지만, 산소발생반응시 발생하는 높은 과전압은 여전히 단점으로 지적되고 있다. 본 연구에서는 분무열분해 공정을 통하여 Co 전구체로부터 $Co_3O_4$를 제조하였다. 또한, urea, sucrose, citric acid의 유기물첨가제를 사용하여 다양한 입자 크기와 표면형상을 가지는 $Co_3O_4$를 제조하였고, 필요에 따라 추가로 열처리를 실시하였다. 합성한 $Co_3O_4$의 물리적 특성을 분석하기 위해 X-선 회절 분석(XRD)으로 결정성을 조사하였고, 주사전자현미경(SEM)과 투과전자현미경(TEM)으로 입자형상 및 표면을 분석하였다. 질소 흡 탈착 시험을 통해 촉매의 비표면적 및 기공부피를 측정하였고, 질소도핑을 확인하기 위해 X-선 광전자 분광법(XPS)을 사용하였다. 촉매의 산소발생반응 활성을 알아보기 위해 3전극 셀에서 선형주사전위법(LSV)으로 전기화학적 거동을 분석하였다. 첨가제를 사용하지 않은 $Co_3O_4$가 가장 우수한 활성을 보였고, 이는 분무열분해법을 통하여 상대적으로 작은 입자형성과 높은 비표면적의 영향인 것으로 판단된다.

• 대한화학회지
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• 제45권4호
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• pp.304-311
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• 2001

경수로 사용후 핵 연료에 미량 함유되어 있는 핵분열생성물을 유도 결합 플라스마 원자방출분광법(ICP-AES)으로 분석하기 위하여 우라늄으로부터 학분열생성물을 추출 크로마토그래피로 분리, 회수하는 방법을 검토하였다. 우라늄 분리 분야에서 잘 알려져 있는 tri-n-butyl phosphate(TBP)를 추출제로 사용하여 몇 가지 Amberlite XAD 다공성 수지들에 대한 침윤능을 비교한 후 TPB침윤양이 가장 큰 Amberlite XAD-16을 지지체로 선택하였다. 사용후핵연료 용해용액과 화학조성이 유사한 모의 사용후핵연료 용해용액을 사용하여 TBP 침윤수지에 대한 핵분열생성물 원소들의 흡착거동을 조사하고, 분리에 미치는 여러 변수들을 최적화 하였다. Pd 및 Ru을 제외한 대부분의 핵분열생성물 원소들을 정밀도 3.1% 이하의 범위에서 정량적으로 회수할 수 있었다.

• 한국화재소방학회논문지
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• 제26권2호
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• pp.75-83
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• 2012

반밀폐된 구획에서 발열량 변화에 따른 환기부족화재의 비정상 열 및 화학적특성에 관한 실험적 연구가 수행되었다. 이를 위해 실규모 ISO 9705 표준화재실의 출입구 폭이 0.1 m로 축소되었으며, 구획 중앙에 설치된 분사노즐을 통해 헵탄 연료의 유량은 선형적으로 증가되었다. 구획 내부의 온도, 열유속, 화학종농도 그리고 발열량의 연속적 측정이 이루어졌으며, 비정상 열 및 화학적특성을 표현하기 위하여 총괄 당량비의 개념이 적용되었다. 주요 결과로서, 총괄 연소효율과 구획 내부의 국부 연소효율은 시간에 따라 매우 다른 결과를 보이며, 이론과 측정된 발열량을 통한 총괄 당량비 역시 큰 차이를 보이게 된다. 온도, 열유속 및 화학종 농도의 시간에 따른 변화는 총괄 당량비 개념를 통해 표현될 수 있었다. 구획 내부에서 CO의 농도는 총괄 당량비 2.0~3.0의 범위에서 최대값을 보이며, 보다 과농한 조건에서 점차적으로 감소되는 현상이 발견되었다. 추가로 본 실험을 통해 얻어진 반밀폐된 구획화재의 비정상 열 및 화학적 거동은 향후 현실적인 화재 모델링을 위한 검증 데이터로 활용될 수 있을 것으로 기대된다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제3권4호
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• pp.301-307
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• 2005

조사후 핵연료 가열(PIA장비)를 이용한 고연소도 UO2 사용후 핵연료의 산화 및 가열후 미세조직의 변화를 관찰하였다. 울진 2호기에서 한국원자력연구소 조사후시험시설로 이송된 국산 경수로용 고연소도 사용후 핵연료는 봉평균 연소도가 57,000 MWd/tU-rod avg.이였다. 본 시험에 사용된 시편은 국부연소도 65,000 MWd/tU UO2 소결체의 고형체 200 mg을 사용하였다. 본 시편을 사용후 핵 연료 가열(PIA) 시험장비를 이용하여 핫셀 내에서 3시간의 산화시험과 연속적으로 $1,400^{\circ}C$ 까지 가열하였다. 결정립경계까지의 산화를 위하여 $500^{\circ}C$에서 헬륨 50 ml, 표준공기 100 ml를 흔합한 산화분위기로 3시간을 유지하였다. 핵분열기체 방출거동을 알기위해 시험 전과정중에 85Kr의 방출량을 베타 측정기와 감마 측정기를 이용하여 실시간으로 측정 하였다. 가열시험이 종료된 후 전자주사현미경을 이용하여 미세구조의 변화를 관찰하였다. 시험결과 가열하는 동안 핵분열생성물은 UO2기지의 결정립경계와 표면으로 이동된 것을 관찰하였다. 이 시편은 환원과정을 통하여 재구조화 되었고, $5\~10\;{\mu}m$ 정도의 결정립크기를 가진 것으로 나타났다.

• 조명전기설비학회논문지
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• 제20권7호
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• pp.46-52
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• 2006

[ $Mg_2Ni$ ]계 합금 입자의 수소저장 특성에 대한 표면처리 효과가 마이크로 전극 측정법에 의해 검토되었다. 카본-섬유로 된 마이크로 전극을 KOH 수용액 속에서 조정자를 사용하여 수소 단일입자에 접촉시켰다. 상온에서 $Mg_2Ni$ 합금의 수소저장 특성은 니켈 도금용액에 의한 표면 처리에 의해 크게 개선되었다. 니켈 도금용액 속에 있는 함유된 나트륨염(sodium phosphate 및 sodium dihydrogen citrate)이 합금을 아몰퍼스와 같은 형태로 만들었으며, 그 결과 상온에서 수소 흡장/방출 용량이 최초의 17[mAh/g]에서 150[mAh/g]로 향상되었다. 합금 입자 내에서 수소원자의 겉보기 화학적 확산계수를 계산하기 위하여 Potential-step 실험을 실시하였으며 데이터 해석을 위해 구형확산 모델을 적용하였다. 실험결과로서 겉보기 확산계수($D_{app}$)는 수소 흡장 및 방출되는 전 과정에서 $10^{-8}{\sim}10^{-9}[cm^2/s]$ 수준인 것으로 확인되었다.