로켓엔진에서 선형 연소 안정한계에 미치는 유한화학반응의 열적 효과와 막냉각 효과를 조사하였다. 안정한계를 평가하기위해 3차원 연소실에서 유한화학반응을 채택한 반응 유동장 계산으로부터 구한 유동변수들을 사용하였다. 주요 유동변수들의 값은 유한화학반응 모델의 채택으로 인해 상당히 달라졌으며 결과적으로 안정한계도 수정되었다. 유한화학반응은 열적 관점에서 안정성 향상에 기여함을 알았다. 또한 막냉각을 한 경우, 안정성 경향이 향상됨을 알 수 있었다.
본 연구의 목적은 열풍건조를 이용하여 슬러지를 감량화하는 과정에서 발생되는 열적거동을 조사하는데 있다. 실험에서 중요한 운전매개변수는 공급되는 건조온도가 $130{\sim}170^{\circ}C$와 증발속도 WD를 변화시켜 실행하였다. 슬러지내 수분을 증발하는 과정에서 열적거동의 변화에 미치는 영향인 주요매개 변수는 공급되는 온도변화에 따른 건조시간, 슬러지내 수분함량, 슬러지의 고형물량에 따른 결과를 조사하였다. WD=0.95m/s의 조건에서 $170^{\circ}C$의 건조온도에서 수분이 증발되는 포화점은 95분과 $130^{\circ}C$에서 120분에서 조사되었다. 열풍의 의한 증발속도가 1.0 m/s로 일정할 때 건조온도가 130와 $150^{\circ}C$일 때 보다 $170^{\circ}C$인 경우가 증발율이 더 높게 나타났고, 건조기 온도가 $130^{\circ}C$인 경우는 WD=1.0 m/s일 때 WD=0.5 m/s 보다 증발율이 높게 나타남을 볼 수 있었다.
열적 특성은 에너지 물질 분야에서 중요한 특성 중 하나로, 에너지 물질 분해 시 분해열을 방출하기 때문에 DSC(시차 주사 열량계, Differential Scanning Calorimetry)를 자주 사용하고 있다. 승온속도를 달리한 DSC 측정의 경우, 용융과 같은 열역학적 변화로 인해 물질의 열적 측정에 방해를 준다. 또한 kg 단위로 예측하기 때문에 mg 단위 때와는 다른 공간상의 열 변화의 변수가 생긴다. 이번 연구에서는 이 문제점을 해결하는 방안으로, 등온 조건으로 한 DSC(Differential Scanning Calorimetry) 기초 데이터로 ATKS thermokinetic 프로그램을 이용하여 열적 노화 특성을 예측한다. 그리고 g 단위로 측정하는 ARC(Accelerating Rate Calorimetry)의 데이터를 이용하여 열적 노화 특성을 예측하고 결과를 비교 할 것이다.
원자력 발전소의 운전환경에 따른 노화손상은 발전소 운전 내력에 연류된다. 통상SCC는 40년 또는 40년 이하의 수명을 가정하여 이에 따른 설계 여유도나 안전 계수를 기초로 하여 설계된다. 그러나 설계여유도나 안전계수는 운전중 변경될 수도 있다. 원자력 발전소 기기의 변경될 수도 있다. 원자력 발전소 기기의 수명평가를 위해서는 초기설계치 및 잔여수명이나 실제 설계치의 변화 등을 평가하여야 한다. 주요 물성치 및 손상 매개변수의 실제 변경 상황은 수명기간 설정에 근간이 된다. SSC의 수명평가를 위해 재료의 노화손상은 철저히 파악되어야 한다. 또한 기계적 하중, 열적하중 등의 노화 촉진요인과 정상운전 및 시험도 노화손상에 영향을 미치므로 이들에 대해 상세 평가를 수행하여야 한다. 수명평가는 운전환경 및 노화촉진요인들과 밀접한 관련이 있으므로, SSC의 수명을 평가하기 위해서는 이러한 복잡한 변수들 사이의 연관관계를 구체적 으로 고려하여야 한다. 그러므로 SSC의 수명을 평가하기 위해서는 이러한 복잡한 변수들 사이의 연관관계를 구체적으로 고려하여야 한다. 그러므로 SSC의 설계, 제작, 설치, 시험, 운전상태 및 보수주기 등에 대한 정보파악이 선행되어야 한다.
램 가속기에 대한 연구는 램 가속기의 작동 조건이 고온, 고압, 초고속이라는 점과 가속기 내부에서 급격한 화학반응이 수반된다는 특성으로 인하여 실험과 해석상의 상당한 어려움이 존재한다. 램 가속기는 작동 모드에 따라 탄체 후방의 열적 질식 조건을 이용한 열적 질식 모드(Thermally Choked Mode)와 탄체 표면에 형성되는 데토네이션파를 이용한 초폭굉모드(Superdetonative Mode)로 나뉘어진다. 본 연구는 초폭굉 모드로 작동하는 램 가속기의 작동 성능 향상을 위한 방법으로 수치 최적화 기법을 이용한 램 가속기 내부 예 혼합기의 조성비 최적화를 수행하였다. 설계 변수로는 수소와 질소의 조성비를 선정하였으며, 최적 설계 목표는 일정한 질량과 형상을 갖는 탄체를 초기속도 2500m/s에서 3000m/s로 가속시키기 위하여 필요한 최소 램 가속관의 길이로 정하였다. 본 연구에서는 구베법에 기반한 Simplex 방법 및 SLP(Sequential Linear Programming)등의 수치 최적화 기법을 적용하였고, 가속기 내부의 유동장은 해석의 효율성을 고려하여 이차원 비점성 유동으로 가정하였고, 비평형 화학반응 해석을 수행하였다.
원자력발전소 증기발생기 전열관 보수 기술의 하나로 니켈 합금 전기 도금이 연구되고 있다. 여러 도금 공정변수 중 peak current density를 달리하여 Ni-P-Fe 전기도금층을 제조한 뒤, 열처리 온도 $325^{\circ}C$에서 10, 30일간 열처리를 한 후, 인장강도와 연신율을 측정하고, 그 파단면을 관찰하였다. 50mA/$cm^2$로 제조된 도금층은 100mA/$cm^2$로 제조된 도금층에 비해 우수한 열적안정성을 가짐을 알 수 있었다.
본 연구에서는 사각 마이크로 채널의 열전달 특성을 연구하기 위한 실험을 수행하였다. 실험에 사용된 시료의 채널 수력직경은 $700{\mu}m$이며, 채널의 개수는 20개이다. 작동유체는 물이며, 작동유체의 입구 온도는 $20^{\circ}C$ 이다. 실험 변수는 Reynolds 수 400 ~ 800 및 열 유속 35 ~ 85 kW/$m^2$ 이다. 결과로, Reynolds 수가 큰 경우일수록 대류 열전달 계수가 증가하는 것으로 나타났으며, 열적으로 완전히 발달 된 영역에 대하여 대류 열전달 계수는 약 4.6 ~ 6.4 kW/$m^2^{\circ}C$로 나타났다. 또한, 사각 마이크로 채널에서의 열적 입구길이는 Reynolds 수가 커지는 경우일수록 길어지는 것을 알 수 있었으나, 열 유속의 변화는 입구길이에 영향을 미치지 않는 것으로 나타났다. 본 연구의 결과로 완전히 발달된 유동영역에 대하여 사각 마이크로 채널의 열적 특성을 나타내기 위한 Nusselt 수 상관식을 제안하였다.
표준 핵연료집합체나 최적 핵연료집합체로 구성된 원자력 1호기 원자로심의 열적여유도를 기존 열설계 방법과 통계적 열설계 방법을 이용하여 분석하였다. 통계적 열설계 방법은 노심내 운전변수들의 불확실도를 통계적으로 처리함으로써 기존 방법에 비하여 열적여유도를 증가시킨다. 계산을 위하여 정상상태와 과도시 열수력분석 전산코드인 COBRA-IV-i를 사용하였다. 계산결과 통계적 설계방법은 열적여유도를 크게 증가시키며, 표준 핵 연료집 합체는 물론 최적 핵 연료집 합체가 장전된 원자력 1호기의 열설계기준을 만족시키는 것으로 밝혀졌다. 그러나 기존 열설계 방법은 원자력 1호기 노심에 최적 핵연료집합체가 장전된 경우 열설계기준을 만족시키지 못하는 것으로 밝혀졌다.
화재에 취약한 고강도 콘크리트 구조물의 화재 피해를 보다 정확하게 예측하기 위해서는 다양한 구조물의 설계 조건과 가열 조건 하에서 열적 특성을 고려하는 연구가 필요하다. 따라서 이 연구에서는 단면 크기, 피복 두께, 철근 배근을 다르게 한 고강도 콘크리트 기둥을 제작하여 다른 가열 조건하에서 가열하였을 때 발생하는 내부 온도 분포와 폭렬을 관찰하였다. 내부 온도 분포는 콘크리트 타설 전 설치한 열전대를 통해서 측정하였으며 가열 전후에 측정한 콘크리트 기둥 실험체의 무게 손실률과 단면 손실률을 통해서 폭렬을 수치화 하였다. 가열 실험은 비재하 상태에서 ISO 834 화재 곡선을 따라 가열하는 실험과 화재 시뮬레이션을 통해 측정한 온도-시간 곡선을 따라 가열하는 실험의 두 가지로 나누어 수행하였다. 고강도 콘크리트 기둥은 일반적으로 고온에서 폭렬이 발생하여 내부 온도의 급격한 증가와 단면 손실을 나타내었으며, 설계 변수에 따라서는 단면이 클수록, 피복 두께가 작을수록 내부 온도 분포와 단면 손실률이 높게 나타났다. 또한 철근비가 동일한 상태에서 철근 배근을 다르게 하였을 때, 단면이 작은 철근을 여러 개 배치하는 것이 단면이 큰 철근을 적게 배치하는 것 보다 높은 온도 분포와 단면 손실을 보였다. 이 연구를 통하여 화재로 인한 고강도 콘크리트 구조물의 열적 변화를 정확하게 파악함으로써, 내화 안전성을 평가하고 현재 적용되고 있는 내화 성능 관리 기준을 보다 효율적이고 안전하게 정립할 수 있도록 하는데 유용하게 활용될 수 있을 것이라고 판단된다.
암반의 역학적 및 열적 특성은 고준위방사성폐기물(high-level radioactive waste; HLW) 심지층 처분시스템 내 방사성 물질의 격리 및 이동 지연 능력과 관련된 성능에 영향을 미칠 수 있다. 이 연구는 HLW 처분시설 부지의 암반역학적 및 열적 특성과 관련된 부지설명모델에 필수적인 항목을 고찰하고 스웨덴과 핀란드의 선행 부지설명모델 사례를 통한 기술적 배경을 논의하였다. 스웨덴 SKB (Swedish Nuclear and Fuel Management Company)와 핀란드 Posiva는 암반역학적 및 열적 특성 조사·평가에 필수적인 항목을 제시하고 부지의 안전성 분석과 처분시설의 건설을 위한 암반역학 부지설명모델을 도출하였다. 암반역학 부지설명모델은 처분시설 부지 내 응력 분포와 더불어 신선암, 절리, 절리성 암반에 대한 강도 및 변형특성과 대규모 변형대의 기하학적 구조, 소규모 불연속면의 연결망 구조 및 암석의 열적 특성에 대한 조사·평가 결과를 포함한다. 또한, 암반역학 부지설명모델은 입력변수에 대한 민감도 분석결과와 입력변수의 불확실성에 대한 평가 결과를 제시하여야 한다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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