• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.669-674
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• 1997

LAVA(Lower-plenum Arrested Vessel Attack) 실험은 중대사고시 고온의 노심 용융물이 냉각수가 존재하는 원자로 용기 하부 반구내로 재배치되는 경우 노심 용융물과 하부반구의 열적 거동 모사와 노심용융물과 하부 반구 사이의 구조 분석 및 고화 후의 용융물형상에 대한 관측을 통하여 노심용융물의 자연 냉각 현상을 규명하고자 하는 실험 연구이다. 원자로 용기 하부 반구를 1/8로 선형 축소한 반구형 반응 용기 내부로 $Al_2$O$_3$/Fe Thermite 용융물을 주입하여 용융물과 하부 반구 사이의 구조 및 하부 반구의 열적 거동을 분석하는 실험을 2회 수행하였다. 각각 20, 40kg의 $Al_2$O$_3$/Fe Thermite 용융물을 주입시 킨 LAVA_PRE, LAVA-1 실험 결과 용융물 주입에 따른 하부 반구의 파손은 발생하지 않았으며, 유사한 실험조건에서 수행된 일본 ALPHA실험에 비해서는 하부 반구의 최대 온도가 500 K 이상 높게 측정되었고 냉각율 또한 현저히 낮게 나타났다. 이는 $Al_2$O$_3$/Fe Thermit 용융물중 과열상태의 Fe성분이 하부 반구와 용접되었기 때문으로 판단되며 보다 정확한 하부 반구의 열적거동을 모사하기 위하여 반구 시편에 대한 재료, 조직 검사를 수행하고 있다. 추후의 실험에서는 하부 반구 내외부의 압력 부하에 따른 반응 양상 및 Fe 용융물(금속용융물) 성분을 제거하고 순수한 $Al_2$O$_3$용융물(산화용융물) 만을 주입하여 용융물 성분에 따른 하부 반구의 열적거동을 분선 할 예정이다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.783-788
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• 1998

국내 프랑스 가압경수형 원전인 울진 1,2호기 캐비티의 격납건물 직접가열에 대한 특성을 분석하기 위하여 노심용융물 고압분출 실험을 수행하였다. 본 연구에서는 환형통로 면적과 파손 직경에 따라 원자로용기 압력을 변화시키면서 용융물을 저온 용융 합금물인 Wood's Metal, 증기를 질소기체로 각각 모의하여 실험을 수행하였으며, 실험 결과는 물을 용융물 상사물로 사용한 전년 실험 결과(1)와 비교.분석하였다. 실험결과, 밀도가 물보다 큰 저온 용융 합금물을 사용한 경우는 물을 사용한 실험결과보다 밀도와 용융물의 벽면 고화고착 때문에 격납건물로 방출되는 용융물 양이 적게 나타났다. 물을 상사물로 사용한 경우와 같이 노심 용융물 고압분출에는 원자로 용기 파손직경이 많은 영향을 미치고 환형통로 면적은 큰 영향을 미치지 않는 것으로 나타났다. 노심용융물 고압분출 실험에 중요한 영향을 미치는 실험 상사물의 밀도와 용융물의 벽면 고화부착에 대해서는 종합적으로 분석하는 추가 연구가 필요하다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.683-688
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• 1997

원전의 중대사고 발생시 형성될수 있는 노심용융물의 고화피막층을 동반하는 용융물의 자연대류 열절달 특성에 대한 실험결과를 정밀 분석하고, 이에 대한 해석적 연구를 수행하였다. 본 연구대상 실험은 종횡비가 작은 경우와 큰 경우에 대하여 용융물을 자연대류와 강제대류로서 냉각하는 조건에서 경계조건에 따른 용융물의 피막층 두께를 측정하였고, 피막층 주변의 열전달량을 측정ㆍ분석한 것이다. 실험결과를 정밀 분석한 결과, 용융물의 고화 피막층 형성이 용융물의 자연대류 열전달양에 많은 영향을 미쳤으며, 종횡비가 큰 경우는 냉각 조건도 자연대류 열전달 양에 다소 영향을 미치는 것으로 나타났다. 또한 고화층 두께 증가에 따른 종횡비 감소는 자연대류 열전달양 감소율을 작게하는 것으로 나타났다. 피막층 형성이 있는 용융물의 자연대류 열전달 해석 결과, 실험에서의 열손실 때문에 용융물의 고화 피막층 두께가 실험결과보다 다소 작게 나타났으며, 자연대류 열전달 흐름이 피막층 형성에 미치는 것으로 나타났다.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.16 no.4
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• pp.479-490
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• 2018

The granite melting concept, which was suggested by Gibb's group for the closing of a deep borehole, was experimentally checked for KURT granite. The granite melting experiments were performed in two pressure conditions of atmospheric melting with certain inorganic additives and high pressure melting formed by water vaporization. The results of atmospheric tests showed that KURT granite started to melt at a lower temperature of $1,000^{\circ}C$ with NaOH addition and that needle shaped crystals were formed around partially melted crystals. In high pressure tests, vapor pressure was increased by adding water with maximum pressure of about 400 bars. KURT granite was partially melted at $1,000^{\circ}C$ when vapor pressure was low. However, it was not melted at vapor pressures higher than 200 bars. Therefore, it was determined that high pressure with a small amount of water vapor more effectively decreased the melting point of granite. Meanwhile, high temperature and high pressure vapor caused severe corrosion of the reactor wall.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05a
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• pp.563-568
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• 1997

Zion원전의 cavity 및 상부 격실을 1/20로 선형 축소 모의하여 상부 격실에 의한 노심용융물 나포특성을 규명하기 위한 노심용융물 고압분출 실험 연구를 수행하였다. 본 연구에서는 원자로용기 외곽에 환형통로가 있는 경우와 없는 경우로 구분하여 원자로용기 파손 때의 용융물양, 파손 면적에 따라 원자로용기 압력면화에 대한 실험을 물과 질소기체를 이용하여 수행하였다. 실험결과 환형통로가 없는 경우는 대부분의 노심용융물이 상부 격실에 나포되었으나 환형통로가 있는 경우는 환형 통로를 통하여 많은 양이 방출되었다 환형 통로를 통한 용융물의 직접 방출은 격납용기 상부대기와 열전달이 직접 이루어지기 때문에 격납용기 직접가열 효과가 크게 나타날 수 있다. Cavity내 노심 용융물 방출분율은 원자로용기파손 때 용융물양보다는 파손면적의 영향이 더 크게 나타났다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05a
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• pp.569-574
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• 1997

프랑스 가압경수형 원전인 울진 1,2호기 cavity의 격납용기 직접가열에 대한 특성을 분석하기 위하여 노심 용융물 고압분출 실험 연구를 수행하였다. 울진 1,2호기 격납건물은 국내의 Westinghouse와 CE형 원전과 달리 원자로용기 하부 cavity내 수평통로에 의한 출구가 없어 원자로용기 외곽의 환형통로를 통해 cavity와 격납건물 상부 대기와 직접 연결되어 있는 특성을 가지고 있다. 본 연구에서는 환형통로 면적, 파손 직경 용융물 질량 등에 따라 원자로용기 압력을 변화시키면서 용융물을 물, 증기를 질소기체로 각각 모의하여 실험을 수행하였다. 실험결과, 노심용융물 고압분출에는 원자로용기 파손 직경이 많은 영향을 미치는 것으로 나타났고 환형통로 면적과 용융물 질량은 큰영향을 미치지 않는 것으로 나타났다. 또한 환형통로 면적의 감소는 노심용융물 고압분출시 cav의 압력을 다소 상승시키는 결과를 보여주었다. 본 실험 연구에서 노심용융물 고압분출에 많은 영향을 미치지 않는 것으로 나타난 환형통로 면적에 대해서는 종합적으로 분석하는 추가 실험 이 필요하다.

• Proceedings of the Korean Institute of Electrical and Electronic Material Engineers Conference
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• 2010.06a
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• pp.223-223
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• 2010

태양 전지에 사용되는 실리콘의 전자기 유도 용융 기술은 잉곳(ingot)의 성장 및 금속 정련 등의 핵심 공정인 실리콘 용융에서 사용되는 중요한 기술이다. 하지만, 유도 용융에 사용되는 흑연 도가니에 의한 실리콘의 오염은 실리콘의 순도저하에 요인으로 작용한다. 흑연 도가니와 용융된 실리콘이 접하는 계면에서 탄소의 오염이 발생하게 되며, 실리콘 내부에 흡수한 탄소는 대표적인 비금속 불순물로 태양전지 효율을 감소시킨다. 본 연구에서 사용되는 흑연 도가니는 유도 코일의 전자기력에 의해 실리콘과 무접촉 또는 연접촉이 가능한 구조이다. 또한, 유도 자기장을 이용하여 실리콘과 같은 반도체를 용융할 경우, 고상에서의 낮은 전기전도도로 인해 효과적인 줄-발열(Joule Heating)이 불가능하므로 플라즈마와 같은 보조 열원을 필요로 한다. 본 연구에서는, 보조 열원 없이 세그먼트(segment)된 흑연 도가니를 이용한 실리콘 용융 연구를 진행하였다.

• Proceedings of the Korean Society of Precision Engineering Conference
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• 1990.04a
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• pp.28-35
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• 1990

용접은 금속을 접합시키는 공정으로서 용접 결과 원하는 용융부 크기(용융 깊이, 용융 폭)를 달성하여야 하고, 이와 같은 목적으로 준 정상 상태에서 얻고자 하는 용융부 크기를 얻을 수 있는 용접 조건을 찾아 이 조건으로 일정하게 유지하면서 용접을 시행하는 것이 보통이다. 그러나, 이 경우에도 용접 초기와 말기 부분과 같은 과도 상태에서는 얻고자 하는 용융부 크기를 얻을 수 없으므로 용접 중 용융부 크기를 일정한 상태로 유지하기 위해서는 이러한 과도 상태에서는 준 정상상태에서의 용접 조건과 다르게 해 줄 필요성이 있다. 따라서, 본 연구에서는 용융부의 크기를 나타내 주는 온도 분포, 모델을 이용하여 과도 상태에서도 원하는 용융부의 크기를 얻을 수 있도록 하는 최소에너지의 열 입력을 구하는 방법을 제시하고 이로 인한 효과를 알아 보았다.

• Proceedings of the Korean Institute of Surface Engineering Conference
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• 2012.11a
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• pp.34-34
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• 2012

핵융합 장치의 액체 벽 연구에 관해 정리 하였다. 액체 벽은 1970년 Field Reversed Configuration 장치의 first wall로써 Christofilos에 의해 처음으로 제안되었다. 액체 벽은 순환을 통해 벽 손상을 막을 수 있는 장점이 있으나, 플라즈마와의 반응 시 증발로 인한 중심 플라즈마 불순물 증가 문제와, 진공 용기 내벽에 유동을 만들어야 하는 어려움이 있다. 본 논문에서는 그 동안 제안된 액체 벽 개념에 관한 검토와 국가핵융합 연구소 플라즈마 기술연구센터에서 수행하고 있는 액체 벽 관련 연구에 대해서 발표하고자 한다. 국가핵융합 연구소 플라즈마 기술연구센터에서는 용융염(FliNaK, LiF+NaF+KF)을 이용하여 수소 플라즈마와 용융염과의 반응에 관한 기초 연구를 수행하여 왔다. 기초 연구로써 수소 플라즈마 반응 유무에 따른 용융염 증발특성 변화, 용융염 내 수소 함유량 변화 측정, 수소 플라즈마 반응 시 광 진단을 통한 용융염 증발 성분 확인 등의 연구를 수행하였다. 또 진공 챔버 내부에 용융염 순환 시스템을 제작하여, 흐르는 용융염과 플라즈마와의 반응을 연구할 수 있는 실험 장치를 최근 제작 설치하였다. 본 논문에서는 중요한 기초 실험 결과와 용융염 순환 시스템 설계 인자에 대해서 논의하고자 한다.

• Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
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• v.14 no.2
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• pp.169-178
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• 2016

The properties of wastes for melting need to be considered to minimize the maintenance of refractory and to discharge the molten slags smoothly from a plasma torch melter. When the nonflammable wastes from nuclear facilities such as concrete debris, glass, sand, etc., are melted, they become acid slags with low basicity since the chemical composition has much more acid oxides than basic oxides. A molten slag does not have good characteristics of discharge and is mainly responsible for the refractory erosion due to its low liquidity. In case of a stationary plasma torch melter with a slant tapping port on the wall, a fixed amount of molten slags remains inside of tapping hole as well as the melter inside after tapping out. Nonmetallic slags keep the temperature higher than melting point of metal because metallic slags located on the bottom of melter by specific gravity difference are simultaneously melted when dual mode plasma torch operates in transferred mode. In order to minimize the refractory erosion, the compatible refractories are selected considering the temperature inside the melter and the melting behavior of slags whether to contact or noncontact with molten slags. An acidic refractory shall not be installed in adjacent to a basic refractory for the resistibility against corrosion.