• 한국신재생에너지학회:학술대회논문집
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• 한국신재생에너지학회 2011년도 춘계학술대회 초록집
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• pp.69-69
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• 2011

태양열 발전 플랜트에 사용되는 중고온 범위의 축열조에 고체-액체간 상변화를 수행하는 용융염을 축열물질로 사용하면 액체상 또는 고체상만으로 된 열저장 매체에 비해 축열조의 규모를 축소함과 동시에 축열온도의 균일성 향상에 기여할 수 있다. 중온인 $250{\sim}400^{\circ}C$ 범위에서 이용 가능한 용융염으로는 질산칼륨($KNO_3$), 질산리튬($LiNO_3$)등이 있다. 그러나 이러한 용융염의 가장 큰 단점은 열전도율이 매우 낮다는 것이며, 이로 인해 요구되는 열전달률을 성취하기 위해서는 많은 열접촉면적이 필요하다는 것이다. 이러한 단점을 극복하는 방법을 도입하지 않고서는 축열시스템의 소규화를 성취하는데 큰 효과를 가져올 수 없다. 한편 열수송 성능이 탁월한 히트파이프를 사용하면 열원 및 열침과 축열물질 사이의 열전달 효율을 증가시켜 시스템의 성능 향상과 동시에 소규모화에 기여할 수 있다. 중온 범위 히트파이프의 작동유체로서 다우섬-A(Dowtherm-A)는 $150^{\circ}C$이상 $400^{\circ}C$까지의 범위에서 소수에 불과한 선택적 대안 중 하나이다. 따라서 본 연구에서는 용융염을 사용하는 중온 태양열축열조에 적용 가능한 다우섬-A 히트파이프의 성능을 파악하여 기술적 자료를 제시하고자 하였다. 열원으로는 고온 고압의 과열증기, 그리고 열침으로는 중온의 포화증기를 고려하였다. 용융염 축열조를 수직으로 관통하는 히트파이프는 하단부에서 열원 증기와 열교환 가능하며, 중앙부에서 축열물질과 열교환하고, 상단부에서는 중온 증기와 접촉할 수 있도록 배치하였다. 축열모드에서는 히트파이프의 하단부가 증발부로 작동하고, 중앙부가 응축부로 작동하여 용융염으로 열을 방출하면 용융염의 온도가 상승하고 용융점에 도달하면 액상으로의 상변화가 진행되면서 축열이 활성화된다. 축열모드에서 히트파이프의 상단부는 단열부로 작동한다. 방열과정에서는 히트파이프의 하단부가 단열된 상태이고, 중앙부는 용융염으로부터 열을 받아 증발부로 작동하며, 상단부는 중온 증기로 열을 방출하므로 응축부로 작동한다. 즉, 축열시스템의 작동모드에 따라 하나의 히트파이프에서 증발부, 응축부, 단열부의 위치가 변하게 된다. 특히, 히트파이프의 중앙 부분이 응축부에서 증발부로 전환될 때에도 작동이 보장되려면 내부 작동유체의 연속적인 재순환이 가능해야 하므로, 일반 히트파이프에서와는 달리 초기 작동액체의 충전량을 증발부 전체의 체적보다 더 많이 과충전해야 한다. 이러한 히트파이프의 성능 파악을 위한 실험에서 고려한 변수들은 열부하, 작동액체의 충전률, 작동온도 등이며, 열수송 성능의 지표로서는 유효열전도율과 열저항을 이용하였다. 중온범위에서 적정한 작동온도를 성취하기 위해 실험에서는 전압 조절기로 열부하를 조절하는 동시에 항온조로 응축부의 냉각수 입구 온도를 제어하였다. 하나의 히트파이프에 대해서 최대 1 kW까지의 열부하에서 냉각수 입구 온도를 $40^{\circ}C$에서 $80^{\circ}C$ 범위로 변화시키면 히트파이프 작동온도를 약 $250^{\circ}C$ 내외로 조절 가능하였다. 히트파이프 작동액체 충전률은 윅구조물의 공극 체적을 기준으로 372%에서 420%까지 변화 시켰다. 실험 결과를 토대로 열저항과 유효 열전도율을 각각 입력 열유속, 작동온도, 작동액체 충전률 등의 함수로 제시했다. 동일한 냉각수 온도에서는 충전률이 높을수록 히트파이프의 작동온도가 감소하였다. 열저항 값의 범위는 최소 $0.12^{\circ}C/W$에서 최대 $0.15^{\circ}C/W$까지로 나타났으며 유효 열전도율의 값은 최소 $7,703W/m{\cdot}K$에서 최대 $8,890W/m{\cdot}K$까지 변화했다. 최소 열저항은 충전률 420%인 경우에 나타났는데 이때의 작동온도는 약 $262^{\circ}C$이었다. 히트파이프의 작동한계로서 드라이아웃(dry-out)은 충전률 372%의 경우에 열부하 950 W에서 발생하였으나, 그 이상의 충전률에서는 열부하 1060 W까지 작동한계 발생이 관찰되지 않았다. 실험 결과 본 연구에서의 히트파이프는 중온 태양열 축열조에 적용되어 개당 약 1 kW의 열부하를 이송하면서 축열물질 및 축방열 대상 유동매체와 열교환을 하는데 사용하는데 충분할 것이라 판단된다.

• 전자공학회논문지
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• 제53권8호
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• pp.107-112
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• 2016

원자력발전소의 안전필수 기능을 수행하는 계측제어 시스템은 원자로의 예상되는 과도상태가 발생되거나 설계기준사고의 결과를 완화하기 위해 원자로 및 주요 기기의 상태를 감시한다. 만일 원자로출력, 냉각재 온도, 또는 증기발생기 수위 등의 상태가 기 정해진 설정치에 도달하게 되면 정확하고 신속하게 원자로를 정지시키는 기능을 수행한다. 이러한 안전필수 시스템은 예상 가능한 사고로부터 인간과 자연을 보호하기 위한 중요 기능을 수행하는 디지털 제어시스템으로써, 비인가 된, 의도되지 않은 변경 등의 취약점으로 인해 신뢰성 있는 운영이 영향을 받지 않도록 보안성환경이 구축되어야 한다. 이러한 보안성환경은 관리적 조치와 기술적 조치를 통해 구현될 수 있다. 본 논문에서는 안전필수 기능을 수행하는 원전 계측제어 시스템의 제어용 소프트웨어 진단기능이 보안성환경을 구축하는 데 효과적인 설계방안인지를 평가하였다. 이를 위해, 제어용 소프트웨어의 무결성을 확인하는 순환잉여검사(CRC) 진단기능에 대한 모의실험을 수행하였다. 본 논문에서의 효과성 평가는 향후 안전필수기능을 수행하는 원전 계측제어 시스템의 설계 및 안전성 분석에 활용될 수 있을 것으로 기대된다.

• 원자력산업
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• 제27권4호통권290호
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• pp.46-50
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• 2007

고리 1호기는 한국에서 최초로 규제 기관에 계속운전을 신청한 원전이다. 2007년 6월에 설계 수명 기간 만료가 되는 고리 1호기는 규제 기관으로부터 계속운전(Continued Operation)에 대한 안전성 심사를 받고 있다. 한수원은 고리 1호기 계속운전 승인을 금년 12월에 받기 위해 최선을 다하고 있으며 지역 주민의 사회적 수용성 확보를 위해 노력중이다. 고리 1호기의 계속운전 기간 동안 안전성을 평가하고 정리한 안전성평가보고서를 한수원은 2006년 6월에 정부에 제출하였다. 고리 1호기는 웨스팅하우스의 2루프 가압경수로이다. 이와 동일한 원전인 일본의 미하마 1,2호기와 겐까이1호기가 계속운전중이며, 미국의 기네이와 포인트 비치 1,2호기가 계속운전 승인을 받았다. 제출한 안전성평가보고서에 대해 한국원자력안전기술원이 심사중이며, 해외 원전과 같이 계속운전을 할 수 있을 것으로 예상하고 있다. 또한 계속운전을 위한 사회적 수용성(Public Acceptance) 확보는 설비의 철저한 안전성 확보 및 지역 주민의 공감대 형성을 통해서 이루어질 것이다. 설계 수명 이후 원자력발전소를 계속 운전하는 것은 이미 선진국에서 시행되고 있다. 2007년 3월 기준으로 미국에서 48기가 운영 허가 갱신 승인을 받았고, 영국은 8기, 일본은 12기가 계속운전중이다. 고리 1호기 성능 지표를 개선시키기 위해서 한수원은 증기발생기, 저압 터빈, 원자로 냉각재 펌프 내장품, 주변압기, 주발전기 등을 교체하였으며, 수명관리 연구, 주기적안전성 평가, 환경 영향 평가를 수행하였다. 2005년 9월에는 미국의 운영 허가 갱신 제도를 참조하여 원자력법이 개정되었다. 이에 한수원은 개정된 원자력법에 맞추어 주기적 안전성평가, 주요 기기에 대한 수명 평가 및 방사능 환경 영향평가를 하였다. 이 세가지 보고서들로 구성된 안전성평가보고서를 2006년 6월에 규제 기관에 제출하였다. 계속운전은 한국을 비롯하여 부존 자원이 부족한 국가들에게는 에너지 자원의 효율적 활용 및 온실 가스 배출을 고려할 때 반드시 필요한 것이다.

• 한국산학기술학회논문지
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• 제16권5호
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• pp.3022-3029
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• 2015

본 연구에서는 물과 비 혼합 비 공비 물질을 작동 유체로 사용하는 가시화 실험 장치를 제작하여 열유속을 증가시키며 시간에 따른 벽면온도 특성과 내부 유동를 카메라로 연속 촬영하며 2유체 열사이폰의 내부의 유동 및 열전달 특성에 대하여 가시적 방법으로 실험을 수행하여 실험 결과로부터 다음과 같은 결론을 얻을 수 있었다. 물과 FC40을 사용한 비 혼합 2유체 열사이폰은 열유속의 크기에 따라 자연대류, 펄스비등, 연속비등의 세가지 영역으로 구분 되었으며 비등은 증기압이 낮은 물에서 발생하였다. 자연대류에서는 액체 풀에서 물의 증발과 대류 액막 유동이 발생하였다. 액체 풀에서 비등이 발생할 때에는 강한 비등에 의하여 FC40과 물의 혼합된 상태로 전 영역에 걸쳐 기-액 이상 유동이 발생하였다.

• 에너지공학
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• 제25권1호
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• pp.185-191
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• 2016

피동충수용 혼합형 안전주입탱크는 한국원자력연구원에서 제안한 원자력 피동안전계통의 한 종류로, 안전주입탱크의 상부와 가압기를 연결하여 모든 운전압력 조건에서 냉각수 주입이 가능하도록 개선한 시스템이다. 본 연구에서는 피동충수용 혼합형 안전주입탱크, 가압기와 원자력압력용기에 대한 압력 네트워크를 통해 피동충수용 혼합형 안전주입탱크와 가압기의 압력이 평형이 되는 조건을 이론적으로 도출하였으며, 개별효과시험장치를 이용하여 안전주입탱크에서 발생하는 다양한 열수력 현상(증기응축 및 열혼합 현상)들을 파악하였다.

• 한국신재생에너지학회:학술대회논문집
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• 한국신재생에너지학회 2010년도 춘계학술대회 초록집
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• pp.106.1-106.1
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• 2010

석탄가스화기술은 매장량이 풍부하여 안정적인 공급이 보장되는 석탄을 이용함과 동시에 환경오염물질 감소라는 사회적 요구조건을 충족시키면서 화학제품, 석탄-가스화, 석탄-디젤화, 연료전지, 복합발전 등 다양한 분야에 응용이 가능한 장점이 있다. 특히 석탄가스화복합기술(Intergrated Coal Gasification Combined Cycle, IGCC)은 석탄을 고온, 고압하에서 가스화시켜 일산화탄소(CO), 수소($H_2$)가 주성분인 합성가스를 제조, 정제 후 가스터빈 및 증기터빈을 복합으로 구동하여 전기를 생산하는 친환경 차세대 발전기술로 주목을 받고 있다. 현재 IGCC 기술은 세계적으로 볼 때 상용화단계에 있고, 우리나라의 경우 한국형 IGCC 기술의 확보를 위한 연구사업이 진행중에 있다. 본 연구는 IGCC 발전플랜트의 발전효율을 결정하는 가장 중요한 부분이라 할 수 있는 가스화반응기의 모델링 기술을 개발하는 목적으로 진행되었다. 본 연구에서는 석탄가스화 반응기에서 발생하는 석탄의 휘발화와 Char의 표면반응 그리고 기상에서의 가스화반응등의 현상을 전산유체역학(Computational Fluid Dynamics)을 이용하여 모델링하는 방법론이 연구되었다. 해석을 위한 형상은 해석에 소요되는 시간을 줄이고, 형상이 해석결과에 미치는 영향을 줄이고자 2차원으로 구성하였다. 해석을 위한 수학적모델으로는 난류모델, 가스화반응모델, Lagrangian particle tracking, Char reaction 등을 포함하였고, 해석을 위한 Solver는 Fluent를 이용하였다. 모델링결과에 의해 예측되는 합성가스의 조성을 상용급 IGCC 가스화기의 운전결과와 비교해 본 결과 본 연구에서 설정한 모델로 예측되는 온도 및 가스농도가 실험치와 유사하게 나타남을 알 수 있었고 이를 통하여 본 연구에서 설정한 모델링방법이 적절함을 알 수 있었다.

• 비파괴검사학회지
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• 제20권1호
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• pp.1-9
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• 2000

본 연구에서는 유도초음파를 이용하여 열 교환기와 증기발생기 튜브의 결함을 비파괴적으로 탐상하고 그 크기를 산정하였다. 이론적인 해석을 위해 인코넬 (Inconel) 튜브에 대한 위상 및 군속도 분산선도를 Longitudinal 모드와 Flexural 모드에 대해 구하였다. 튜브의 원주방향 레이저노치와 튜브 지지대 하단의 방전가공결함(EDM wear)을 각각 비대칭 및 대칭 탐촉자 세트를 사용하여 탐상하였다. 실험결과 방전가공결함은 L(0, 2), L(0, 3), L(0, 4) 모드로 탐상되었으며, 그 중 L(0, 4) 모드가 결함으로부터 가장 잘 반사되었다. 레이저노치의 경우에는 L(0, 1) 모드 주변의 Flexural 모드가 결함을 탐상하고 크기를 산정하는데 사용될 수 있음을 보였다.

• 한국표면공학회:학술대회논문집
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• 한국표면공학회 2018년도 춘계학술대회 논문집
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• pp.110-110
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• 2018

여러 니켈합금 중 인코넬 600은 원전 가압경수로(PWR)의 튜브 재료로 널리 사용되는 재료이다. 스테인리스강과 비교하여 우수한 내식성과 기계적 특성으로 인해 화학설비, 발전설비, 그리고 해양설비 등과 같은 여러 산업분야에서도 널리 사용되고 있다. 그러나 가압경수로용 증기 발생기의 튜브 재료와 같은 특수 환경에서 예민화에 따른 입계부식 및 입계응력부식 등의 문제가 흔히 보고되고 있다. 이러한 내구성 문제는 설비 및 장비의 수명, 내구성 그리고 안정성 등의 치명적인 영향을 미친다. 따라서 용접, 열처리, 그리고 가공과정에서 발생하는 Inconel 600의 예민화 및 입계부식에 관한 연구가 활발히 진행되고 있다. 그러나 100시간 이상 장시간 열화된 시편에 대한 예민화 연구는 전무한 실정이다. 본 연구에서는 장시간 열화된 Inconel 600의 예민화를 평가하기 위해 최대 1,000시간까지 열화를 실시하였으며, 이에 대한 평가방법으로 Double-Loop Electrochemical Potentiokinetic Reactivation(DL-EPR) 시험법을 적용하였다. 본 실험에서 사용된 인코넬 600의 화학성분(wt, %)은 0.01 C, 0.05 Si, 0.14 Mn, 15.3 Cr, 0.5 Cu, 0.015 S, 그리고 나머지는 Ni 이다. 예민화 평가를 위한 등온 열화는 전기열처리로를 이용하여, $550^{\circ}C$와 $650^{\circ}C$에서 최대 1000시간까지 실시하였다. 열화에 따른 미세조직 변화는 scanning electron microscope와 energy dispersive x-ray spectroscopy를 이용하여 실시하였다. DL-EPR 실험은 $25^{\circ}C$의 0.1M $H_2SO_4$ + 0.001M KSCN(potasium thiocyanate) 수용액 하에서 실시하였으며, 분극은 OCP로부터 600 mV(SSE vs.)까지 1.67mV/s 주사속도로 forward scan을 실시 후, 동일한 속도로 OCP까지 reverse scan을 실시하였다. Degree Of Sensitization(DOS)값은 anodic scan peak($I_a$) 값과 reverse scan peak($I_r$) 값의 비로 산출하였다. $$i.e.\;DOS=I_r/I_a{\times}100$$. 그 결과, 온도 변수에 따른 Inconel 600강의 예민화 거동은 서로 상이한 경향을 나타내었다. $550^{\circ}C$의 경우, 열화가 진행됨에 따라 DOS값은 급격하게 증가하는 경향을 나타냈다. 반면, $650^{\circ}C$에서는 일정시간 이후부터 Cr 확산 현상에 의한 탈 예민화 현상이 관찰되었다.

• 한국표면공학회:학술대회논문집
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• 한국표면공학회 1998년도 춘계학술발표회 초록집
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• pp.22-22
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• 1998

304 는 BWR(boiling water reactor)의 reactor 구조용 재료로 사용되고 있고, 합금 600 은 PWR(pressurized water reator) 의 증기 발생기 세관으로 쓰이고 있으며 모두 약 $280{\;}^{\circ}C$ 이상 의 원자로 냉각수에 노출되어 있다. 원자로 냉각수 분위기에서 두 합금의 공통적인 특정은 입계응력부식균열(IGSCC)에 민감한것과 IGSCC가 예민화(sensitization)와 관련이 있는 것이 다. 두 합금에서 일어나는 IGSCC는 원자력발전소의 부식피해중 가장 빈도가 높고 발생시 방사능 누출로 인하여 원전의 신뢰성을 저하시키고, 가동중단으로 인한 경제적 손실을 초 래하여 지난 20 년 동안 가장 심도있게 연구된 주제다. 304 은 크롬 탄화물의 업계 석출로 언하여 예민화된경우 IGSCC 에 민감한 반면 600 은 예민화된 경우 뿐만 아니라 용체화처리된 상태에서도 IGSCC에 민감하다. 오히려 600은 용 체화처리 후 700 C에서 15~20시간 시효처리를 하여 크롬탄화물을 업계에 석출 시커었을 때 IGSCC 저항성이 향상된다. 두 합금의 IGSCC 특정 중 큰 차이는 304는 임계균열전위 ( (critical cracking potential) 이 존재하여 부식전위(corrosion potential) 가 엄계균열전위보다 낮 은 경우 IGSCC 가 일어나지 않지만 그 반대인 경우 IGSCC 에 민감하게된다. 반면에 600 은 뚜렷한 임계균열전위가 존재하지 않고 양극 분극(anodic polarization) 뿐만 아니라 음극분극 시에도 IGSCC 가 일어난다. 이련 이유로 600의 IGSCC 가구로 피막파괴-양극용해(film rupture-anodic dissolution)외에 수소취성(hydrogen embrittlement)기구도 제안되고 었다. 원전의 냉각수는 고 순도의 물이지만 수 처리 과정과 웅축기 배관의 누수로 인한 산소, $Cu^{2+},{\;}S_xO_6{\;}^{2-}(x=3~6)$ 등이 유입되어 오염되는데 이려한 오염물질들이 수 ppm정도 소량 포함된 경우 응 력부식민감도는 상당히 증가된다. 산성분위기 흑은 산소, $Cu^{2+}$, 등이 소량 포합된 산화성 분위기 그리고 sufur oxyanion 에 오염된 고온의 물에서 600 의 IGSCC 민감도는 예민화도가 증가할 수록 민감하여 304 의 IGSCC 와 매우 유사한 거동을 보인다. 본 강연에서는 304 와 600 의 고온 물에서 일어나는 IGSCC 민감도에 미치는 환경, 예민화처리, 합금원소의 영향을 고찰하고 이에 대한 최근의 연구 동향과 방식 방법을 다룬다.

• Tribology and Lubricants
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• 제17권5호
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• pp.380-385
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• 2001

In nuclear power steam generators, high flow rates can induce vibration of the tubes resulting in fretting wear damage due to contacts between the tubes and their supports. In this paper the fretting wear tests and the sliding wear tests were performed using the steam generator tube materials of Inconel 600 and 690 against STS 304. Sliding tests with the pin-on-disk type tribometer were done under various applied loads and sliding speeds at air environment. Fretting tests were done under various vibrating amplitudes and applied normal loads. From the results of sliding and fretting wear tests, the wear of Inconel 600 and 690 can be predictable using the work rate model. Depending on normal loads and vibrating amplitudes, distinctively different wear mechanisms and often drastically different wear rates can occur. It was found the results that the wear coefficients for Inconel 600 and 690 were 262.3$\times$10$\^$-15/Pa$\^$-1/ and 209.2$\times$10$\^$-15/Pa$\^$-1/, respectively. This study shows that Inconel 690 can provide much better wear resistance than Inconel 600 in air.