Ru-Ting Liang;Tao Bo;Wan-Qiu Yin;Chang-Ming Nie;Lei Zhang;Zhi-Fang Chai;Wei-Qun Shi
Nuclear Engineering and Technology
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제55권7호
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pp.2556-2566
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2023
A first-principle approach within the framework of density functional theory was employed to study the effect of vacancy defects and fission products (FPs) doping on the mechanical, electronic, and thermodynamic properties of uranium monocarbide (UC). Firstly, the calculated vacancy formation energies confirm that the C vacancy is more stable than the U vacancy. The solution energies indicate that FPs prefer to occupying in U site rather than in C site. Zr, Mo, Th, and Pu atoms tend to directly replace U atom and dissolve into the UC lattice. Besides, the results of the mechanical properties show that U vacancy reduces the compressive and deformation resistance of UC while C vacancy has little effect. The doping of all FPs except He has a repairing effect on the mechanical properties of U1-xC. In addition, significant modifications are observed in the phonon dispersion curves and partial phonon density of states (PhDOS) of UC1-x, ZrxU1-xC, MoxU1-xC, and RhxU1-xC, including narrow frequency gaps and overlapping phonon modes, which increase the phonon scattering and lead to deterioration of thermal expansion coefficient (αV) and heat capacity (Cp) of UC predicted by the quasi harmonic approximation (QHA) method.
Research reactors are operated under ambient temperature and atmospheric pressure, which is much less severe conditions compared to those in typical nuclear power plants. Due to the high temperature, heat resistant materials such as austenite stainless steel should be used for the reactors in typical nuclear power plants. Whereas, as the effect of temperature is low for research reactors, materials with high resistance to neutron irradiation, such as zircaloy and beryllium, are used. Therefore, these conditions should be considered when performing integrity assessment for research reactors. In this study, a computational technique through finite element (FE) analysis was developed considering the operating conditions and materials of research reactor when conducting integrity assessment. Neutron irradiation analysis techniques using thermal expansion analysis were proposed to consider neutron irradiation growth and swelling in zirconium alloys and beryllium. A user subroutine program that can calculate the strain rate induced by neutron irradiation creep was developed for use in the commercial analysis program Abaqus. To validate the proposed technique and the user subroutine, FE analysis results were compared with hand-calculation results, and showed good agreement. Consequently, developed technique and user subroutine are suitable for evaluating structural integrity of research reactors.
본 연구는 배합 및 재료요인에 따른 저수축 고성능 콘크리트의 기초적 특성 및 건조 자기수축 등 품질 특성에 대하여 검토한 것이다. 실험결과 고성능 콘크리트의 기초적 물성으로 배합요인에 따른 유동성은 W/B 및 단위수량이 작을수록 크게 감소하였고, 공기량은 W/B 변화에 따라 큰 차이가 없었으나, 단위수량 증가에 따라서는 증가하였다. 또한, 압축강도는 W/B가 클수록 크게 나타났고, 단위수량 변화에 따라서는 큰 차이가 없는 것으로 나타났다. 재료요인에 따른 유동성은 시멘트의 경우 LPC가 OPC보다 작게 나타났고 SP제는 PS, NS, MS의 순으로 크게 나타났으며, 공기량은 OPC가 LPC보다 많게 나타났고, SP제는 MS PS NS의 순으로 크게 나타났다. 또한, 압축강도는 LPC가 OPC보다 초기재령에서는 작게 나타났지만, 91일 이후에는 유사하게 나타났고, SP제 종류에 따라서는 큰 차이가 없는 것으로 나타났다. 건조 및 자기수축은 배합요인에서 W/B가 클수록 단위수량이 작을수록 작게 나타났다. 단, W/B $35\%$ 및 단위수량 $145 kg/m^3$에서는 재령 49일까지 자기수축이 발생하지 않았는데, 이는 팽창재와 수축저감제의 중첩효과에 의해 자기수축이 상쇄된 것으로 분석된다. 재료요인에서 시멘트는 LPC가 OPC보다 작게 나타났고 SP제의 종류는 큰 차이가 없는 것으로 나타났다. 따라서, FA, SF, EA, SR를 혼입한 저수축 고성능 콘크리트에서 W/B는 가능한 범위내에서 크게, 단위수량은 적게 되도록 배합설계 하곤 시멘트는 IPC, SP제는 MS를 사용할 때 수축특성이 우수해짐을 알 수 있었다.
본 연구는 국내 산업원료 광물인 납석의 지속적이고 체계적인 개발과 안정적인 수급 관리를 위할 목적으로 국내 납석 광산 현황을 살펴보고 산업용 원료로써 그 활용 방안을 모색하기 위함이다. 국내 납석 광산은 대부분 중생대 화산암류가 열수변질을 받아 형성된 광상으로써, 납석의 주 구성 광물인 엽납석의 물리적 특성은 비중 2.65~2.90, 굳기 1~2, 밀도 1.60~1.80, 내화도 29 이상이며, 색은 보통 백색, 회색, 회백색, 회녹색, 황색, 황녹색을 띠는 것으로 나타났다. 국내 납석의 화학성분 중 SiO2와 Al2O3는 엽납석의 경우 58.2~67.2%와 23.1~28.8%, 엽납석 + 딕카이트의 경우 49.2~72.6%와 16.5~31.0%, 엽납석 + 일라이트의 경우 45.1%와 23.3%, 일라이트의 경우 43.1~82.3%와 11.4~35.8%, 딕카이트의 경우 37.6~69.0%와 19.6~35.3%인 것으로 분석되었다. 국내 납석 광산의 분포는 한반도 남서부와 남동부 지역에 집중해서 분포하며, 그 외에 한반도 동북부 지역에도 일부 분포하는 것으로 조사되었다. 국내 납석 생산 광산은 21개이며, 매장량은 전남(45.6%) > 충북(30.8%) > 경남(13.0%) > 강원(4.8%), 경북(4.8%) 순으로 전남이 가장 많은 것으로 나타났다. 국내 납석 생산량 상의 10개 광산은 중앙자원광산(37.9%) > 완도광산(25.6%) > 나주세라믹광산(13.4%) > 청석-사지원광산(5.4%) > 경주광산(5.0%) > 백암광산(5.0%) > 민경-노화도광산(3.3%) > 부곡광산(2.3%) > 진해납석광산(2.2%) > 보해광산 순인 것으로 분석되었다. 납석은 열전전도, 열팽창성, 열변형, 팽창계수, 부피밀도가 낮고, 내열성과 부식 저항성이 높으며, 살균 및 살충 효능이 우수한 성질이 있으므로 내화 재료, 도자기 재료, 시멘트 첨가제, 살균및 살충 제조재, 충전재 등 다양한 분야에 활용되는 것으로 나타났다. 또한 납석은 수처리 세라믹 분리막 소재, 디젤엔지 배기가스 저감장치 세라믹 필터 소재, 그리고 유리섬유 및 LCD 패널 소재 등 활용범위가 첨단산업분야로까지 확대되는 것으로 분석되었다.
우주비행체는 우주공간에서 소형 추력기를 통해 연소가스를 노즐 외부로 배출시킴으로써 궤도보정 및 자세제어에 필요한 반작용 모멘텀을 발생시킨다. 이때 배출된 배기가스가 우주비행체의 표면과 충돌하면서 발생된 교란 힘 및 교란토크, 열 부하, 표면 오염 등은 우주비행체의 수명 단축 및 기능저하를 유발시킬 수 있으므로 추력기 배기가스 거동에 관한 예측은 우주비행체 설계시 매우 중요한 절차라고 할 수 있다. 본 연구에서는 우주비행체의 자세제어용 추력기로 사용되는 10 N급 이원추진제 추력기의 배기가스 거동을 수치적으로 해석함으로써 우주비행체 설계에 필요한 핵심기술을 확보하는 것이 목적이다. 이를 위해 모노메틸하이드라진(MMH) 연료와 사산화이질소(NTO) 산화제의 화학평형반응과 추력기 노즐 내부 연속체 영역 계산을 수행한 후 배기가스 해석을 위한 직접모사법(DSMC)의 유입조건으로 적용하였다. 해석 결과, 이원추진제 추력기 노즐 부근에서 배기가스의 화학종 박리와 같은 비평형 팽창과 후방유동의 특성들을 예측할 수 있었다.
벤토나이트에 포함된 몬모릴로나이트의 층간에 Al산화물의 기둥(pillar)을 만든 Al-층간가교 점토를 합성하였다. 이 Al-층간가교점토에 대해 XRD, DTA, 화학분석 등을 실시하여 광물학적 특성을 검토하였으며, 그리고 이 가교점토에 대하여 Batch법의 흡착실험을 통하여 인산이온의 흡착성을 검토하였다. X-선 회절분석의 결과, Al-층간가교점토는 상온에서 층간격이 $18.03 \AA$으로 증가되어 나타났고, $550\AA$가열에서도 약 $17\AA$을 나타내어 열적 안정성이 크며, 글리세롤에 의한 층간격의 팽윤은 매우 미약한 것으로 나타났다. 열분석 결과, 이 점토에는 pillar부분에 관련된 물의 탈수에 의한 것으로 보이는 $270^{\circ}C$와 $420^{\circ}C$의 특징적인 흡열반응이 나타났다. Al-층간가교 점토의 인산 이온에 대한 흡착실험의 결과, 몬모릴로나이트는 거의 흡착능력을 보이지 않는데 비하여 월등히 우수한 인산이온($PO_{4}^{3-}$ /)성을 나타냈다. 시료 2 g에 용액 20 mL의 실험에서 300 mg/L 이하의 인산 농도에서는 거의 100%의 흡착효율을 나타냈다. 그리고 인산 이온에 흡착된 시료를 $500^{\circ}C$로 가열한 후 재차 흡착실험을 행한 결과, 역시 매우 높은 흡착효율을 나타냈다. 따라서 Al-층간가교 점토의 인산 이온 흡착에 대한 재활용의 가능성이 큰 것으로 나타났다
고체산화물 연료전지의 양극재료로서 Gd1-xSrxMnO3을 구연산법으로 합성하였으며, 이의 결정구조, 전기전도도 및 열팽창률을 조사하였다. 또한 합성한 Gd1-xSrxMnO3을 8mol% yttria stabilized zirconia(8YSZ) 혹은 Ce0.8Gd0.2O1.9(CGO) 전해질과의 반응성을 조사하였다. Gd1-xSrxMnO3의 결정구조는 Sr함량이 증가함에 따라 orthorhombic (0$\leq$X$\leq$0.3)에서 cubic(0.4$\leq$X$\leq$0.5)을 거쳐 tetragonal (X=0.6)로 변하였다. Sr 함량이 증가함에 따라 Gd1-xSrxMnO3의 전기전도도는 증가하였다. 열팽창률은 Sr 함량이 30mol% 이상인 경우 함량이 증가함에 따라 증가하는 경향을 보이는 8YSZ, CGO와 비슷한 거동을 보였다. 8YSZ 및 CGO와의 반응성을 보기 위하여 Gd1-xSrxMnO3과 이들을 각각 혼합하여 130$0^{\circ}C$에서 48시간 동안 열처리했을 경우 8YSZ와는 SrZrO3의 반응물을 형성하였으나 CGO와는 반응을 하지 않았다.
[ $(Ba_{0.5}Sr_{0.5})_{0.99}Co_{x}Fe_{1-x}O_{3-{\delta}}$ ] [x=0.8, 0.2](BSCF) powders were synthesized by a Glycine-Nitrate Process (GNP) and the electrochemical performance of the BSCF cathode on a scandia stabilized zirconia, $[(Sc_{2}O_3)_{0.11}(ZrO_2)_{0.89}]-1Al_{2}O_3$ was investigated. In order to prevent unfavorable solid-state reactions between the cathode and zirconia electrolyte, a GDC ($Gd_{0.1}Ce_{0.9}O_{2-{delta}}$) buffer layer was applied on ScSZ. The BSCF (x = 0.8) cathode formed on GDC(Buffer)/ScSZ(Disk) showed poor electrochemical property, because the BSCF cathode layer peeled off after the heat-treatment. On the other hand, there were no delamination or peel off between the BSCF and GDC buffer layer, and the BSCF (x = 0.2) cathode exhibited fairly good electrochemical performances. It was considered that the observed phenomenon was associated with the thermal expansion mismatch between the cathode and buffer layer. The ohmic resistance of the double layer cathode was slightly lower than that of the single layer BSCF cathode due to the incorporation of platinum particle into the BSCF second layer.
열차폐 코팅은 고온 화염의 열이 블레이드의 모재에 직접 전달되는 것을 막는 역할을 하며, 세라믹 재질의 탑코팅층과 금속 모재간 결합력을 증가시켜주는 본드코팅층으로 이루어져있다. 이러한 열차폐 코팅 기술로 인하여 블레이드 표면의 온도가 화염온도에 비해 약 $100{\sim}170^{\circ}C$정도 낮아지게 된다. 이러한 열차폐 코팅은 금속모재와 코팅층의 열팽창 계수의 차이로 인해 내부 응력이 발생하게 되며, 블레이드의 형상 및 위치에 따라 발생하는 응력이 다르다. 따라서 본 논문에서는 열차폐코팅의 내구성 시험에 보편적으로 사용되는 코인형 시험편에 대하여 모재의 곡률에 따른 유한요소해석을 수행하고 열차폐 코팅에서 발생하는 내부 응력변화를 고찰하였다. 그 결과 탑코팅에 최저응력이 발생할 때의 곡률을 도출하였고 최저응력에서의 곡률과 차이가 커질수록 발생하는 응력이 커짐을 확인하였다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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