현행 액화석유가스의 안전관리 및 사업법의 시행규칙에 의거하면 액화 가스는 용기 체적의 85%까지 충전하도록 되어있다. 이에 상당하는 충전량은 $65^{\circ}C$를 기준으로 내부에 액체의 열팽창을 고려한 수치이다. 하지만 소형 또는 이동이 용이한 용기가 특정 상황에서는 용기 내부 액체의 온도가 $65^{\circ}C$ 미만을 유지한다고 단정 지을 수 없다. 열역학적 관점에서 액 팽창은 용기 재료의 강성만으로 제어하기 어려운 요소이며, 결국 파열 등의 사고를 유발 할 수 있는 잠재적인 위험 요인이 된다. 따라서 본 논문에서는 밀폐계에서 임계상태 액체 프로판의 열 팽창량을 추정하는 방법과 추정 된 결과를 제시 할 것이며, 내압 변화에 따른 용기의 체적 증가를 유도하는 구조적 요소를 실험적으로 제안할 것이다. 본 논문을 통해 제시된 결과는 향후 액화가스의 압력용기 설계에 있어 중요한 기초 자료가 될 것으로 사료된다.
The APR1400 reactor may be operated for a long time under high temperature and pressure conditions, causing damage to the stud holes and causing stud bolts and holes to stick. The present practice is to manually remove the anti-sticking agent and foreign matter remaining in the APR1400 reactor stud hole and to visually check the surface condition of the thread to check the damage status of the threads. In the case of the APR1400 reactor stud holes, manually cleaning the threads increases the risk of radiation exposure and operator's fatigue. To avoid this, the autonomous mobile robot is used to automatically clean the reactor stud holes. The purpose of this study is to optimize the cleaning performance of the mobile robot by looking at the behavior of the surface roughness of the stud surface cleaned by the brush attached to the mobile robot due to changes in brush material, thickness of wire, and rotation speed. A microscopic approach to the surface roughness of the flank is needed to investigate the effects of the newly proposed brush of the autonomous mobile robot on the thread holes. According to this experiment, it is reasonable to use STS brush rather than Carbon one. Optimal operating conditions are derived and the safety of APR1400 reactor stud holes maintenance can be improved.
높은 온도와 압력의 조건으로 시료를 분해하는 마이크로파 분해 과정에서 분해용기 내로 은과 왕수의 침투에 의한 기억효과에 대해 연구하였다. MDS 180T 프로그램 ($180^{\circ}C$, 220 psi)의 조건으로 은 5 mg을 첨가한 분해용기 내에서 침투 양은 질산과 함께 분해하였을 경우, $0.97{\mu}g/mL$ 그리고 오일 시료와 함께 분해하였을 경우 $0.47{\mu}g/mL$을 나타내었다.
Following the Fukushima nuclear disaster, the simulation of accidents in the spent fuel pool has become more noticeable. Despite the low amount of decay heat power, the consequences of the accidents in a spent fuel pool (SFP) can be severe due to the high content of long-lived radionuclides and lack of protection by the pressure vessel. In this study, the loss-of-cooling accident (LOFA) for the VVER-1000/V446 spent fuel pool is simulated by employing RELAP5 and MELCOR 1.8.6 as the best estimate and severe accident analysis codes, respectively. For two cases with different total power levels, decay heat of spent fuels is calculated by ORIGEN-II code. For modeling SFP of a VVER-1000, a qualified nodalizations are considered in both codes. During LOFA in SFP, the key sequences such as heating up of the pool water, boiling and reducing the water level, uncovering the spent fuels, increasing the temperature of the spent fuels, starting oxidation process (generating Hydrogen and extra power), the onset of fuel melting, and finally releasing radionuclides are studied for both cases. The obtained results show a reasonable consistency between the RELAP5 and MELCOR codes, especially before starting the oxidation process.
수중램제트(underwater ram-jet)는 램흡입부(ram intake), 혼합실(mixing chamber) 및 노즐(nozzle)로 구성되어 있으며, 램흡입부로 유입된 작동유체는 압력이 증가되며 이 증압된 작동유체에 혼합실로부터 고압공기를 분사하여 기 액이상류를 형성하여 노즐을 통과하면서 대기압까지 팽창을 하여 작동유체를 고속으로 가속시켜 노즐출구로부터 추력을 얻는 방식으로 차세대 초고속 선박추진장치이다. 본 연구에서는 80노트를 낼 수 있는 선내관통형(buried type vessel) 램제트의 최적 노즐형상데이터를 이용하여 제반변수(벽마찰계수, 가스속도, 기포반경, 대기온도, 질량유량비, 디퓨저면적비, 작동유체의 속도구배)의 변화가 추진특성에 미치는 영향을 파악하였다.
Tri-isotropic (TRISO) coatings on zirconia surrogate beads are deposited using a fluidized-bed vapor deposition (FB-CVD) method. The silicon carbide layer is particularly important among the coated layers because it acts as a miniature pressure vessel and a diffusion barrier to gaseous and metallic fission products in the TRISO-coated particles. In this study, we obtain a nearly stoichiometric composition in the SiC layer coated at $1400^{\circ}C$, $1500^{\circ}C$, and $1400^{\circ}C$ with 20 vol.% methyltrichlorosilane (MTS), However, the composition of the SiC layer coated at $1300-1350^{\circ}C$ shows a difference from the stoichiometric ratio (1:1). The density decreases remarkably with decreasing SiC deposition temperature because of the nanosized pores. The high density of the SiC layer (${\geq}3.19g/cm^2$) easily obtained at $1500^{\circ}C$ and $1400^{\circ}C$ with 20 vol.% MTS did not change at an annealing temperature of $1900^{\circ}C$, simulating the reactor operating temperature. The evaluation of the mechanical properties is limited because of the inaccurate values of hardness and Young's modulus measured by the nano-indentation method.
진공이란 공간의 기체압력이 대기압보다 낮은 상태, 즉 분자밀도가 약 $2.5{\times}10^{19}$분자/$cm^3$ 보다 적은 상태를 의미하며, 극청정환경 제공, 단열효과, 입자의 장거리 비행가능, 증발과 승화작용, 안정된 플라즈마를 유지, 생화학 반응 억제, 우주환경 제공 등의 특성으로 인해 오늘날 전 산업분야 및 과학기술 분야에 응용이 되고 있다. 우주환경은 이러한 고진공 환경과 태양 복사열에 의한 고온 환경 및 극저온이 반복되는 가혹한 환경으로 특징지어지는데, 위성체는 지상에서 발사되어 우주궤도에 진입한 순간부터는 계속해서 우주환경에 노출된다. 위성체가 이러한 가혹한 우주환경에 노출될 경우 주요부품에 기능장애가 초래되기도 하며 이는 결국 임무의 실패로 이어지기도 한다. 따라서 위성체는 지상에서 우주환경시험을 거쳐 기능 및 작동상태를 점검해야 하며, 이를 위해서는 우주환경을 모사 할 수 있는 우주환경 모사장비가 필요하다. 우주환경모사장비라 함은 우주환경의 주특징인 고진공상태와 극저온 환경을 모사할 수 있는 지상장비를 말하며, 장비의 설계 및 제작에는 기본적으로 진공기술이 응용되게 된다. 본 논문에서는 한국항공우주연구원이 보유하고 있는 인공위성의 개발에 필수 장비인 우주환경모사장치들을 소개하고, 최근 발달된 국내 진공기술로 국산화 제작에 성공한 유효제원 ${\varphi}8m{\times}L10\;m$ 급의 대형열진공챔버를 통하여 우주개발에 응용되는 진공기술을 소개하고자 한다.
딕카이트[$Al_2$$Si_2$$O_{5}$ (OH)$_4$]를 출발물질로 사용하여 이팔면체형 스멕타이트를 수열합성하였다. 시료를 활성화시키기 위해 $Na_2$O 성분을 첨가하고 $800^{\circ}C$에서 4시간 열처리하였다. 합성실험은 Na-0.7 바이델라이트의 화학반응식에 의한 화학양론적 조성에 따라$ SiO_2$ 성분을 첨가하였으며 $300^{\circ}C$, 70 kgf/$\textrm{cm}^2$ 이하의 조건에서 온도, 압력, 시간 등을 변화시키면서 실험을 수행하였다. 합성실험을 위해 약 1리터 용량의 밀폐형 강철재 압력용기를 사용하였다. 스멕타이트를 합성할 수 있는 최적 조건은 반응온도 $290^{\circ}C$, 반응시간 48시간, pH 10 및 60 kgf/$\textrm{cm}^2$의 압력조건인 것으로 확인되었다 온도, 압력조건 외에 원료물질의 활성화, 반응시간, 반응용액의 초기 pH 등은 결정도에 영향을 미치는 주요 요인으로 작용하였다. 합성결과물에 대한 X-선 회절분석, 에틸렌글리콜 처리, ‘Greene-Kelly’ 측정법 등의 실험결과, 합성된 스멕타이트는 Na-바이델라이트임이 확인되었다.
After the Fukushima accident in 2011, it was revealed that nuclear power plant has the vulnerability to SBO accident and its extension situation without sufficient cooling of reactor core resulting core meltdown and radioactive material release even after reactor shutdown. Many safety systems had been developed like PAFS, hybrid SIT, and relocation of RPV and IRWST as a part of steps for the Fukushima accident, however, their applications have limitation in the situation that supply of feedwater into reactor is impossible due to high pressure inside reactor pressure vessel. The concept of hybrid heat pipe with control rod is introduced for breaking through the limitation. Hybrid heat pipe with control rod is the passive decay heat removal system in core, which has the abilities of reactor shutdown as control rod as well as decay heat removal as heat pipe. For evaluating the cooling performance hybrid heat pipe, a commercial CFD code, ANSYS-CFX was used. First, for validating CFD results, numerical results and experimental results with same geometry and fluid conditions were compared to a tube type heat pipe resulting in a resonable agreement between them. After that, wall temperature and thermal resistances of 2 design concepts of hybrid heat pipe were analyzed about various heat inputs. For unit length, hybrid heat pipe with a tube type of $B_4C$ pellet has a decreasing tendency of thermal resistance, on the other hand, hybrid heat pipe with an annular type $B_4C$ pellet has an increasing tendency as heat input increases.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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