• 제목/요약/키워드: Pressurized Hydrogen Gas Condition

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Heat transfer performance of a helical heat exchanger depending on coil distance and flow guide for supercritical cryo-compressed hydrogen

  • Cha, Hojun;Choi, Youngjun;Kim, Seokho
    • 한국초전도ㆍ저온공학회논문지
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    • 제24권3호
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    • pp.62-67
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    • 2022
  • Liquid hydrogen (LH2) has a higher density than gaseous hydrogen, so it has high transport efficiency and can be stored at relatively low pressure. In order to use efficient bulk hydrogen in the industry, research for the LH2 supply system is needed. In the high-pressure hydrogen station based on LH2 currently being developed in Korea, a heat exchanger is used to heat up supercritical hydrogen at 700 bar and 60 K, which is pressurized by a cryogenic high-pressure pump, to gas hydrogen at 700 bar and 300 K. Accordingly, the heat exchanger used in the hydrogen station should consider the design of high-pressure tubes, miniaturization, and freezing prevention. A helical heat exchanger generates secondary flow due to the curvature characteristics of a curved tube and can be miniaturized compared to a straight one on the same heat transfer length. This paper evaluates the heat transfer performance through parametric study on the distance between coils, guide effect, and anti-icing design of helical heat exchanger. The helical heat exchanger has better heat transfer performance than the straight tube exchanger due to the influence of the secondary flow. When the distance between the coils is uniform, the heat transfer is enhanced. The guide between coils increases the heat transfer performance by increasing the heat transfer length of the shell side fluid. The freezing is observed around the inlet of distribution tube wall, and to solve this problem, an anti-icing structure and a modified operating condition are suggested.

핵연료 분말제조 공정에서 발생하는 폐액의 처리에 관한 연구 (A Study on the Waste Treatment from a Nuclear Fuel Powder Conversion Plant)

  • 정경채;김태준;최종현;박진호;황성태
    • 공업화학
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    • 제7권6호
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    • pp.1164-1173
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    • 1996
  • 현재 국내에서 가동중인 원자력발전소 공급용 핵연료 분말제조 공정에서 발생되는 폐액의 물성과 처리방법에 대한 연구가 수행되었다. 중수로형과 경수로형 발생 폐액에 함유된 우라늄을 회수/처리하기 위하여, 공히 폐액 속의 탄산이온의 제거가 필수적이다. 중수로형은 ADU 형태로 경수로형의 경우 $UO_4$ 화합물 형태로 처리하는 것이, 최종 폐액의 우라늄 농도를 최소화할 수 있었다. 처리후 폐액의 우라늄 농도는 중수로형 폐액의 경우, 폐액을 가열하여 ADU를 제조한 후 여액에 lime을 처리하는 방법으로 1ppm까지, 경수로형 폐액의 경우 $UO_4{\cdot}2NH_4F$형태로 우라늄을 침전시킬 경우 0.8ppm까지 여액중의 우라늄 농도를 낮출 수 있었다. 최적 처리조건은 중수로형 폐액의 경우 $101^{\circ}C$까지 단순 가열방법이, 경수로형 폐액의 경우 가열한 후 $60^{\circ}C$에서 암모니아로 pH를 9.5로 조절한 후 과산화수소 용액을 첨가하여 1시간 반응시키는 경우로 나타났다. 폐액으로부터 회수된 우라늄 화합물은, 중수로형 폐액인 경우 pH가 낮을수록 회수된 ADU 입자의 크기가 증가하였으며, 경수로형 폐액인 경우 회수된 uranium peroxide 화합물을 공기분위기에서 열분해시킨 결과 기존의 AUC 분말이 열분해되어 나타내는 특성과 동일한 특성을 보임에 따라 핵연료분말 제조공정으로 recycle이 가능한 것으로 판단되었다.

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