• 대한기계학회논문집A
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• 제38권12호
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• pp.1421-1426
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• 2014

소듐냉각고속로(Sodium-cooled Fast Reactor, SFR)의 안전성 향상을 위해 고온 증기 Rankine 싸이클 대신 초임계 이산화탄소(Supercritical $CO_2$, $S-CO_2$) Brayton 싸이클을 전력변환 시스템에 사용하는 방안이 제시되고 있다. 이 경우, 중간 열교환기로는 확산 접합(Diffusion Bonding)에 의해 제작되는 미소채널형 열교환기인 PCHE(Printed Circuit Heat Exchanger)가 고려되고 있다. 따라서 본 연구에서는 PCHE 형 열교환기 후보재료인 다양한 오스테나이트계 합금의 확산접합 특성을 평가하였다. 후보재료별로 다양한 조건에서 확산접합부를 제작하고 상온에서 $650^{\circ}C$까지의 인장 특성을 평가하였다. 평가 결과 SS 316H와 SS 347H는 $550^{\circ}C$까지 모재와 유사한 특성을 보였지만 Fe-Ni-Cr 합금인 Incoloy 800HT는 모든 온도에서 인장특성이 감소하였다. 연신율 저하의 원인을 이해하기 위해 접합부 부근의 미세조직을 분석하였다.

• Korean Chemical Engineering Research
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• 제59권1호
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• pp.60-67
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• 2021

본 연구에서는 CO2 포집을 포함하는 500 MWe 급 전기를 생산하는 순산소 석탄화력발전소에 대한 공정흐름도를 제시하였고, 기술경제성 평가를 수행하였다. 이 석탄화력발전소는 순환 유동층 보일러(CFB), 초초 임계 증기 사이클 증기 터빈, 보일러에서 배출되는 배기가스내 수분과 오염물질을 제거하는 배기가스 정제 장치(FGC), 산소 분리 초저온 공정(ASU), 이산화탄소를 분리하는 극저온 공정(CPU)을 포함한다. 건식 배기가스 재순환(FGR)은 CFB연소기내 온도 제어와 고농도 CO2 배출을 위하여 사용되었다. 이 순산소 석탄화력발전소의 열효율을 증가시키기 위하여 FGR 흐름에 대한 열교환, ASU에서 배출되는 질소 흐름에 대한 열교환, 그리고 CPU 내 기체 압축기의 열 회수를 고려하였다. FGR열교환기의 온도차(ΔT)의 감소는 배기가스의 더 많은 폐열 회수를 의미하며, 전기 및 엑서지 효율을 증가시켰다. FGR열교환기의 ΔT가 10 ℃ 에서 FGR과 FGC 주변의 연간 비용이 최소가 되었다. 이때, 전기 효율은 39%, 총투자비는 1371 M$, 총생산비용은 90 M$, 그리고 투자수익률은 7%/y, 그리고 투자회수기간은 12년으로 예측되었다. 본 연구를 통하여 순산소 석탄화력발전소의 열효율 향상을 위한 열교환망이 제시되었고, FGR 열교환기의 최적 운전 조건이 도출되었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제48권6호
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• pp.1303-1314
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• 2016

This work examines the most viable nuclear technology options for future underwater designs that would meet high safety standards as well as good economic potential, for construction in the 2030-2040 timeframe. The top five concepts selected from a survey of 13 nuclear technologies were compared to a small modular pressurized water reactor (PWR) designed with a conventional layout. In order of smallest to largest primary system size where the reactor and all safety systems are contained, the top five designs were: (1) a lead-bismuth fast reactor based on the Russian SVBR-100; (2) a novel organic cooled reactor; (3) an innovative superheated water reactor; (4) a boiling water reactor based on Toshiba's LSBWR; and (5) an integral PWR featuring compact steam generators. A similar study on potential attractive power cycles was also performed. A condensing and recompression supercritical $CO_2$ cycle and a compact steam Rankine cycle were designed. It was found that the hull size required by the reactor, safety systems and power cycle can be significantly reduced (50-80%) with the top five designs compared to the conventional PWR. Based on the qualitative economic consideration, the organic cooled reactor and boiling water reactor designs are expected to be the most cost effective options.

• Korean Chemical Engineering Research
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• 제50권2호
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• pp.365-370
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• 2012

국내 초임계 석탄화력발전소에 연소 후 $CO_2$ 포집공정을 설치하였을 경우에 예상되는 발전단가와 $CO_2$ 저감비용(Cost of $CO_2$ avoided)을 산출하였다. 본 연구에서 고려된 연소 후 $CO_2$ 포집기술은 이미 상업적으로 적용이 가능하고, 기존의 화력발전에 적용이 용이한 아민 화합물을 이용한 화학 흡수법을 기초로 하였으며, 경제성 평가를 위해 연간 발생하는 비용 및 발전량을 연간 균등화(Levelized)하여 발전단가를 산정하는 수명기간 중 발전단가 분석(LCCA: Life Cycle Cost Analysis) 방식을 활용하여 분석하였다. 경제성 평가에서 가장 중요한 항목 중 하나인 설비 투자비(건설비 등) 및 운영비 산출을 위해, 기존의 $CO_2$ 포집 설비가 없는 기준 석탄화력발전소의 건설비는 IEA(국제에너지기구)에서 제시하는 국내 초임계석탄화력 발전소(순출력 767 MW급)의 데이터를 활용하였으며, 석탄화력발전소에 $CO_2$ 포집설비가 추가된 경우에도 IEA에서 제시하는 기준 석탄화력발전소와 $CO_2$ 포집설비 설치 후의 OECD 평균 순공사비(Overnight cost) 증감분을 참조하여 계산하였다. 상기 데이터를 이용하여 기존 석탄화력발전소 및 $CO_2$ 포집 설비 설치 후의 발전단가 및 $CO_2$ 포집비용을 분석한 결과 $CO_2$ 포집설비 설치 후 발전 효율은 기존 초임계 석탄화력발전소의 발전효율 41%에서 31.6%로 약 9.4%가 저하되었으며, 발전단가는 기존의 45.5 USD/MWh에서 73.9 USD/MWh로 약 62%가 증가되었고 $CO_2$ 포집비용은 41.3 USD/$tCO_2$로 산출되었다.

• 대한기계학회논문집B
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• 제41권4호
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• pp.293-301
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• 2017

초임계 이산화탄소 발전사이클의 다양한 특성을 분석하기 위하여 Sub-kWe급의 소형 실험장치를 설계, 제작하였으며, 터보발전기를 개발하였다. 초임계 이산화탄소 발전용 터빈에서는 팽창비가 작고, 유량이 작기 때문에 터보발전기의 회전수가 높아지게 되고, 이에 따라 회전 부품의 선정, 터빈 공력설계, 축력 및 회전체 동역학 설계가 어려워지게 된다. 이에 터보발전기의 회전수를 줄이기 위하여 노즐의 여러 채널 중 1개의 노즐만 사용하는 부분유입 방법을 세계 최초로 초임계 이산화탄소 발전용 터보발전기에 적용하였으며, 회전체의 진동을 측정하여 부분유입 노즐을 적용함에도 회전체 안정성은 허용 범위내에 있음을 확인하였다.

• Korean Chemical Engineering Research
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• 제54권6호
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• pp.863-870
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• 2016

본 논문의 목적은 소듐냉각고속로(sodium cooled fast reactor, SFR)와 초임계 $CO_2$ Brayton cycle의 연계 시, 원자로 열수송 계통과 동력변환 계통의 압력 경계를 형성하는 회로인쇄형 열교환기의 경계면에 균열이 발생해 고압(약 200 bar)의 $CO_2$가 상압 수준의 액체소듐유로 측에 유입되었을 때의 물리/화학적 현상을 파악하여 열교환기 설계에 활용 가능한 실험 자료를 생산하는 것이다. 열교환기의 소듐-$CO_2$ 경계면 균열 현상은 경계면의 균열 크기에 따라 미세 균열에 의한 소듐유로막힘(plugging) 현상과 상대적으로 큰 균열에 의한 열교환기 재료손상(wastage) 현상으로 나뉜다. Plugging 실험결과, 소듐유로 직경이 3mm일 때 $CO_2$ 주입 즉시 소듐 흐름이 정지한 반면 소듐유로 직경이 5 mm일 때는 유량이 감소되기 시작하는 시점은 3 mm의 경우와 유사하게 $CO_2$ 주입 즉시 나타났지만 소듐의 흐름이 완전히 정지할 때까지는 상대적으로 오랜 시간이 소요되었다. 이러한 실험결과는 실제 열교환기의 소듐-$CO_2$ 경계면에서 미세균열이 발생했을 때, 소듐유로 직경이 3 mm로 좁을 경우 균열 발생과 동시에 해당 소듐유로가 반응생성물에 의해 막혀 해당 유로 외의 유로들로 지속적인 열교환기 운전이 가능하지만, 소듐유로의 직경이 5 mm로 넓어질 경우 소듐유로가 고체생성물에 의해 즉시 막히지 않고 생성물이 소듐유로를 따라 계통 내부를 이동하다 일정 농도 이상이 되어야 소듐유로를 막게 할 것으로 예상할 수 있는 결과이다. Wastage 실험결과, 열교환의 재질(STS316, Inconel600, G91 합금강), 운전온도($400{\sim}500^{\circ}C$), 노즐직경(0.2~0.8 mm), 시편-노즐 거리(2~6 mm)와 무관하게 고압(약 200~250 bar)의 $CO_2$ 분사에 의한 시편의 물리적 손상(erosion) 현상은 발생하지 않았다. 노즐에서의 분사되는 $CO_2$의 분사속도는 마하 0.4~0.7인 것으로 확인되었다. 본 연구의 실험결과는 열교환기 파손 대처 설계에 배경 실험 자료로 활용될 것으로 기대된다.