• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권12호
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• pp.4514-4521
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• 2022

In this study, the effects of heat and radiation on the degradation behaviour of fluoroelastomer under simulated normal operation and a severe accident environment were investigated using sequential testing of gamma irradiation and thermal degradation. Tensile properties and Shore A hardness were measured, and thermogravimetric analysis was used to evaluate the degradation behaviour of fluoroelastomer. Fourier transform infrared spectroscopy and X-ray photoelectron spectroscopy were used to characterize the structural changes of the fluoroelastomer. Heat and radiation generated in nuclear power plant break and deform the chemical bonds, and fluoroelastomer exposed to these environments have decreased C-H and functional groups that contain oxygen and double bonds such as C-O, C=O and C=C were generated. These functional groups were formed by auto oxidation by reacting free radicals generated from the cleaved bond with oxygen in the atmosphere. In this auto oxidation reaction, crosslinks were generated where bonded to each other, and the mobility of molecules was decreased, and as a result, the fluoroelastomer was hardened. This hardening behaviour occurred more significantly in the severe accident environment than in the normal operation condition, and it was found that thermal stability decreased with the generation of unstable structures by crosslinking.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제45권6호
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• pp.731-744
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• 2013

Energy security is a topic of high importance to many countries throughout the world. Countries with access to vast energy supplies enjoy all of the economic and political benefits that come with controlling a highly sought after commodity. Given the desire to diversify away from fossil fuels due to rising environmental and economic concerns, there are limited technology options available for baseload electricity generation. Further complicating this issue is the desire for energy sources to be sustainable and globally scalable in addition to being economic and environmentally benign. Nuclear energy in its current form meets many but not all of these attributes. In order to address these limitations, TerraPower, LLC has developed the Traveling Wave Reactor (TWR) which is a near-term deployable and truly sustainable energy solution that is globally scalable for the indefinite future. The fast neutron spectrum allows up to a ~30-fold gain in fuel utilization efficiency when compared to conventional light water reactors utilizing enriched fuel. When compared to other fast reactors, TWRs represent the lowest cost alternative to enjoy the energy security benefits of an advanced nuclear fuel cycle without the associated proliferation concerns of chemical reprocessing. On a country level, this represents a significant savings in the energy generation infrastructure for several reasons 1) no reprocessing plants need to be built, 2) a reduced number of enrichment plants need to be built, 3) reduced waste production results in a lower repository capacity requirement and reduced waste transportation costs and 4) less uranium ore needs to be mined or purchased since natural or depleted uranium can be used directly as fuel. With advanced technological development and added cost, TWRs are also capable of reusing both their own used fuel and used fuel from LWRs, thereby eliminating the need for enrichment in the longer term and reducing the overall societal waste burden. This paper describes the origins and current status of the TWR development program at TerraPower, LLC. Some of the areas covered include the key TWR design challenges and brief descriptions of TWR-Prototype (TWR-P) reactor. Selected information on the TWR-P core designs are also provided in the areas of neutronic, thermal hydraulic and fuel performance. The TWR-P plant design is also described in such areas as; system design descriptions, mechanical design, and safety performance.

• 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.

• 한국산학기술학회논문지
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• 제12권8호
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• pp.3353-3359
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• 2011

본 연구에서는 가스터빈과 증기터빈, 열회수증기 발생 장치와 지역난방 열교환기로 열병합 발전 시스템을 구성하여 복수기가 없이 증기 터빈 중압단에서 추기된 증기와 배기 증기를 지역난방 열교환기의 열원으로 사용하는 추기 배압식을 적용하였다. 구성된 시스템에 대하여 필요로 하는 열부하량과 발전 출력 조건을 만족 시키기 위한 최적 설계 성능 해석을 하였으며, 이와 함께 겨울철 외기 온도 조건의 변화에 대한 시스템의 부분부하 해석을 하였다. 해석을 위해 상용 프로그램인 Thermoflex를 사용하였다. 시스템의 해석 결과, 기준 조건에서 수요처의 요구를 만족 시키는 최적 설계를 기준으로 각 외기 온도 변화에 대한 부분부하 성능 해석의 결과를 얻을 수 있었다. 그 결과 열부하량이 고정된 상태에서, 가스터빈과 전체 시스템의 출력은 외기온도가 감소함에 따라서 증가하였지만, 열원인 배기가스의 온도 감소로 인하여 증기터빈의 출력은 이와 반대로 감소하는 경향을 나타내었다. 그러나 전체 시스템에서 가스터빈의 차지하는 비중이 크기 때문에 전체 시스템의 출력의 경향은 가스터빈과 동일한 결과를 얻을 수 있었다.

• 한국화재소방학회논문지
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• 제32권1호
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• pp.89-98
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• 2018

2015년 베이징 화력발전소 화재사고나 2012년 보령화력과 2016년 태안화력 등 국내 발전소 화재사고, 2011년 후쿠시마 원전참사나 2001년 캘리포니아 대정전은 전력관련 소방안전사고로 국민의 안정적 생활과 국가적인 손실을 가져온 사례로 손꼽고 있다. 전기는 국민생활과 경제에 미치는 영향이 절대적이라 위험성이 높은 대용량의 석탄, 가스 및 원자력 등을 연료로 사용하여 전력을 생산하는 발전소가 안전관리의 소홀로 인한 화재폭발사고나 방사능누출, 지진 등 자연재해로 인한 문제가 생길 경우 국민의 생명보호와 재산손실에 직접적 피해뿐만 아니라 경제성장에 미치는 심각한 상황을 우리는 충분히 예상할 수 있다. 본 연구에서는 한국남부발전 등 5개 발전사 및 한수원 소방안전담당자를 대상으로 발전소 소방안전경영시스템 구축의 필요성에 대한 실태조사를 통해 소방전담조직 보강과 전문역량강화 프로그램 운영, 체계적인 소방안전관리를 위한 발전소 맞춤형 소방안전경영시스템의 개발, 최근 이슈가 된 지진에 대비한 내진 대응체계 강화를 개선방안으로 도출하였다.

• 설비공학논문집
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• 제27권1호
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• pp.1-7
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• 2015

A boiling heat transfer system is used in a variety of industrial processes and applications, such as refrigeration, power generation, heat exchangers, cooling of high-power electronics components, and cooling of nuclear reactors. The critical heat flux (CHF) is the thermal limit during a boiling heat transfer phase change; at the CHF point, the heat transfer is maximized, followed by a drastic degradation beyond the CHF point. Therefore, Enhancement of CHF is essential for economy and safety of heat transfer system. In this study, the CHF and heat transfer coefficient under the pool-boiling state were tested using multi-wall carbon nanotubes (MWCNTs) CM-95 and CM-100. These two types of multi-wall carbon nanotubes have different sizes but the same thermal conductivity. The results showed that the highest CHF increased for both MWCNTs CM-95 and CM-100 at the volume fraction of 0.001%, and that the CHF-increase ratio for MWCNT CM-100 nanofluid with long particles was higher than that for MWCNT CM-95 nanofluid with short particles. Also, at the volume fraction of 0.001%, the MWCNT CM-100 nanofluid indicated a 5.5% higher CHF-increase ratio as well as an approximately 23.87% higher heat-transfer coefficient increase ratio compared with the MWCNT CM-95 nanofluid.

• 에너지공학
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• 제25권2호
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• pp.94-100
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• 2016

에너지저장장치(ESS)는 전력수급 불균형 해소, 신재생에너지의 출력안정, 주파수 조정용 등 전력공급 안정성 향상 및 효율적 전기에너지사용 등에 기여하는 중요자원으로, 전세계적으로 '23년까지 '14년 설치용량의 약 30배가 증가한 55.9GWh의 보급이 전망되고 있다. 이와 같이 급증하는 세계시장에서 국내 ESS 업계의 경쟁력 확보를 위해서는 자국내 설치실적(Track Record) 확보가 필요한데, 우리나라는 주파수 조정용(FR용(用))과 그간 지속되어 왔던 전력수급 불균형 상황에 대비하기 위한 부하이동용 중심으로 ESS를 보급하여 왔다. 하지만, 주파수 조정용의 경우 통상적으로 화력발전소 정격용량의 약 5% 범위에서 설치효용이 발생하는 것으로 평가되고 있어, 화력발전이 비약적으로 증가하지 않는 한 국내 시장의 확장성이 부족하다고 할 수 있으며, 여유로운 예비력 확보정책에 따라 부하이동용에 대해서도 보급필요성이 저하되고 있는 바, 새로운 방식의 보급확대 대상이 필요하다고 할 수 있다. 유망한 신규보급대상은 간헐적 출력의 약점은 있으나, 신기후체제 대응과 산업육성을 위해 지속적으로 추진예정인 신재생에너지와의 연계설치를 통해 신재생에너지의 출력을 안정화 하고, 신재생에너지 발전량의 계통투입시기 조절을 통한 이산화탄소 저감효과를 기대할 수 있는 분야라고 할 수 있다. 본 연구에서는 향후 에너지정책의 최대 화두인 신기후체제 대응을 위한 온실가스 감축수단을 활용할 수 있도록, 태양광 연계형 ESS 충방전모드를 온실가스 저감효과를 고려토록 설계한 후, 투자유도를 위한 REC 가중치 산정방법에 대한 정책대안을 제시하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제39권1호
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• pp.9-20
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• 2007

Design study on the Gas Turbine High Temperature Reactor 300-Cogeneration (GTHTR300C) aiming at producing both electricity by a gas turbine and hydrogen by a thermochemical water splitting method (IS process method) has been conducted. It is expected to be one of the most attractive systems to provide hydrogen for fuel cell vehicles after 2030. The GTHTR300C employs a block type Very High Temperature Reactor (VHTR) with thermal power of 600MW and outlet coolant temperature of $950^{\circ}C$. The intermediate heat exchanger (IHX) and the gas turbine are arranged in series in the primary circuit. The IHX transfers the heat of 170MW to the secondary system used for hydrogen production. The balance of the reactor thermal power is used for electricity generation. The GTHTR300C is designed based on the existing technologies of the High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR) and helium turbine power conversion and on the technologies whose development have been well under way for IS hydrogen production process so as to minimize cost and risk of deployment. This paper describes the original design features focusing on the plant layout and plant cycle of the GTHTR300C together with present development status of the GTHTR300, IHX, etc. Also, the advantage of the GTHTR300C is presented.

• 한국자동차공학회논문집
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• 제20권5호
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• pp.95-101
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• 2012

An electric water pump for engine cooling system has an advantage which particularly in the cold start, the use of the electric water pump saves fuel and leads to a corresponding reduction in emissions. The canned type electric water pump without mechanical sealing elements was selected to meet the requirements for operational reliability and life. However, the electric water pump for internal combustion engine generates much more heat loss than for hybrid electric vehicle since it is operated by the electric power of high current and low voltage. In this study, the fluid flow and thermal characteristics of the canned type electric water pump as an inverter integrated water pump has been investigated under the effects of heat generation. The analysis conditions such as outdoor air temperature of $125^{\circ}C$, water pump speed of 6000 rpm, coolant temperature of $106^{\circ}C$ and coolant flow rate of 120 L/min was used as a standard condition. Therefore, flow fields and temperature distribution inside the water pump were obtained. Also, we checked the feasibility of the canned type for the electric water pump in comparison with the mechanical seal type.

• 전산구조공학
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• 제10권4호
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• pp.155-164
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• 1997

핵분열로 인한 고온, 고압의 냉각수를 유지하는 원자로 용기는 원자로의 냉각 또는 가열시 압력에 의한 응력과 함께 열응력이 가해지고 원자로 벽의 온도변화에 따라 파괴인성치가 변화하기 때문에 임의의 결함이 존재할 경우 건전성 확보가 쉽지 않다. 따라서 가상결함이 성장하지 않도록 압력과 온도를 조정하면서 냉각 및 가열시킬 필요가 있다. 본 연구에서는 원자로 운전 중 냉각 및 가열시 안전하게 운전하기 위한 압력/온도 한계곡선을 구하는 절차에 필요한 이론을 조사하였고 이의 도출을 위한 해석과정을 전산화하였다. 국내원전 중 가장 오래된 고리 1호기에 대한 압력/온도 한계곡선을 다양한 냉각 및 가열률에 따라 설정하였고 이들 결과를 검토하였다.