Park, Ho Jin;Kim, Seong Jin;Kwon, Hyuk;Cho, Jin Young
Nuclear Engineering and Technology
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제52권9호
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pp.1896-1906
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2020
The BEAVRS (Benchmark for Evaluation and Validation of Reactor Simulation) benchmark calculations were performed by DeCART stand-alone and DeCART/MATRA multi-physics coupled code system to verify their accuracy. The solutions of DeCART stand-alone calculations for the control rod bank worth, detector signal, isothermal temperature coefficient, and critical boron concentration agreed very well with the measurements. The root-mean-square errors of the boron letdown curves for two-cycles were less than about 20 ppm, while the individual and total control rod bank worth agreed well within 7.3% and 2.4%, respectively. For the BEAVRS benchmark calculations at the beginning of burnup, the difference between DeCART simplified thermal-hydraulic stand-alone and DeCART/MATRA coupled calculations were not significantly large. Therefore, it is concluded that both the DeCART stand-alone code and the DeCART/MATRA multi-physics coupled code system have the capabilities to generate high fidelity transport solutions at core follow calculations.
This paper describes the spherical ammonium diuranate gel particles which are the intermediated material of the $UO_2$ microsphere for an VHTR(very high temperature reactor) nuclear fuel. The characteristics of the intermediate-ADU gel particles prepared by AWD(ageing, washing, and drying) and FB(fluidized-bed) apparatus were examined and compared in a sol-gel fabrication process. The electrical conductivity of washing filtrate from the FB treating and the surface area of dried-ADU gel particles were higher than those of AWD treating. Also, an internal pore volume in dried-ADU gel particles showed a more decrease in AWD treatment than FB treatment because of decomposition of PVA affected by the washing time. However, the internal microstructures of ADU gel particles were similar regardless of the process variation.
TRISO coated particles with a ZrC barrier layer were fabricated by a fluidized-bed chemical vapor deposition (FBCVD) method for a use in a very high temperature gas-cooled reactor (VHTR). The ZrC layer was deposited by the reaction between $ZrCl_4$ and $CH_4$ gases at $1500^{\circ}C$ in an $Ar+H_2$ mixture gas. The amount of free carbon codeposited with in ZrC was changed by controlling the dilution gas ratio. Near-stoichiometric ZrC phase was also deposited when an impeller was employed to a $ZrCl_4$ vaporizer which effectively inhibited the agglomeration of $ZrCl_4$ powders during the deposition process. A near-stoichiometric ZrC coating layer had smooth surface while ZrC containing the free carbon had rough surface with tumulose structure. Surface roughness of ZrC increased further as the amount of free carbon increased.
Supercritical fluid has excellent dissolving power for various materials based on low viscosity and high diffusion coefficient and is used as solvents in various chemical processes. However, its industrial application can be very tricky because the design, especially the size of the supercritical apparatus, should be carefully chosen to optimize the cost and the production of supercritical fluidic state. And the first step of the supercritical fluid apparatus design is to choose the appropriate size of the reactor vessel to produce supercritical fluid above its critical pressure and temperature. Therefore, this study aims to analyze thermodynamic behaviors of dichloromethane based on ideal gas, van der Waals, Redlich-Kwong, Soave-Redlich-Kwong, and Peng-Robinson equations of state. The correlation between the volume and pressure of dichloromethane at 200℃ was revealed and it can be used to design the optimized size of the supercritical apparatus for industrial production.
하수 슬러지 고형연료 및 우드 펠렛의 연소 특성을 평가 하기 위하여 열중량 분석(TGA), 회 융점(AFT) 분석, 그리고 회분 성분 분석을 수행하였다. TGA 분석 결과, 하수 슬러지 고형연료의 연소성이 우드 펠렛에 비해 상대적으로 좋지 않았다. 또한 AFT 분석을 통해 하수 슬러지 고형연료의 슬래깅 가능성이 매우 높은 것을 확인하였다. 또한 연소성 평가를 위해 pilot-scale 기포 유동층 반응기를 적용하였으며, 장치는 예열기, 유동층 반응기, 연료 공급장치, 사이클론, 회분 포집 장치, 그리고 가스분석기로 구성되었다. 반응기는 직경 400 mm, 높이 4300 mm이며, 하수 슬러지는 $54.5{\sim}96.5kW_{th}$의 열량으로 실험을 수행하였고 우드 펠렛은 $96.1kW_{th}$ 실험을 수행하였다. 실험 결과, 하수 슬러지 고형연료 연소의 경우 평균적으로 우드 펠렛의 연소 보다 배기가스 중 $NO_x$는 10.1배, CO는 3.5배 높았다. 또한 사이클론에서 포집한 회분을 분석한 결과, 모든 실험 조건에서 연소 효율은 99% 이상이었고, 회분의 성분 분석을 통해 슬래깅/파울링 가능성이 높은 것을 확인하였다.
The oxidation behavior of CVD ${\beta}$-SiC was investigated for Very High Temperature Gas-Cooled Reactor (VHTR) applications. This study focused on the surface analysis of the oxidized CVD ${\beta}$-SiC to observe the effect of impurity gases on active/passive oxidation. Oxidation test was carried out at $950^{\circ}C$ in the impurity-controlled helium environment that contained $H_2$, $H_2O$, CO, and $CH_4$ in order to simulate VHTR coolant chemistry. For 250 h of exposure to the helium, weight changes were barely measurable when $H_2O$ in the bulk gas was carefully controlled between 0.02 and 0.1 Pa. Surface morphology also did not change based on AFM observation. However, XPS analysis results indicated that a very small amount of $SiO_2$ was formed by the reaction of SiC with $H_2O$ at the initial stage of oxidation when $H_2O$ partial pressure in the CVD ${\beta}$-SiC surface placed on the passive oxidation region. As the oxidation progressed, $H_2O$ consumed and its partial pressure in the surface decreased to the active/passive oxidation transition region. At the steady state, more oxidation did not observable up to 250 h of exposure.
본 연구에서는 McVetty 와 Monkman-Grant 의 모델에 기초하여 만들어진 새로운 크리프 수명예측 모델인 Taylor 급수(T-S) 모델을 제안하였다. 본 모델은 회귀분석에서 발생하는 오차를 줄이기 위하여 McVetty 모델에서 sinh 함수를 Taylor 급수에 의해 변환한 후 첫 3 개항을 취한 것으로서 모델중의 상수 값은 통계학적 방법인 최대가능성 기법을 이용하여 결정되었다. T-S 모델을 이용하여 Alloy 617 의 크리프 수명을 예측한 결과 Eno, 지수함수 및 Larson-Miller(L-M) 방법에 비해 더 정확한 예측을 하는 것으로 나타났다. 또한 T-S 모델은 특정 온도에서 크리프 수명 예측을 할 수 있는 등온 T-S(IT-S) 모델로 표현될 수 있었으며, IT-S 모델은 Alloy 617 의 장시간 크리프 수명예측에서 가장 좋은 예측을 하는 것으로 나타났다.
Trametes sp.에서 생산되는 laccase는 CNBr-activated Sepharose-4B(CAS4B)에 고정화 되었고, 염료의 연속적인 분해를 위하여 테스트되었다. Laccase는 CAS4B에 효율적으로 고정화되었고, CAS4B에 고정화 된 laccase는 pH, 열, 단백질 구조적인 안정성 면에서 상당히 증가하였다. CAS4B에 고정화 된 accase의 최적 pH는 5, 온도는 4$0^{\circ}C$로서 free laccase와 비교하여 변화가 없었다 기질로서 Reactive Blue 19를 사용하였을 때 free laccase와 고정화 laccase의 $K_{m}$ ($\mu$mol/mL) 값은 각각 0.34와 2.0이었고,V$_{max}$($\mu$mol/mL.min) 값은 각각 0.12, 0.1이었다. Repeated-batch 반응에서 효소의 안정성과 높은 분해 효율 만족하는 조건은 pH 5, 3$0^{\circ}C$이였다. 또한 HBT에 의한 효소의 불활성은 크게 나타나지 않았다. Packed-bed reactor에서 최적으로 운전되었을 때 100 $\mu$M Reactive Blue 19과 0.1 mM HBT가 존재하는 50 $\mu$M Acid Red 57의 연속적인 분해에서 30시간 후에도 분해 효율이 70%로 유지되었다. 고정화 laccase는 Packed-bed reactor에서 azo 염료의 연속적인 분해를 매우 안정적으로 수행하였다.다.
직접촉매분해기술은 반도체 및 디스플레이 산업에서 아산화질소(N2O)의 배출을 완화할 수 있는 유망한 기술이다. 본 연구는 7대 온실가스 중에 하나인 N2O 직접촉매분해를 위한 γ-Al2O3 촉매에 관한 것이다. 실험에 사용한 γ-Al2O3 촉매는 뵘석 분말을 사용하여 압출 성형하여 제조하였으며, 반응은 직경 약 5 mm 크기로 분쇄한 촉매를 직경 25.4 mm (1인치) 반응기를 사용하여 수행하였다. N2O 농도는 약 1%가 되도록 공급하였으며, 온도는 550-750 ℃, 압력은 상압, GHSV는 1800-2000 h-1에서 촉매반응 특성을 확인하였다. 분위기 가스로는 질소, 공기 그리고 공기+수분을 공급하여 N2O 분해 특성과 산소의 영향 및 스팀의 영향을 확인하였다. 촉매 내구성은 N2 분위기에서 수행하였는데, 700 ℃에서 350 시간 동안 연속 운전을 통해 확인하였다. 실험결과 불활성 분위기(N2)일 경우 700 ℃에서 N2O 분해율이 100%에 가까운 수준까지 도달함을 확인하였고, 공기와 수분을 공급할 경우 분해율이 낮아짐을 확인하였다. 내구성 실험 결과 350 시간동안 촉매성능저하는 없었다. 따라서 뵘석 분말로 제조한 γ-Al2O3 촉매는 N2O 분해 특성에 우수할 뿐만 아니라 내구성 또한 우수하여 전자 산업을 비롯하여 질산제조공정 등 산소와 수분이 존재하는 경우에도 적용 가능할 것으로 기대한다.
KIM, BONG GOO;YEO, SUNGHWAN;LEE, YOUNG WOO;CHO, MOON SUNG
Nuclear Engineering and Technology
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제47권5호
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pp.608-616
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2015
The migration of silver (Ag) in silicon carbide (SiC) and $^{110m}Ag$ through SiC of irradiated tristructural isotropic (TRISO) fuel has been studied for the past three to four decades. However, there is no satisfactory explanation for the transport mechanism of Ag in SiC. In this work, the diffusion coefficients of Ag measured and/or estimated in previous studies were reviewed, and then pre-exponential factors and activation energies from the previous experiments were evaluated using Arrhenius equation. The activation energy is $247.4kJ{\cdot}mol^{-1}$ from Ag paste experiments between two SiC layers produced using fluidized-bed chemical vapor deposition (FBCVD), $125.3kJ{\cdot}mol^{-1}$ from integral release experiments (annealing of irradiated TRISO fuel), $121.8kJ{\cdot}mol^{-1}$ from fractional Ag release during irradiation of TRISO fuel in high flux reactor (HFR), and $274.8kJ{\cdot}mol^{-1}$ from Ag ion implantation experiments, respectively. The activation energy from ion implantation experiments is greater than that from Ag paste, fractional release and integral release, and the activation energy from Ag paste experiments is approximately two times greater than that from integral release experiments and fractional Ag release during the irradiation of TRISO fuel in HFR. The pre-exponential factors are also very different depending on the experimental methods and estimation. From a comparison of the pre-exponential factors and activation energies, it can be analogized that the diffusion mechanism of Ag using ion implantation experiment is different from other experiments, such as a Ag paste experiment, integral release experiments, and heating experiments after irradiating TRISO fuel in HFR. However, the results of this work do not support the long held assumption that Ag release from FBCVD-SiC, used for the coating layer in TRISO fuel, is dominated by grain boundary diffusion. In order to understand in detail the transport mechanism of Ag through the coating layer, FBCVD-SiC in TRISO fuel, a microstructural change caused by neutron irradiation during operation has to be fully considered.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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