• Nuclear Engineering and Technology
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• 제17권1호
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• pp.45-52
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• 1985

가압 경수로의 소형 냉각재 사고시 증기 발생기 U-자관 내에서의 억류 응축 현상(reflux condensation phenomena)은 주요한 열제거 수단이 된다. 열제거 Mechanism이 순수히 역류 응축 현상에 의 할 때, 증기 발생기의 열제거 능력을 평가하기 위하여 원자로 증기 발생기의 U-자관을 모사하는 두개의 U-자 관을 가진 증기응축 장치를 제작하여 다음 두 가지의 실험을 수행하였다. 첫째로, U-자관속에서 역류 응축 현상이 일어날 때 증기의 유입량을 증가시켜 가면서 역류 응축이 일어나는 액체 막 길이 (filmwise reflux condensation length)를 측정하였다. 둘째로는 길이가 다른 두 개의 U-자관에 증기만을 유입시킬 때와 증기와 공기를 동시에 유입시킬 때에 대한 Flooding Point를 측정하여 U-자관의 길이와 비응축성 가스가 Flooding Point에 미치는 영향을 조사하였다. 그리고 수학적 모델을 이용한 이론적 측정값과 실험 Data를 비교하였다.

• 한국진공학회:학술대회논문집
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• 한국진공학회 2009년도 제38회 동계학술대회 초록집
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• pp.273-273
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• 2010

고열부하 환경에 노출되는 핵융합로의 플라즈마 대향부품은 주로 낮은 원자번호 물질-열전도가 좋은 물질-구조체의 순으로 다층 구조를 이루고 있으며, 이들 간의 우수한 접합성은 부품의 성능을 좌우하는 핵심 요소이다. 이러한 플라즈마 대향부품의 건전성을 평가하기 위해서는 고열속의 열부하를 반복적으로 인가하는 시험이 요구되며, 이를 위해 본 연구원에서는 KoHLT-1, 2의 시험시설을 운용하고 있다. 본 시설에서는 열부하원으로서 그라파이터 히터를 사용하며, 히터는 두 개의 시험 대상부품 사이에 설치되고, 히터에 고전류를 인가하여 복사열에 의해 시험 부품에 열부하를 가하게 된다. 고열부하 환경에서 열피로 시험을 위해 히터에 인가되는 전류를 시간에 따라 일정한 패턴으로 반복적으로 ON-OFF 하게 된다. 본 논문에서는 이러한 고열부하시험을 수행함에 있어 고려해야 할 여러 가지 요소에 대해 논의하였다. 우선 인가하는 열유속(heat flux) 값은 일차적으로 시험시설의 최대 출력에 의해 좌우되며, 시험대상물의 운전조건 및 열부하 반복횟수에 의해 결정된다. 열부하 반복횟수는 주어진 열유속 값에 대해 total strain이 파단에 이르는 수준에 의해 결정된다. 열부하를 인가하는 시간은 히터에 전류를 인가했을 때 요구되는 온도로 상승하는 데 걸리는 시간과 시험대상물의 온도가 더 이상 증가하지 않는데 걸리는 시간에 의해 좌우된다. 냉각시간은 길수록 시험대상물의 온도가 냉각수의 온도에 접근하게 되나 너무 길어지면 시험시간이 급격히 증가하게 되므로, 온도 감소 곡선을 검토하여 적절한 시간을 정하게 된다. 열유속 측정은 냉각수의 온도 상승값과 유량으로부터 계산하게 되며, 정확한 측정을 위해서는 열부하를 인가하는 시간이 충분히 길어야 한다. 또한 시험대상 부품에서 열부하가 인가되는 면적을 정확히 정의해야 하며, 냉각관로에 열부하가 인가되어서는 않된다. 또한 시험대상부품을 지지하는 지지구조체를 통한 열손실을 최소화해야 정확한 열유속을 측정할 수 있다. 시험대상부품을 설치할 때 히터와의 간격 또한 결정해야 할 중요한 요소이며, 간격이 좁을수록 최대 열유속 값을 증가시킬 수 있으나, 너무 가까운 경우 히터의 열변형에 의한 접촉 및 아크 방전의 가능성이 있으며, 이 경우 히터와 시험대상부품의 손상을 가져오게 된다. 시험대상물이 국제열핵융합로(ITER)의 일차벽과 같이 베릴륨이 포함되어 있는 경우 방전에 의한 손상은 인체에 유해한 오염의 원인이 될 수 있다. 또한 순간적인 방전은 고가의 고전류전원의 고장을 유발할 수도 있다. 열부하 시험 중 시험대상물의 온도를 정확히 측정하는 것은 필수적이며, 온도 변화 곡선으로부터 시험대상물의 건전성 여부를 판단할 수 있다. 이를 위해 변화를 가장 잘 탐지 할 수 있는 위치에 온도 센서를 설치하는 것이 관건이며, 이는 사전 분석을 통해 알 수 있다.

• 에너지공학
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• 제25권4호
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• pp.85-92
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• 2016

초고온가스로는 열출력 밀도가 낮아 노심용융의 가능성이 낮으며, 냉각재 상실사고 시 수소 발생 등으로 인한 폭발의 위험도 없다. 안전성 측면의 장점과 더불어 냉각재를 초고온으로 만들어 전력생산이외에 산업시설용 공정열로의 응용도 가능하다. 본 논문에서는 초고온가스로를 일차계통으로 하고, 전력 및 공정열 공급이 가능한 이차계통의 개념 설계를 담고 있다. 기존에 NGNP(Next Generation Nuclear Part)에서 제안한 350 MW 열출력 원자로 모델을 기반으로 수소생산 루프와는 별도로 전력생산을 위한 300 MW의 열에너지를 중간열교환기를 통해 이차계통으로 전달하는 참조모델을 개발하고, 이를 열역학적 측면에서 분석하였으며 이차계통 각 지점에서 주요 설계변수에 따른 효율분석과 최적화개념 연구를 수행하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.257-263
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• 1997

원자력 발전소의 주급수 유량은 원자로 열출력 산출에 사용되는 중요한 변수로서 , 노심관리 뿐만 아니라 원자로 안전 운전에도 중요하며, 발전소 출력에 직접적인 영향을 미친다. 원자력발전소의 주급수 유량은 1% 의 허용오차로 설계되어 있으나, 사용년수의 증가 및 운전조건의 영향 둥으로 정확도의 유지가 어려운 실정이다. 주급수 유량을 정확도 $\pm$0.5% 이내로 측정한다면 1000 MW 급 원자력 발전소에서 최대 10MW 의 전기출력 복구가 가능하며, 이를 위해 주급수 유량 측정 설비의 정확도 검증과 보정을 할 수 있는 정확한 유량 측정법의 개발이 절실하다. 본 연구에서는 화학 추적자 방법에 의한 정밀 유량 측정기술을 개발하여, 원자력 발전소 주급수 계통의 유량 측정에 사용되고 있는 벤츄리(venturi), 노즐(nozzle), 오리피스(orifice) 등의 유량검증에 활용함으로서 발전소의 안전성을 유지하면서 동시에 출력을 극대화하는 것을 목표로 하여 추적자 이용 유량 검증기를 설계 제작하였으며 그 정확도와 유효성에 대한 실험적 검토를 하였다. 본 연구에서 사용한 추적자 방법은 유량 번동에 좋은 응답성을 보이고 있으며, 유량 측정에 있어서도 정확도 $\pm$ 0.5 % 이내의 매우 신뢰성 있는 측정이 가능하다.

• 대한화학회지
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• 제25권4호
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• pp.207-213
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• 1981

티오아세트 아미드(TAA)의 형태와 양성자화된 TAA의 형태를 CNDO/2 방법으로 결정하고 물분자 접근시의 분자간 상호작용 에너지를 계산하였다. 양성자는 S원자보다는 N원자에 첨가되는 것이 안정하며 또 물분자가 접근 할때의 안정화에너지도 N-양성자화된 TAA에서 컸다. 이때는 CS결헙의 LUMO의 강한 반결합성 때문에 우선적인 CS 절단으로 반응이 진행되며 orbital controlled 반응 임을 알았다.

• 한국광물학회지
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• 제14권1호
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• pp.21-30
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• 2001

투석을 이용한 투석법과 투석을 이용하지 않은 평형 실험을 통해 슈워트마나이트를 합성하였다. 이 합성실험 동안 일정시간 간격을 두고 합성 용액 시료와 합성괸 침전물 시료를 채취하였으며, 이러한 시료들에 대해 X-선 회절 분석(XRD), 시차열분석(DTA), 원자흡수분광분석(AA), 유도결합 플라즈마 원자방출분광분석(ICP-AES), 이온크로마토그래피(IC)분석 등을 실시하였다. 컴퓨터 프로그램 MINTEQA2를 이용하여 분석된 합성용액의 화학조성으로부터 침전물과 공존하는 용액 내 각 화학조성으로부터 침전물과 공존하는 용액 내 각 화학종의 분포와 활동도를 계산하였다. 연구 결과 투석법을 이용하여 합성을 하면 비평형 상태를 유지하게 되므로 순수한 슈워트마나이트의 용해도를 얻고자 할 때는 투석을 이용하지 않은 합성법을 수행하여야 하는 것이 밝혀졌다. 투석을 이용하지 않은 합성 실험 결과 슈워트마나이트 침전후 72시간이 경과한 후에 평형상태에 도달함이 확인되었다. 평형상태일 때 순수하게 합성된 슈워트마나이트의 용해도 상수 pKs는 $-6.11\pm$1.16의 값을 갖는 것으로 나타났다. 순사한 슈원트마나이트의 분석된 화학조성으로 계산된 화학식은 $Fe_{8}$ /O sub 8/ (OH)$_{4.16}$ ($SO_4$)$_{1.92}$ .$6.74H_2$O, $Fe_{8}$ /O$_{8}$ (OH)$_{4.18}$ ($SO_4$)$_{ 1.91}$.$6.89H_2$O이다.

• 대한기계학회논문집
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• 제13권3호
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• pp.490-499
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• 1989

본 연구에서의 CO$_{2}$ 프로세스는 1차 루프인 원자로에서 유도되는 나트륨 과 2차 루프인 CO$_{2}$ 가스터빈 사이클로 구성하였고, CO$_{2}$ 임계점 부근에서 압축을 행하였다. 또한 최적의 사이클을 결정하기 위해 h-s 선도와 이에 대한 열역 학적, 칼로리로 유도하였다. 그리고 최적화를 위해 출력을 각각 300,600, 1000MWe로 선택하였고, 터빈 입구압은 150-350bar의 범위로 선택하였으며 이들로부터 열효율에 영향을 주는 각 설계변수의 특성을 연구 분석하였다.

• 한국에너지공학회:학술대회논문집
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• 한국에너지공학회 1994년도 추계학술발표회 초록집
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• pp.150-154
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• 1994

본 연구는 원자력발전소용 시뮬레이션 언어인 DSNP 언어를 이용하여 CANDU-6 발전소 운전 모사 프로그램을 구성함으로써 핵심계통인 1차냉각재 계통(PHTS)과 2차 계통 일부가 정상 및 과도조건에서 보일 수 있는 운전 상태를 연구하였다. DSNP 프로그램은 원자로심과 증기발생기에서의 열전달 모델, 열수송계통 펌프 모델 및 가압기 열수력 모델을 포함하고 있으며, 파이프(pipe)라는 단위 구성체를 이용하여 1차 냉각재계통을 노드화하여 계통 모사가 실현된다. 정상상태 100% 전출력 운전시 대표적인 운전변수를 기준으로 DSNP 결과와 CANDU-6 발전소 설계치를 비교해본 결과 서로 매우 근사한 값을 나타내었으며, 이는 과도상태 모사의 초기조건으로 합당한 것으로 판단된다. 본 연구에서 선택된 과도상태 모사시 DSNP 프로그램은 매우 안정된 '최종정상상태'를 얻음에 따라 원자로의 기계 물리학적 변화를 합리적으로 모사하고 있음을 알 수 있었다. CANDU-6 단계감발 운전시 동적 거동을 원자로 설계자료인 '예비 안전성 평가 보고서(PSAR)'와 비교한 결과 단기적 거동은 PSAR 결과와 다소 다른 점이 있었으나 전체적으로 합리적인 운전변수 값을 얻을 수 있었다. 단기적 거동에 대한 입증은 원자로 운전자료를 통하여 가능할 것으로 사료된다. 이상과 같이 본 연구를 통해 구성한 DSNP 프로그램은 보완 및 개선의 여지가 있으나 현재의 수준으로도 CANDU-6 발전소의 일부 과도상태 모사가 가능한 것으로 판단된다

• 에너지공학
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• 제4권1호
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• pp.103-114
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• 1995

본 연구는 원자력발전소용 시뮬레이션 언어인 DSNP(Dynamic Simulator for Nuclear Power-plants)언어를 이용하여 CANDU-6 발전소 운전 모사 프로그램을 구성함으로써 핵심계통인 1차 냉각재 계통(PHTS)과 2차 계통 일부가 정상 및 과도조건에서 보일 수 있는 운전 상태를 연구하였다. DSNP 프로그램은 원자로심과 증기발생기에서의 열전달 모델, 열수송계통 펌프 모델 및 가압기 열수력 모델을 포함하고 있으며, 파이프(pipe)라는 단위 구성체를 이용하여 1차 냉각재계통을 노드화하여 계통 모사가 실현된다. 정상상태 100% 전출력 운전시 대표적인 운전변수를 기준으로 DSNP 결과와 CANDU-6 발전소 설계치를 비교해 본 결과 서로 매우 근사한 값을 나타내었으며, 이는 과도상태 모사의 초기조건으로 합당한 것으로 판단된다. 본 연구에서 선택된 과도상태 모사시 DSNP 프로그램은 매우 안정된 최종정상상태를 얻음에 따라 원자로의 기계 물리학적 변화를 합리적으로 모사하고 있음을 알 수 있었다. 최종 정상상태 회귀 이전의 동적 거동을 원자로 설계자료인 예비 안전성 평가 보고서(PSAR)와 비교한 결과 단기적 거동은 PSAR 결과와 다소 다른 점이 있었으나 전체적으로 합리적인 운전변수 값을 얻을 수 있었다. 단기적 거동에 대한 입증은 원자로 운전 자료를 통하여 가능할 것으로 사료된다. 이상과 같이 본 연구를 통해 구성한 DSNP 프로그램은 보완 및 개선의 여지가 있으나 현재의 수준으로도 CANDU-6 발전소의 일부 과도상태 모사가 가능한 것으로 판단된다.

• 한국전기전자재료학회:학술대회논문집
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• 한국전기전자재료학회 2006년도 하계학술대회 논문집 Vol.7
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• pp.132-133
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• 2006

PRAM (phase-change random access memory)은 전류 펄스 인가에 따른 기록매질의 비정질-결정질 간 상변화와 그에 동반되는 저항변화를 이용하는 차세대 비휘발성 메모리 소자로서 연구되어지고 있다. 본 논문에서는 $(GeTe)_x(Sb_2Te_3)$ pseudobinary line을 따르는 조성(x=0.5, 1, 2, 8)의 벌크 및 박막시료를 제작하고 원자-스케일의 구조적 상변화를 분석하였다. 열증착을 이용하여 Si 기판위에 200nm 두께의 박막을 형성, 질소분위기 하에서 100-450도 범위에서 열처리 하였다. XRD를 통해 열처리 온도에 따른 구조적 분석을 실시하였다. x=8의 조성을 제외한 전체 박막에 대해 열처리 온도 증가에 따라 fcc와 hexagonal 구조가 순차적으로 나타났으며 일부에서는 혼종의 상구조를 보였다. 특히, $Ge_2Sb_2Te_5$ 박막에 대하여 EXAFS (extended x-ray absorption fine structure) 및 XPS를 이용하여 상변화의 원자-스케일 구조분석을 하였다.