미래에너지의 해법으로 원자력에너지를 이용한 물분해 수소생산시스템의 핵심기술을 개발하였다. 안전성을 보장할 수 있는 제4세대 원자로인 초고온가스로의 고열을 이용하여 황요오드 열화학적인 방법으로 물을 분해하여 수소를 생산하는 기술이다. 원자력수소생산 핵심기술은 초고온에서의 열을 공급하는 것을 모사하는 초고온 실험기술, 초고온가스로의 안전성을 모사하는 연구, 초고온가스로의 노심과 안전성을 해석할 수 있는 도구의 개발, 초고온가스로에 사용하는 연료제조기술, 물을 분해하여 열화학적인 방법으로 수소를 생산하는 기술로 구성된다. 원자력수소생산에 필요한 핵심기술을 개발하고 실험실 규모로 입증하였으며, 대규모 실용화를 위해서 선결되어할 미완성 기술을 제시하였다. 본 기술은 제4세대 원자로개발 국제공동연구로 수행한 기술로서 향후 미래의 원자로 기술이다.
초고온원자로(VHTR) 설계에 있어 중간열수송루프(IHTL) 및 중간열교환기(IHX) 설계는 고온의 운전조건($950^{\circ}C$ 이상)으로 인하여 공학적으로 어려운 과제 중 하나로 알려져있다. 본 연구에서는 LiF, NaF 및 KF(46.5:11.5:42.0 mole %)의 공융혼합물인 Flinak molten salt 를 IHTL 의 열수송매체로 고려하였다. Flinak molten salt 의 세관에서의 열수력 특성을 평가하기 위하여 직경이 1.4 mm 인 원형관을 이용하여 고온의 가스와 Flinak 을 열교환할 수 있는 이중관식 열교환기를 구성하여 실험하였다. 실험 결과 층류유동에서 측정된 Flinak 의 마찰계수는 이론식인 64/Re 에 근접하였고 Nusselt 수는 일반적으로 3.66 에서 4.36 범위에 들었다.
As a preliminary study of cost estimates for nuclear hydrogen systems, the hydrogen production costs of the nuclear energy sources benchmarking GT-MHR are estimated in the necessary input data on a Korean specific basis. G4-ECONS developed by EMWG of GIF in 2008 was appropriately modified to calculate the cost for hydrogen production of SI process with VHTR as a thermal energy source rather than the LUEC. The estimated costs presented in this paper show that hydrogen production by the VHTR could be competitive with current techniques of hydrogen production from fossil fuels if $CO_2$ capture and sequestration is required. Nuclear production of hydrogen would allow large-scale production of hydrogen at economic prices while avoiding the release of $CO_2$. Nuclear production of hydrogen could thus become the enabling technology for the hydrogen economy. The major factors that would affect the cost of hydrogen were also discussed.
본 논문에서는 노심 용융물과 원자로 용기하부 반구내벽 사이의 간격형성 여부 및 간극의 열적 영향을 측정하기 위한LAVA (Lower-plenum arrested vessel attack) 실험에서 초고온상태에 있는 노심 용융물의 온도를 측정할 목적으로 초고온 온도측정 시스템을 개발하였다. 본 연구에서는 제안된 이론의 유용성을 확인할 목적으로 개발한 초음파 자왜 센서 시스템을 이용하여 2300℃까지의 온도를 측정함으로써 실험을 통해 개발된 시스템의 효율성을 증명하였다.
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.
본 원고에서는 2010년대 중반 현재 초고진공 환경에서 작동 가능한 저온 주사터널 현미경의 세계적 흐름을 정리 및 소개를 한다. 벡터형 초전도 자석을 장착한, 저진동 초고진공용 희석식 냉동기의 개발에 힘입어 수십 밀리 켈빈 이하의 온도 대 및 10 테슬라의 고자기장하의 실험 조건을 가지는 밀리 켈빈 주사터널 현미경이 세계 선도 그룹에서 속속 구축이 완료되고 있다. 또한 2000년대 중반 이후 본격적으로 시작된 1 켈빈 이하 고자기장 냉동기를 이용한 저온 주사 터널 현미경의 응용 범위 역시 넓어지고 있다. 튜닝 포크를 이용한 저온 원자 힘 현미경 및 저온 광자 주사터널 현미경을 이용한 연구도 활발히 진행되고 있다. 이러한 논의를 바탕으로 2020년대에 본격 출현할 초고진공 저온 주사터널 현미경의 흐름을 예측해 보겠다.
핵융합반응은 초고온의 플라즈마 상태에서 가벼운 원자핵들이 융합하여 무거운 원자핵으로 바뀌는 현상으로, 이 과정에서 감소된 질량이 막대한 에너지로 변환되는데 이를 핵융합에너지라고 한다. 핵융합에너지는 인류의 에너지 위기를 극복할 수 있는 최적의 대체에너지이며, 무한, 청정, 고효율에너지이다. 이에 국가핵융합연구소(NFRI)는 Green Energy 의 개발과 핵융합에너지 상용화 기술을 개발하기 위해 핵융합연구장치인 KSTAR(Korea Superconducting Tokamak Adavanced Research)를 제작하여 장치의 운전연구 및 기술 확보에 힘을 쏟고 있다. 또한 핵융합 관련 파생기술을 활용한 첨단 신사업 창출에 기여하고 있다. 본 논문에서는 KSTAR 1st Plasma 실험 시 KSTAR 장치에 전력을 공급하기 위한 전력설비 현황, 전력품질분석, 전력사용량 분석을 통해 향후 KSTAR 장치 운전을 위해 필요한 수전설비 증설, 무효전력보상장치 증설 등과 같은 전력계통의 효율화와 안정화를 위한 개선사항에 대해 기술하였다.
The irradiation tests of materials in HANARO have been performed usually at temperatures below $300^{\circ}C$ at which the RPV(Reactor Pressure Vessel) materials of the commercial reactors such as the light water reactor and CANDU are operated. As VHTR(Very High Temperature Reactor) and SFR(Sodium-cooled Fast Reactor) projects are being carried as a part of the present Gen-IV program in Korea, the requirements for irradiation of materials at temperatures higher than $500^{\circ}C$ are recently being gradually increased. To overcome the restriction in the use at high temperature of the existing Al thermal media, a new capsule with double thermal media composed of two kinds of materials such as Al-Ti and Al-graphite was designed and fabricated more advanced than the single thermal media capsule. At the irradiation test of the capsule, the temperature of the specimens successfully reached $700^{\circ}C$ and the integrity of Al, Ti and graphite material was maintained.
Graphite의 순도, 결함, 결정층, 전기저항이 개선을 위하여, 10,000K 이상의 초고온 RF 열플라즈마 처리에 관한 연구를 수행하였다. 방전가스는 Ar을 사용하고, 특성 개선을 위하여 첨가가스로 $H_2$, $CH_4$을 첨가하여 흑연의 열플라즈마 처리에 의한 특성을 고찰하였다. Energy Dispersion Spectroscopy을 이용한 탄소 함량 분석 결과, 75wt% 저급 흑연에 함유된 유무기 불순물은 고온의 플라즈마에 의해 제거되어 99wt% 이상으로 순도가 개선되었고, XRD 및 Raman 분석으로부터 고온 열처리를 통한 탄소원자의 재배열로 흑연의 $sp^2$결함이 감소되고, 결정성이 향상됨을 확인하였다. 또한 열플라즈마로 처리된 흑연입자에 대한 분체저항 측정 결과, $10^{-3}{\Omega}{\cdot}cm$에서 $10{-4}{\Omega}{\cdot}cm$로 감소되었다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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