• 한국신재생에너지학회:학술대회논문집
• /
• 2011.11a
• /
• pp.91.1-91.1
• /
• 2011

고체산화물 연료전지(Solid Oxide Fuel Cell이하 SOFC)는 연료가 갖는 화학에너지를 연소과정 없이, 공기와 H2, CO, CH4와 같은 환원성 가스를 공급받아 $600{\sim}1000^{\circ}C$에서 전기화학적 반응을 통하여 직접 전기를 얻는 방식이다. SOFC는 $700^{\circ}C$ 이상의 고온에서 고체산화물이 연료와 공기가 반응하여 전기와 열을 동시에 생산하기 때문에 carnot cycle의 제한을 받지 않아 발전효율이 40% 이상으로 고효율이고, NOx 및 SOx를 배출하지 않아 무공해이며, moving parts가 없어 소음이 나지 않고, 건설과 증설이 지역이나 기후 조건에 제약 없이 용이하고, 다양한 용량이 가능하며, 고가의 백금 촉매를 사용하지 않으며, 수소, 석탄가스, 천연가스 등의 연료를 사용할 수 있는 장점이 있음, 또한 다향한 형태로 제작할 수 있으며 전해질이 고체에서 전해질 손실 및 보충에 문제가 없고 타 연료전지에 비해 개질기가 필요 없어 발전시스템이 간단하고 경량화가 가능하다. 전사법은 paste를 제작하여 전사용지에 Screen printing하여 건조 후 coating하는 방법으로 기존의 여러 coating 방법보다 제작이 용이하고 소재의 크기, 두께조절이 간편하며, 구성층의 표면조도나 굴곡에 대응이 용이한 방법이다. 본 실험에서는 paste 제조, 전사법을 이용하여 Anode, AFL, Electrolyte, CFL, Cathode전사지를 제작하고 이를 세라믹 평관형 지지체에 변수로 두께 조건별 Coating 한 후 $1400^{\circ}C$ 소결을 진행하여 SEM 분석으로 미세구조 관찰, 출력특성 및 Impedance을 확인하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• v.20 no.4
• /
• pp.233-240
• /
• 1988

The hafnium shroud is used to control the excess reactivity and power distribution in KMRR. The core analysis is performed by the diffusion code VENTURE using the 5 group macroscopic cross sections homogenized for an assembly. Investigated are the applicability of the diffusion calculation by homogenized cross sections to the analysis of control assembly which features unusual geometry such that hafnium shroud surrounds a multiplying medium inside. Comparative calculation is performed for the excess reactivity and power levels by the transport code TWOTRAN. The results show the acceptability of the diffusion calculation by the homogenized cross sections without significant error.

• Journal of the Korean Institute of Illuminating and Electrical Installation Engineers
• /
• v.15 no.4
• /
• pp.37-42
• /
• 2001

This paper resents a biological reaction model of describing processing features in treating wastewater via activated sludge A proposed model is designed by combining fuzzy rules investigating several elements which have influence on variables to be supervised BOD and SS are suggested as common variables in input and output variables, and O$_2$quantity is closed as input variable. We chose triangular type membership functions for input variables and determined the grades in each membership function based upon process data According to simulation result to show the validity of proposed model, fuzzy model's outputs give almost similar data to process output under same input conditions.

• Proceedings of the KIEE Conference
• /
• 2007.07a
• /
• pp.201-203
• /
• 2007

본 논문에서는, 연료전지 시스템의 기계적 주변장치 (MBOP)와 전기적 주변장치 (EBOP)의 최적 설계를 위해서 PEMFC 스택을 전기화학반응을 기초로 모델링한다. 모델링을 위해 기본적인 PEMFC의 구조와 동작 원리를 설명한다. 연료전지의 이론적 최고 전압인 평형전위를 깁스 자유에너지와 네른스트 방정식으로 유도한다. 전류밀도에 따른 전압 손실인 활성화, 저항, 농도 분극현상을 표현하기 위해서 수식을 유도한다. 수소가 이온화되지 못하고 산소극으로 넘어가서 발생되는 연료손실 및 내부전류와 지속적인 정역반응인 교환전류도 모델링된다. 평형전압에서 각 분극을 뺀 실제 운전 전압을 시뮬레이션하고, 유량과 압력에 따른 출력 특성을 시뮬레이션 한다. 부하변동 시 출력특성을 시뮬레이터와 실험결과로 비교한다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• v.19 no.3
• /
• pp.192-197
• /
• 1987

Two-point kinetic equations for a compact-core-with-bulky-D$_2$O-reflector system were developed. A unique feature of the system is that certain fission gammas create retarded photoneutrons in the D$_2$O reflector by (ｒ, n) reaction. Coupling effect between the core and the reflector was investigated by simulating power transients with various ramp reactivity insertions. Special attention was paid to the phenomenon associated with spatial separation of photoneutrons and their precursors. Simulations show that accuracy of the two-point model is comparable with that of space-dependent approach. Also it is found that the explicily expressed photoneutron terms in the reflector equation slow down the power transient compared to non-photoneutron expressions. Detectors for reactor power control purpose prefer to be deployed in the core zone to be able to accurately perdict transient power.

• 한국연소학회:학술대회논문집
• /
• 2014.11a
• /
• pp.47-49
• /
• 2014

발전소에서 설계 규격을 벗어나는 저등급 석탄을 사용하기 시작하면서, 보일러에서의 연소특성을 예측하기 어려운 다양한 성질의 석탄이 들어오게 되어 각종 연소 문제가 증가하고 있다. 이 중 약 점결 특성을 가지는 저등급 석탄의 사용은 대형 클링커로 인한 보일러 하부의 튜브 손상 사고, 재열증기온도 상승으로 인한 출력감발 등의 문제를 발생시켰다. 또한 현재 개발 중인 무회분석탄 역시 점결 특성을 가지고 있는 것으로 알려져 있어 보일러 내부의 다양한 문제를 일으킬 것으로 예상되고 있다. 발전소에서는 강점결탄 수입 규제를 위해 CSN(Crucible Swelling Number)를 이용하여 제철용으로 사용되는 강점결 석탄의 도입을 규제해왔으나, 발전소 운영에 악 영향을 미치는 약 점결탄에 대한 규제 및 대응으로는 그 효과가 미미한 실정이다. 따라서 본 연구에서는 석탄의 점결 특성 중 팽창 특성을 분석할 수 있는 Microdilatometer와 TGA를 이용한 연소반응성 분석을 통해 석탄의 점결 특성이 연소반응성에 미치는 영향을 분석하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1997.10a
• /
• pp.164-170
• /
• 1997

CASMO/MASTER 전산체계를 활용하여 600MWe급 가압경수로의 초장주기 무붕산 노심 핵설계 가능성을 검토하였다. 핵연료는 주기길이 1,600EFPD를 만족시키면서 잉여반응도를 평탄하게 유지시키기 위하여 MOX 핵연료를 사용하였으며, 가연성 독봉으로는 WABA와 IFBA를 혼합하여 핵연료집합체를 구성하였다. 그리고 제어봉 설계에서 잉여반응도 제어용 제어봉온 Ag-In-Cd을 사용하였으며, 잉여반응도 제어용과 A.O. 제어용이 독립적으로 작동되도록 설계했다. 또한 shutdown용 제어봉은 B$_4$C로 설계하였으며, 제어봉가를 증가시키기 위하여 B-10을 90w/o까지 농축했다. 노심분석 결과 A.O. $\pm$ 10%, AP600의 첨두출력제한지 2.6의 안전한계를 만족시키면서 제어봉만으로 주기길이 1600 EFPD 동안 반응도 제어가 가능하고 shutdown을 위한 노심 안전성도 확보되는 것을 확인하였다.

• Proceedings of the Korea Society for Energy Engineering kosee Conference
• /
• 2008.04a
• /
• pp.69-75
• /
• 2008

기포반응도는 월성발전소를 비롯한 CANDU형 원자로의 주된 안전성 쟁점사안으로 끊임없이 논의되어 왔다. 이는 설계기준사고가 노심에서 열에너지 불균형이 원인이 되어 기준이상의 핵연료 파손과 방사성물질 누출로 발전할 위험이 있는 사건들로 정의될 때, 사건 진행 과정에 기포반응도 증가는 조기에 운전중단을 실패할 경우 출력폭주로 이어지므로 사건의 결말이 중대사고로 전환될 위험이 크기 때문이다. 본 연구는 공개된 최신 핵자료인 ENDF/B-VII.0를 NJOY.99로 처리한 연속에너지 반응단면적 라이브러리를 구축하고 MCNP-4C에 접속하여 37봉 천연우라늄 핵연료다발의 표준노심격자에 대한 기포반응도를 시뮬레이션하여, 지금까지 각종문헌에 제시된 값들과 비교, 종합하므로 내제된 불확실성을 추정하는 내용이다. ENDF/B-VII.0 기반 MCNP-4C의 CANDU 노심격자 모델은 동일한 핵자료와 핵종농도를 사용한 WIMS-IAEA 모델과 비교할 때, 초기 노심의 임계도 오차 약 3.51mk가 연소 진행에 따라 $7.5\times10^{-4}mk$/MWD/teU의 비율로 감소하는 것으로 나타났다. 또한 MCNP-4C 예측기포반응도는 초기노심에서 기포율 50% 및 100%에 대해 각각 8.38 및 15.96mk, 평형노심에서 7.68 및 14.72mk로 계산된다. 이는 월성 2, 3, 4 FSAR의 초기노심 및 평형노심에서 100% 기포상태에 대한 값, 약15.0 및 10.6mk와 비교할 때, 초기노심은 약 1.0mk 평형노심은 약4, 1mk 보수적이지만, 다른 연구결과들과는 최대오차 ${\pm}1{\sim}2mk$ 이내에서 잘 일치하는 것으로 평가되었다. 본 연구는 CANDU 노심의 기포반응도 불확실성 요인의 규명 및 영향평가를 위한 노력의 일부로서 앞으로 감속재의 붕산농도 변화, 감속재 및 냉각재의 중수 순도 변화, 기기노화에 의한 격자 구조 및 물성 변화, 중성자속 및 출력 분포 불균형, 반응도조절장치의 위치, 등 주요 설계변수의 변화에 대한 반응도영향 분석연구를 계속할 계획이다.

• Nuclear industry
• /
• v.20 no.6 s.208
• /
• pp.31-44
• /
• 2000

본 연구에서 액체금속로의 노심용융(core meltdown)으로 인한 초 즉발 임계(super-prompt critical)의 출력 폭주 사고시, 노심의 반응도 및 열수력 특성 변화와 에너지 방출량등을 계산하기 위하여, Bethe-Tait 방버론을 수정, 보완한 분석 모델이 개발되었다. 주요 보완 내용으로서는, 금속 연료 노심의 단상 액체 영역에서의 선형의(Linear) threshold 형태의 상태 방정식뿐만 아니라 포화 증기(saturated fuel vapor) 영역에서의 상태 방정식이 개발되었고, 이에 따른 노심 붕괴 반응도(disassembly reactivity)의 분석 모델이 개발되었다. 또한 도플러 반응도 효과를 고려하기 위한 분석모델도 아울러 개발되었다. 상기 보완 모델을 실행할 수 있는 수치 해석 프로그램이 개발되었고, 이를 활용하여 KALIMER에서 HCDA가 발생하였을 경우 노심에서의 에너지 방출량 계산이 수행되었다. 분석결과 도플러 효과와 포화 증기 영역에서의 압력 증가 및 노심팽창의 중요성이 확인되었다. 도플러 효과가 고려되지 않을 경우 HCDA는 분석된 모든 반응도 삽입률에 대하여 폭발적인 에너지 방출과 함께 사고가 종결되는 것으로 평가되었다. 그러나 도플러 상수가 최적 평가치인 -0.002인 경우 50$/s이하의 반응도 삽입률에서는 노심은 비등점(0.8KJ/g)에 도달치 않았으며, 설계 기준 사고인 100$/s의 경우에도 노심은 포화 증기 영역에 머물고 압력이 급격히 증가하는 단상(single phase)액체 영역의 threshold 값에 미치지 않기 때문에 사고는 핵연료 증기(vapor)의 점진적인 분산과 함께 종결되는 것으로 분석되며, 총 에너지 발생량은 약 1,800MJ로서 기계적 손상 에너지로 전환되는 분율을 고려할 때 KALIMER 원자로 용기의 구조 설계 기준치에 비해 상당한 여유도를 갖는 것으로 평가되었다.

• Proceedings of the Korean Society of Propulsion Engineers Conference
• /
• 2010.05a
• /
• pp.300-303
• /
• 2010

This work shows the result of numerical simulation on a reacting flow by varying atomization properties which can be obtained from a injector for a small and low power aircraft gas turbine engine. Because the atomization properties mainly affect on the performance of the engine, a lot of efficiency tests are needed when a new injector is developed. Nowadays researches has been actively performed using computational analysis. Using commercial package CFD-ACE+, basic studies on the reacting flow field have been conducted. Those results show that the reaction rate is increased when higher pressure and wider angle spray condition are used. More smaller parcels can also enhance the fuel-air reaction.