Anode off-gas of high temperature fuel cells such as MCFC still contain combustible components such as hydrogen, carbon monoxide and hydrocarbon. Thus, it's very important to fully burn anode off-gas and use the generated heat in order to increase system efficiency. In the present study, catalytic combustors have been applied to high temperature MCFC system so that the combustion of anode-off gas can be boosted up. Since the performance of catalytic combustor directly depends on the combustion catalyst, this study has been focused on the experimental investigation on the combustion characteristics of multiple commercial catalysts having different structures and compositions. In order to determine the design conditions of the catalytic combustor, parameters such as inlet temperature, space velocity and excess air ratio have been varied and optimized for combustor design. Results show that $H_2$ in off-gas assists $CH_4$ combustion in a way that it decreases minimum inlet temperature limit and increases maximum space velocity while keeping high fuel conversion efficiency.
Plasma assisted combustion is an old subject for the combustion society, but recently, the subject is refocused partly because techniques for non-thermal plasmas are progressed significantly, and partly because there are lots of applications which need to be overcome by a new reaction technology. In the present study, we have developed plasma assisted burner (plasma burner), which can be used as a heating source in a diesel particulate filter system. The burner can burn 20-60 cc/min of diesel fuel with 50 lpm of fresh air in an exhaust pipe of 2.0 liter diesel engine. Using 20 cc/min of diesel fuel, an exhaust temperature for 2.0 liter diesel engine can be raised up to around $600^{\circ}C$ for a wide range of engine speed (idle-3,000 rpm). The characteristics of the plasma burner are reported, and the possible operating mechanism of it will be discussed based on the effects of an electric field and a plasma on flames.
가압 경수로 사용후핵연료봉을 재처리하는 과정에서 발생되는 hull은 고준위 방사성폐기물로 분류되고 있다. 본 논문에서는 연소도 32,000MWd/tU, 냉각기간 15년(고리 1호기 cycle 4-7)인 PWR 사용후핵연료의 건식처리 공정에서 발생한 hull에 대하여 방사능적 특성 실험을 수행하였고, 문헌 조사 및 관련 코드의 계산을 통하여 가압 경수로 사용후핵연료 hull에 대한 방사화학적 특성을 조사하였다. 이를 토대로 hull에 부착되어 있는 핵물질을 레이저 또는 플라즈마 등의 건식 방법으로 제거함으로써 hull의 방사능을 저감시켜 중저준위 폐기물화하는 방안을 제시하였다.
The stability and safety of operation of a reactor is determined mainly by the sign and magnitude of its reactivity responses to temperature changes. Reactors are subject to temperature fluctuations due to the changes in reactor power and ambient temperature. These temperature fluctuations cause reactivity disturbances through changes in the nuclear and physical properties of the core. Because of these important phenomena by the temperature effects, a large portion of study and testing on a reactor design has been conducted. In this experiment the overall temperature coefficient of the TRIGA MARK-II reactor is measured. The basic procedure is to change the tgemperature of the water moderator, and from the movements of a newly recalibrated control rod(this is necessary due to the effects of fuel burn-up and control rod depression) required to mintain criticality, the reactivity worth of the temperature change is determined. From this measurement, the overall temperature coefficient seems to be smoothly varying, almost a linear function of temperature, and a value of approximately -0.267${\c}$/$^{\circ}C$ can be obtained for an average temperature range from $17.6^{\circ}C$ to $32.5^{\circ}C$.
FTL(Fuel Test Loop) is a facility that confirms performance of nuclear fuel at a similar irradiation condition with that of nuclear power plant. FTL consists of In-Pile Test Section (IPS) and Out-Pile System (OPS). FTL construction work began on August, 2006 and ended on March, 2007. During Construction, ensuring the worker's safety was the top priority and installation of the FTL without hampering the integrity of the HANARO was the next one. Task Force Team was organized to do a construction systematically and the communication between members of the task force team was done through the CoP(community of Practice) notice board provided by the Institute. The installation works were done successfully overcoming the difficulties such as on the limited space, on the radiation hazard inside the reactor pool, and finally on the shortening of the shut down period of the HANARO. Without a sweet of the workers of the participating company of HEC(Hyundae Engineering Co, Ltd), HDEC(HyunDai Engineering & Construction Co. Ltd), equipment manufacturer, and the task force team, it is not possible to install the FTL facility within the planned shutdown period. The Commissioning of the FTL is on due to check the function and the performance of the equipment and the overall system as well. The FTL shall start operation with high burn up test fuels in early 2008 if the commissioning and licensing progress on schedule.
FTL(Fuel Test Loop) is a facility that confirms performance of nuclear fuel at a similar irradiation condition with that of nuclear power plant. FTL construction work began on August, 2006 and ended on March, 2007. During Construction, ensuring the worker's safety was the top priority and installation of the FTL without hampering the integrity of the HANARO was the next one. The installation works were done successfully overcoming the difficulties such as on the limited space, on the radiation hazard inside the reactor pool, and finally on the shortening of the shut down period of the HANARO. The Commissioning of the FTL is to check the function and the performance of the equipment and the overall system as well. The FTL shall start operation with high burn up test fuels in early 2008 if the commissioning and licensing progress on schedule.
중수로형 원자로에서 방출되는 사용후핵연료 다발을 안전하게 운반할 목적으로 CANDU 수송용기에 대한 방사선차폐해석을 수행하였다. 핵연료의 연소도는 7,800MWD/MTU, 냉각기간은 5년으로 하여 ORIGEN2 코드로 방사선원을 구하고 이것으로 핵연료 378다발을 운반할 수 있는 수송용기의 차폐체 두께변화에 따른 선량을 영향을 비교하였다. 계산은 ANISN과 DOT4.2 코드를 사용하였으며, 해석결과 최적의 차폐구조를 선정 하였으며, 또한 IAEA 및 국내 원자력법의 수송법규에 명시된 정상수송 및 가상사고조건에 따른 차폐해석을 수행하여 CANDU 수송용기의 안전성을 입증하였다.
최대 선출력 61 ㎾/m 및 평균 연소도 1,770 ㎿d/tU의 조건으로 하나로에서 조사한 DUPIC(Direct Use of Spent PWR Fuel in CANDU Reactors) 핵 연료를 EPMA (Electron Probe Micro Analyzer)를 이용하여 핵분열 생성물을 분석하였다. EPMA의 정확한 분석 방법을 확립하고자, 핵분열생성물 대신 시약을 첨가하여 제조한 모의 DUPIC 핵연료로 EPMA 분석을 수행하였고, 그 결과를 습식 화학 분석의 결과와도 비교하여 평가하였다. 모의 DUPIC 핵연료 중심부의 금속 석출물은 약 1 $\mu\textrm{m}$ 정도의 크기로 관찰되었으며, 이들의 조성은 Mo-53.89 at.%, Ru-37.40 at.% 및 Pd+Rh-8.71 at%이었다. 모의 DUPIC 핵연료 시험에서 정립한 시험방법으로 조사한 DUPIC 핵연료 시편의 금속 석출물 특성을 분석하였다. 핵연료 중앙부에서 관찰된 금속 석출물들의 크기는 2∼2.5 $\mu\textrm{m}$ 정도이었으며, Mo-47.34 at.%, Ru-46 at.%, Pd+Rh-6.65 at.%의 조성임을 확인하였다. 이 실험을 위하여, 특별히 시료의 전도성을 향상시키기 위한 처리를 하였으며, 작은 금속 석출물에 EPMA의 전자빔을 정확히 조사할 수 있는 실험 조건을 제시하였다.
A transfer method of neutron radiography was developed to measure the size of the end plug and a gap of an intact K102L-2, the irradiated fuel of a ballooned K174L-3, a ballooned and ruptured K98L-3. A typical irradiation time of 25 min. was determined to obtain a film density of between 2 and 3 of SR X-ray film with neutrons of $1.5{\times}10^{11}n{\cdot}cm^{-2}$. To validate and calibrate the results, a RISO fuel standard sample, Cd plate and ASTM-BPI/SI were used. An activated latent image formed in the $100{\mu}m$ Dy foil was subsequently transferred in a dark room for more than 8 hours to the SR film which is a maximum of three half-lives. Due to the L/D ratio an unsharpness of $9.82-14{\mu}m$ and a magnification of 1.0003 were given. After digitizing an image of SR film, the ballooning gap of the plug was discernible by an H/V filter of image processing. The gap size of the ballooned element, K174L-3, is equal to or greater than 1.2 mm. The development of a transfer method played a pivotal role in developing high burn-up of Wolsung and PWR nuclear fuel type.
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.
본 웹사이트에 게시된 이메일 주소가 전자우편 수집 프로그램이나
그 밖의 기술적 장치를 이용하여 무단으로 수집되는 것을 거부하며,
이를 위반시 정보통신망법에 의해 형사 처벌됨을 유념하시기 바랍니다.
[게시일 2004년 10월 1일]
이용약관
제 1 장 총칙
제 1 조 (목적)
이 이용약관은 KoreaScience 홈페이지(이하 “당 사이트”)에서 제공하는 인터넷 서비스(이하 '서비스')의 가입조건 및 이용에 관한 제반 사항과 기타 필요한 사항을 구체적으로 규정함을 목적으로 합니다.
제 2 조 (용어의 정의)
① "이용자"라 함은 당 사이트에 접속하여 이 약관에 따라 당 사이트가 제공하는 서비스를 받는 회원 및 비회원을
말합니다.
② "회원"이라 함은 서비스를 이용하기 위하여 당 사이트에 개인정보를 제공하여 아이디(ID)와 비밀번호를 부여
받은 자를 말합니다.
③ "회원 아이디(ID)"라 함은 회원의 식별 및 서비스 이용을 위하여 자신이 선정한 문자 및 숫자의 조합을
말합니다.
④ "비밀번호(패스워드)"라 함은 회원이 자신의 비밀보호를 위하여 선정한 문자 및 숫자의 조합을 말합니다.
제 3 조 (이용약관의 효력 및 변경)
① 이 약관은 당 사이트에 게시하거나 기타의 방법으로 회원에게 공지함으로써 효력이 발생합니다.
② 당 사이트는 이 약관을 개정할 경우에 적용일자 및 개정사유를 명시하여 현행 약관과 함께 당 사이트의
초기화면에 그 적용일자 7일 이전부터 적용일자 전일까지 공지합니다. 다만, 회원에게 불리하게 약관내용을
변경하는 경우에는 최소한 30일 이상의 사전 유예기간을 두고 공지합니다. 이 경우 당 사이트는 개정 전
내용과 개정 후 내용을 명확하게 비교하여 이용자가 알기 쉽도록 표시합니다.
제 4 조(약관 외 준칙)
① 이 약관은 당 사이트가 제공하는 서비스에 관한 이용안내와 함께 적용됩니다.
② 이 약관에 명시되지 아니한 사항은 관계법령의 규정이 적용됩니다.
제 2 장 이용계약의 체결
제 5 조 (이용계약의 성립 등)
① 이용계약은 이용고객이 당 사이트가 정한 약관에 「동의합니다」를 선택하고, 당 사이트가 정한
온라인신청양식을 작성하여 서비스 이용을 신청한 후, 당 사이트가 이를 승낙함으로써 성립합니다.
② 제1항의 승낙은 당 사이트가 제공하는 과학기술정보검색, 맞춤정보, 서지정보 등 다른 서비스의 이용승낙을
포함합니다.
제 6 조 (회원가입)
서비스를 이용하고자 하는 고객은 당 사이트에서 정한 회원가입양식에 개인정보를 기재하여 가입을 하여야 합니다.
제 7 조 (개인정보의 보호 및 사용)
당 사이트는 관계법령이 정하는 바에 따라 회원 등록정보를 포함한 회원의 개인정보를 보호하기 위해 노력합니다. 회원 개인정보의 보호 및 사용에 대해서는 관련법령 및 당 사이트의 개인정보 보호정책이 적용됩니다.
제 8 조 (이용 신청의 승낙과 제한)
① 당 사이트는 제6조의 규정에 의한 이용신청고객에 대하여 서비스 이용을 승낙합니다.
② 당 사이트는 아래사항에 해당하는 경우에 대해서 승낙하지 아니 합니다.
- 이용계약 신청서의 내용을 허위로 기재한 경우
- 기타 규정한 제반사항을 위반하며 신청하는 경우
제 9 조 (회원 ID 부여 및 변경 등)
① 당 사이트는 이용고객에 대하여 약관에 정하는 바에 따라 자신이 선정한 회원 ID를 부여합니다.
② 회원 ID는 원칙적으로 변경이 불가하며 부득이한 사유로 인하여 변경 하고자 하는 경우에는 해당 ID를
해지하고 재가입해야 합니다.
③ 기타 회원 개인정보 관리 및 변경 등에 관한 사항은 서비스별 안내에 정하는 바에 의합니다.
제 3 장 계약 당사자의 의무
제 10 조 (KISTI의 의무)
① 당 사이트는 이용고객이 희망한 서비스 제공 개시일에 특별한 사정이 없는 한 서비스를 이용할 수 있도록
하여야 합니다.
② 당 사이트는 개인정보 보호를 위해 보안시스템을 구축하며 개인정보 보호정책을 공시하고 준수합니다.
③ 당 사이트는 회원으로부터 제기되는 의견이나 불만이 정당하다고 객관적으로 인정될 경우에는 적절한 절차를
거쳐 즉시 처리하여야 합니다. 다만, 즉시 처리가 곤란한 경우는 회원에게 그 사유와 처리일정을 통보하여야
합니다.
제 11 조 (회원의 의무)
① 이용자는 회원가입 신청 또는 회원정보 변경 시 실명으로 모든 사항을 사실에 근거하여 작성하여야 하며,
허위 또는 타인의 정보를 등록할 경우 일체의 권리를 주장할 수 없습니다.
② 당 사이트가 관계법령 및 개인정보 보호정책에 의거하여 그 책임을 지는 경우를 제외하고 회원에게 부여된
ID의 비밀번호 관리소홀, 부정사용에 의하여 발생하는 모든 결과에 대한 책임은 회원에게 있습니다.
③ 회원은 당 사이트 및 제 3자의 지적 재산권을 침해해서는 안 됩니다.
제 4 장 서비스의 이용
제 12 조 (서비스 이용 시간)
① 서비스 이용은 당 사이트의 업무상 또는 기술상 특별한 지장이 없는 한 연중무휴, 1일 24시간 운영을
원칙으로 합니다. 단, 당 사이트는 시스템 정기점검, 증설 및 교체를 위해 당 사이트가 정한 날이나 시간에
서비스를 일시 중단할 수 있으며, 예정되어 있는 작업으로 인한 서비스 일시중단은 당 사이트 홈페이지를
통해 사전에 공지합니다.
② 당 사이트는 서비스를 특정범위로 분할하여 각 범위별로 이용가능시간을 별도로 지정할 수 있습니다. 다만
이 경우 그 내용을 공지합니다.
제 13 조 (홈페이지 저작권)
① NDSL에서 제공하는 모든 저작물의 저작권은 원저작자에게 있으며, KISTI는 복제/배포/전송권을 확보하고
있습니다.
② NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 상업적 및 기타 영리목적으로 복제/배포/전송할 경우 사전에 KISTI의 허락을
받아야 합니다.
③ NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 보도, 비평, 교육, 연구 등을 위하여 정당한 범위 안에서 공정한 관행에
합치되게 인용할 수 있습니다.
④ NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 무단 복제, 전송, 배포 기타 저작권법에 위반되는 방법으로 이용할 경우
저작권법 제136조에 따라 5년 이하의 징역 또는 5천만 원 이하의 벌금에 처해질 수 있습니다.
제 14 조 (유료서비스)
① 당 사이트 및 협력기관이 정한 유료서비스(원문복사 등)는 별도로 정해진 바에 따르며, 변경사항은 시행 전에
당 사이트 홈페이지를 통하여 회원에게 공지합니다.
② 유료서비스를 이용하려는 회원은 정해진 요금체계에 따라 요금을 납부해야 합니다.
제 5 장 계약 해지 및 이용 제한
제 15 조 (계약 해지)
회원이 이용계약을 해지하고자 하는 때에는 [가입해지] 메뉴를 이용해 직접 해지해야 합니다.
제 16 조 (서비스 이용제한)
① 당 사이트는 회원이 서비스 이용내용에 있어서 본 약관 제 11조 내용을 위반하거나, 다음 각 호에 해당하는
경우 서비스 이용을 제한할 수 있습니다.
- 2년 이상 서비스를 이용한 적이 없는 경우
- 기타 정상적인 서비스 운영에 방해가 될 경우
② 상기 이용제한 규정에 따라 서비스를 이용하는 회원에게 서비스 이용에 대하여 별도 공지 없이 서비스 이용의
일시정지, 이용계약 해지 할 수 있습니다.
제 17 조 (전자우편주소 수집 금지)
회원은 전자우편주소 추출기 등을 이용하여 전자우편주소를 수집 또는 제3자에게 제공할 수 없습니다.
제 6 장 손해배상 및 기타사항
제 18 조 (손해배상)
당 사이트는 무료로 제공되는 서비스와 관련하여 회원에게 어떠한 손해가 발생하더라도 당 사이트가 고의 또는 과실로 인한 손해발생을 제외하고는 이에 대하여 책임을 부담하지 아니합니다.
제 19 조 (관할 법원)
서비스 이용으로 발생한 분쟁에 대해 소송이 제기되는 경우 민사 소송법상의 관할 법원에 제기합니다.
[부 칙]
1. (시행일) 이 약관은 2016년 9월 5일부터 적용되며, 종전 약관은 본 약관으로 대체되며, 개정된 약관의 적용일 이전 가입자도 개정된 약관의 적용을 받습니다.