• 한국표면공학회지
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• 제40권3호
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• pp.149-158
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• 2007

Of all components of MCFC(molten carbonate fuel cell), corrosion of separator is one of the most decisive factor for commercializing of MCFC. In order to provide better understanding of corrosion behavior and morphology for gas channel of separator plate, post-analysis after cell operation for 1200 hours at $650^{\circ}C$ was performed by optical microscope, SEM and EPMA. Intergranular corrosion was observed on gas channel of separator plate. Corrosion product layer was identified as Fe-oxide, Cr-oxide and Ni-oxide by EPMA, and oxide thickness was measured with a $60{\mu}m-150{\mu}m$. Also, gas channel of separator was damaged by severe intergrannular attack with post analysis in consistent with immersion test. Moreover, pitting on the channel plate was observed with a depth of $18{\sim}24{\mu}m$. The results of immersion method are well agreement with post analysis measurements.

• 한국수소및신에너지학회논문집
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• 제20권6호
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• pp.479-484
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• 2009

The effect of anode gas channel height on gas diffusion and cell performance in a 100 $cm^2$ class molten carbonate single cell is investigated. Single cell separators with three different channel height are used. The effect of the gas channel height on the distribution of the reactive gas concentration is evaluated by the two-dimensional concentration diffusion equation. The overpotential caused by concentration drop with different channel height is estimated by the voltage decay related to diffusion of reactants, well known as concentration polarization, using limiting current density. The estimation could have the possibility to identify the reactant mass transfer polarization in the complicate factors of the overall electrodes.

• 전기화학회지
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• 제11권4호
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• pp.273-283
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• 2008

고분자 전해질 연료전지의 구성요소인 기체 확산층(Gas Diffusion Layer)은 반응물을 채널에서 MEA로 전달하며 동시에 생성물을 MEA에서 채널로 전달하는 역할을 한다. 기체 확산층의 기체 투과도가 클수록 기체 확산층을 통과하는 반응기체의 양이 증가하여 고분자전해질 연료전지 성능이 향상되며 물질전달과 함께 열전달이 이루어지기 때문에 생성열에 의한 MEA의 온도상승을 억제해준다. 본 연구에서는 기체 확산층의 기체투과도를 달리하여 전기화학 반응과 열 생성을 고려한 3차원 수치해석 모델을 통해 동일 반응면적을 가지는 직선형 채널과 곡사형 채널에 대해 열전달 및 물질전달 특성을 분석하였다. 수치해석 결과 직선형 채널의 경우 곡사형 채널에 비해 기체 확산층의 기체투과도에 따른 성능 변화가 크지 않았다. 이러한 이유는 직선형 채널에서 주된 물질전달은 확산에 의해 이뤄지기 때문이다. 곡사형 채널의 경우 기체투과도가 높을수록 대류에 의한 물질전달로 원활한 물질전달이 이뤄졌기 때문에 연료전지 성능이 증가 되었으며 원활한 물질전달이 열전달을 촉진하여 MEA의 온도를 낮추었다. 또한 곡사형 채널에서는 기체투과도가 작아질수록 확산에 의한 물질 및 열전달 특성을 보여주었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제26권4호
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• pp.555-561
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• 1994

핵연료 건전성 점검을 위하여 다중채널분석기로 얻은 감마선 스펙트럼을 자동으로 빨리 분석하는 프로그램을 개발하였다. 핵연료의 건전성은 실시간 감시와 주기적인 시료 분석을 통한 원자로냉각재내의 방사선준위로 확인된다. 영광 3·4 호기의 경우, 실시간 감시 계통인 프로세스 방사선 감시 계통(PRMS)이 핵연료의 건전성을 확인한다. 현재, PRMS의 스펙트로미터 채널의 신호처리기는 단일채널 분석기이어서 오직 하나의 방사성핵종만을 파악할 수 있다. 따라서 PRMS를 개선하기 위해서는 단일채널분석기를 다중채널분석기로 대치하여야 한다. 이 프로그램은 실시간 모드와 수동모드로 실행되며, 모든 과정을 자동으로 수행한다. 미 국가표준국의 혼합 표준 선원에 대한 시험 결과는 상용 다중채널분석기인 Canberra System 100의 결과와 잘 일치하였다. 결론적으로 개발된 프로그램은 원자력발전소의 감마선 감시에 사용할 수 있을 것으로 보인다.

• 한국신재생에너지학회:학술대회논문집
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• 한국신재생에너지학회 2009년도 춘계학술대회 논문집
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• pp.336-340
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• 2009

This paper presents experimental results carried out on the purge characteristic of the anodic dead-end mode fuelcell and how to improve the cell performance by pulsation effects. The dead-end mode fuelcell has some merits that a fuel supplying device is not needed and the cell power is higher than that in the open mode fuelcell. However, the purge is necessary for preventing the porous media from being flooded by liquid water formed in the channel. At this time, the un-reacted fuel is discharged with the liquid water together in purge process. The discharged fuel can make the fuel efficiency lower. Therefore, the number of purge times should be decreased for the better fuel efficiency. In this study, the outlet of the anode channel was equipped with a purge solenoid valve and a pulsation generator. The purge times was decreased when the current density decreased and operation pressure increased without the pulsation effects. In addition, when the pulsation effects such as various frequencies or amplitudes were applied, purge times was alleviated up to 40%.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제26권2호
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• pp.161-167
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• 1994

본 논문은 비상노심냉각계통을 필요로 하지 않는 압력관형 피동 수냉각로 개념을 제시한다. 여기서는 사고시 핵연료에서 생성되는 열을 감속재로 효과적으로 전달시키기 위해 금속 핵연료 매트릭스를 사용하는 핵연료 채널을 채택한다. 정상 운전시에는 보통의 냉각재가 핵연료를 냉각시키지만, 냉각재상실사고를 포함하여 정상적인 냉각계통의 작동이 이루어지지 않을 경우에는 피동 감속재냉각계통에 의해 핵연료가 냉각된다. 유한요소 코드를 이용한 해석 결과, 정상 상태 및 사고시 핵연료 온도를 허용 한도 이내로 유지할 수 있는 것으로 나타났다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.35-40
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• 1995

Considering the higher discharge burnup, lower channel refuelling rate, lower linear element rating(LER), lower coolant void reactivity and axial power shape, CANFLEX-RU fuel bundle is optimized for CANDU-6 by grading the fissile composition in the ring-wise of the bundle and by applying fuel management scheme appropriately. The fissile composition of the fuel bundle is graded as the recovered uranium (0.9 w/o U-235) in the outer and intermediate elements, depleted Uranium (0.2 w/o U-235) in the center element, natural uranium (0.71 w/o U-235) in the inner elements. Enrichment is not required for these fuel. The fissile composition is optimized by lattice calculation and by time-averaged reactor simulation. CANFLEX-RU optimized for CANDU-6 resulted to be the 15% lower channel refuelling rate, acceptable axial power profile and power envelope, 70% higher discharge burnup, 15% lower LER and not increase coolant void reactivity compared with the 37-element natural uranium bundle for CANDU-6.

• 한국전산유체공학회:학술대회논문집
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• 한국전산유체공학회 2008년도 12th Asian Congress of Fluid Mechanics
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• pp.45.5-45.5
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• 2008

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1997년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.147-151
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• 1997

Fuel management simulation have been performed for CANFLEX-0.9％ RU fuel in the CANDU 6 reactor. In this study, the bi-directional 4-bundle shift fuelling scheme was assumed The lattice cell and time-average calculation were carried out. The refuelling simulation calculations were performed for 600 full power days. Time-averaged results show good axial power profile with the CANFLEX-RU fuel. During the simulation period, the maximum channel and bundle power were maintained below the licensing limit of CANDU 6 reactor.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제50권5호
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• pp.717-723
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• 2018

Thermal analysis of accident conditions is an important problem during safety assessment of the dry spent nuclear fuel storage facilities. Thermal aspects of accident conditions with channel blockage of ventilated storage containers are considered in this article. Analysis of flow structure inside ventilated containers is carried out by numerical simulation. The main mechanisms of heat and mass transfer, which take part in spent nuclear fuel cooling, were detected. Classification of accidents on the basis of their influence on the maximum temperatures inside storage casks is proposed.