본 연구에서는 기존 가정용연료전지에서 활용이 미약한 중저온의 배열을 건물난방부하에 적용할 수 있도록 온도 안정화 장치를 개발하였으며 이 장치가 기존 난방설비와 연계가 가능하도록 제어시스템을 구축하였다. 연료전지 시스템의 정상작동을 위해서는 연료전지로부터 배출되는 온수의 공급온도가 $60^{\circ}C$이어야 하고 다시 연료전지로 회수되는 작동 유체의 환수온도는 항상 $55^{\circ}C$로 유지하여야 한다. 본고에서는 먼저 스택배열 활용을 극대화하기 위해 CFD 분석을 통해 소형열교환기와 기존 난방설비배관과의 최적 연계장치시스템을 구성하였다. 또한 계절별 난방 수온의 불규칙한 온도변화에 대응하기 위해서 연료전지 스택의 열원과 아파트세대 난방용 환수관을 연결한 온도자동조절 밸브를 사용하여 온도안정화 장치를 개발하였다. 소형열교환기와 통합 활용할 수 있도록 설정된 온수의 온도가 편차 ${\pm}0.5^{\circ}C$ 이내에서 유지되도록 하였다. 이 연구결과를 통해 연료전지인 PEMFC의 배열을 건물난방부하에 활용이 추후 가능할 것으로 예상된다.
본 연구에서는 개발도상국 민자발전사업의 개발단계에서 발생할 수 있는 리스크를 사업소재국, 사업주 및 시장으로 분류하여 해당 항목별 주요 리스크를 조사하고, 근래 한전 및 발전회사가 수행한 대표적인 3개 사업에 적용하여 구체적인 경감방안을 도출하고자 하였다. 개발도상국에서 민자발전사업 추진 시 전력구매처로서 신용이 부족하여 수출신용기관과 국제개발금융기구의 사업 참여가 어려운 경우, 국가신용이 양호한 주변국으로 전력판매처를 다변화하여 시장 리스크를 경감시키는 동시에 사업소재국 리스크를 경감시켜야 하며 20~30년에 걸쳐 장기간 운영해야 하는 화력발전사업의 경우 운영기간이 경과할수록 열효율도 저하되는 것을 감안하여, 설비운영 경과에 따른 성능저하 영향을 충분히 반영하여 기대수익을 보존하고 우리 기업의 손실을 최소화해야 한다.
국내 A 복합발전소에서 운전 중인 150 MW급 가스터빈 저압 1단 회전익의 교체주기 연장가능성을 다각적으로 모색하였다. 제작사가 추천한 24,000 등가운전시간 이상을 사용한 저압 1단 회전익의 외관검사, 열차폐코팅 제거 후 모재의 표면검사 및 균열검사를 각각 실시하였다. 또한 제작사별 150 MW급 가스터빈의 교체주기를 비교 분석하였다. 제작사가 추천한 24,000 등가운전시간 이상이 경과하여 27,000 등가운전시간을 운전한 저압의 외관을 검사한 결과 냉각홀 부위에 다수의 균열이 관찰되었다. 그러나 열차폐코팅을 제거한 상태에서 실시한 모재의 표면검사에서는 균열이 거의 관찰되지 않았으며, 모재까지 진행된 일부 미세 균열에 대해서는 절단면 검사를 통하여 균열깊이가 기능에 영향을 미치지 않는 수준임을 확인하였다. 따라서 본 연구대상 가스터빈 저압 1단 회전익의 교체정비주기는 현행 24,000 등가운전시간에서 3,000 등가운전시간의 연장이 가능할 것으로 보인다. 또한 연구대상 저압 1단 회전익에 대하여 제작사가 추천한 교체주기는 타제작사 1단 회전익 교체주기의 2/3 수준으로 짧게 설정되어 있어 교체주기 연장이 가능할 것으로 판단된다.
유동가속부식에 의해 배관이 파손된 500 MW급 A 복합발전소 배열회수보일러 저압증기발생기 배관을 모델로 삼아 배관급수 내의 용존산소 부족이 유동가속부식의 주요 원인임을 도출하고 용존산소를 증가시키기 위해 적용된 하이드라이진 차단 수처리에 대한 적용효과를 분석하였다. 수처리 적용 1년 후 급수의 용존산소는 0.15 ppb에서 3~5 ppb로 상승되고, 산화환원전위도 -245 mV에서 170 mV로 산화성으로 상승되었다. 또한 유동가속부식에 의한 부식생성물인 철분함유량은 18.5 ppb에서 5~7 ppb로 감소되었다. 따라서 하이드라이진 차단 수처리로 급수의 용존산소가 증가되며 유동가속부식에 의한 배관의 부식생성물인 철분함유량이 감소됨을 확인하였다.
In order to meet the increasing demand for electricity, Korea has to rely on nuclear energy due to its poor natural resources. In order for nuclear energy to be expanded in its utilization, issues with uranium supply and waste management issues have to be addressed. Fast reactor system is one of the most promising options for electricity generation with its efficient utilization of uranium resources and reduction of radioactive waste, thus contributing to sustainable development. The Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) has been performing R&Ds on Sodium-cooled Fast Reactors (SFRs) under the national nuclear R&D program. Based on the experiences gained from the development of KALIMER conceptual designs of a pool-type U-TRU-10%Zr metal fuel loaded reactor, KAERI is currently developing Advanced SFR design concepts that can better meet the Generation IV technology goals. This also includes developing, Advanced SFR technologies necessary for its commercialization and basic key technologies, aiming at the conceptual design of an Advanced SFR by 2011. KAERI is making R&D efforts to develop advanced design concepts including a passive decay heat removal system and a supercritical $CO_2$ Brayton cycle energy conversion system, as well as developing design methodologies, computational tools, and sodium technology. The long-term Advanced SFR development plan will be carried out toward the construction of an Advanced SFR demonstration plant by 2028.
현재 운영 중인 발전소 전동기의 고정자 권선 고장 실제사례를 토대로 전동기에서 발생하는 자속 데이터의 고주파 영역 스펙트럼을 분석함으로써 결함이 있는 전동기와 건전한 전동기의 자속 특성 및 변화추이를 분석하였다. 전동기 자속스펙트럼의 고주파 영역을 분석한 결과 결함이 있는 전동기는 고정자 슬롯 주파수 대비 고정자 슬롯 사이드밴드 주파수의 상대적 크기 비율이 건전한 전동기에 비해 매우 높음을 확인하였다. 또한 결함이 있는 전동기는 시간이 지날수록 고정자 슬롯 주파수 대비 고정자 슬롯 사이드밴드 주파수의 상대적 크기 비율 크기도 더욱 커지는 현상도 확인하였다. 그리고 결함이 있는 전동기의 자속 데이터는 불시 고장 1개월여 전부터 결함 상태를 인식할 수 있는 신호를 나타냄으로써 전동기 고정자 권선 결함에 대한 사전 예측능력이 매우 탁월함을 확인하였다.
본 연구에서는 상용성 공정모사기인 BR&E사의 PROMAX를 사용하여 amine류 흡수제인 30 wt%의 MEA수용액, 30 wt%의 DEA수용액 그리고 50 wt%의 MDEA수용액과 50 wt%의 MDEA에 첨가제로써 3 wt%의 piperazine을 첨가한 공정을 이용하여 천연가스 중에 포함되어 있는 산성가스인 $CO_2$와 $H_2S$ 성분의 제거 성능에 대한 비교 작업을 수행하였다. 공정모사 결과로 MEA는 상대적으로 많은 $CO_2$를 제거 할 수 있는 반면에 DEA, MDEA, MDEA와 첨가제인 piperazine은 $H_2S$를 많이 제거한다는 것을 알 수 있었고, MEA 30 wt%수용액의 경우는 lean amine의 circulation rate가 가장 적은 것으로 나타냈다. 재비기의 heat duty는 MDEA 50 wt%에 첨가제인 piperazine 3 wt% 수용액이 가장 적음을 알 수 있었다. 또한 MDEA 그리고 MDEA와 첨가제인 piperazine을 비교해 보면 첨가제로 인하여 solvent circulation rate가 감소된 것을 알 수 있었다.
This study developed an up-flow wetland providing either an eco-friendly follow-up process of medium-sized public treatment facility for livestock manure or a non-point source pollution controller near livestock farms. The four bench-scale up-flow wetlands were operated with four different bed media sets. The removal efficiencies of the wetland effluent for CODCr, TN, TP, SS were 35.2 %, 29.5 %, 31.2 % and 52.2 % for set 1(Blank, without reed, with bio-ceramic), 40.6 %, 43.4 %, 42.2 % and 55.4 % for set 2(with bio-reed & without bio-ceramic), 45.2 %, 48.7 %, 46.6 % and 66.3 % for set 3(with bio-reed & bio-ceramic), 32.9 %, 27.3 %, 29.3 % and 54.1 % for Set 4(with reed & bio ceramic), respectively. The set 3 condition having a mixture of bio-reed and bio-ceramic showed the highest efficiency in the bench-scale evaluation. This study suggests a mixture of bio-reed and bio-ceramic as suitable bed media in the construction of artificial wetlands near livestock farms. Soils including the bed media were monitored during the evaluation for trace elements. Soil analysis results were satisfied with the Korean Soil Contamination Standard. This study showed that the up-flow constructed wetland was feasible to treat the effluent livestock wastewater treatment facility.
본 연구의 목적은 냉연공장 폐수재이용을 위해 3단 역삼투시스템 사용시 각단에서의 투과특성을 조사하는 것이다 판틀형 모듈 7개를 사용하여 회수율이 75% 가 되도록 3단 (배열 : 4+2+1) 으로 구성하여 장기간에 걸친 pilot test를 통해 막오염 진행에 따른 각 단에서의 유량 및 수질변화를 조사하였다 실험결과 각 단 모듈 1개당 평균 투과수량은 운전초기에는 1단, 2단, 3단의 순서로 많았으나 운전시간이 경과하며 막오염이 진행됨에 따라 1단은 감소하는 반면 2단은 거의 변화가 없고 3단의 투과수량은 증가하였다 즉 막오염은 주로 1단에서 발생하며 점차 2단. 3단으로 진행되는 것을 확인할수 있었다. 한편 투과수 수질은 예상한 것과 같이 1단이 가장 우수하였고 다음으로는 2단, 3단의 순서였으며 막오염에 영향을 받지않았다.
핵종재고량 관리는 처분시설의 안전한 관리를 위해서는 필수적이다. 본 논문에서는 원자력발전소의 잡고체폐기물에 대하여 기존 발생된 폐기물 자료를 반영한 예측방사능량과 실제 처분시설을 운영하면서 인수되어 처분검사까지 완료된 실제방사능량을 비교분석하였다. 극저준위방사성폐기물에서는 $^{137}CS$, $^{90}Sr$, $^{99}Tc$ 그리고 $^{129}I$ 핵종이 예측방사능량보다 실제방사능량이 높게 평가되었으며, 저준위방사성폐기물에서는 모든 핵종에서 예측방사능량이 실제 방사능량보다 높게 평가되었다. 또한 척도인자에 의한 예측방사능량의 민감도 분석을 통해 준위별 수량 및 총방사능량의 변화추이를 분석하였다. 향후 중저준위방사성폐기물 처분시설의 안전한 운영과 Safety Case 구축을 위한 기초자료로 활용될 것으로 판단된다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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