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소형베드 수소흡장 발열반응 온도특성

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Applied Chemistry,

Vol. 17, No. 1, May 2013, 37-40

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소형베드 수소흡장 발열반응 온도특성

구대서ㆍ이정민ㆍ박종철ㆍ정흥석

한국원자력연구원

Exothermic Reaction Characteristics on Hydriding of DU and ZrCo

Daeseo KooㆍJungmin LeeㆍJongchul ParkㆍHongsuk Chung Korea Atomic Energy Research Institute

(hschung1@kaeri.kr)

Abstracts

The absorption between hydrogen isotopes and storage materials (ZrCo or uranium) is an exothermic reaction. The exothermic reaction characteristics upon the hydriding of hydro- gen isotopes with ZrCo and depleted uranium (DU) were investigated. The temperature increase due to a hydriding exothermic reaction during the powderization of DU was bigger than that of ZrCo. However, as the hydriding amount increases, the temperature increase owing to the hydriding reaction of the two metals was very similar.

1. 서 론

핵융합 에너지를 생산하기 위하여 핵융합로에 사용하는 수소동위원소는 금속 수소화 베드(bed)에 저장 하였다가 핵융합로로 공급하여 핵융합 반응을 일으켜야 한다[1-3]. 수소동위원소를 금속합금 및 금속 우라늄에 안전하게 저장하고 공급할 수 있는 연구를 위하여 U 베드 및 ZrCo 베드 저장용기 수소 동위 원소 흡탈장 실험을 수행해 왔다[4-13]. 수소동위원소가 ZrCo 금속합금 및 금속 우라늄에 흡장하는 과정은 발열반응이다. 그 발열반응에 따른 수소 동위원소 저장 및 공급 용기 온도변화를 조사하고자 한다.

본 연구에서는 소형 ZrCo 금속합금 및 DU 금속 베드에 대한 수소 동위원소 흡장에 따른 발열반응온도 특성을 조사하였다. ZrCo 금속합금 및 DU 금속 저장재 분말화, ZrCo 금속합금 및 DU 금속 베드 열전대 위치 및 흡장 수소량에 따른 발열반응 온도를 분석하였다.

2. 실험장치 및 실험방법 2.1. 실험장치

Fig. 1은 소형베드 수소동위원소 흡⋅탈장시스템을 나타낸 것이다. 소형베드 실험장치는 ZrCo 금속 합금 및 DU 금속 베드, 매니폴드, 로터리 펌프, TMP (Turbo Molecular Pump), dry scroll pump, 콘트롤 팬널 및 data acquisition 시스템으로 구성되었다. Fig. 2는 data acquisition 시스템을 나타낸 것이다. Data acquisition 시스템은 Lapview 2010 프로그램을 사용하여 수소흡장, 탈장, 진공 아닐링 (vacuum annealing) 데이터를 수집 및 저장하였다.

2.2. 실험방법

소형 ZrCo 금속합금 및 DU 금속 베드 실험 전에 각 베드에 대하여 500℃ 및 450℃ 진공 아닐링을 5시간 수행하여 ZrCo 금속합금 및 DU 금속 내 수분 및 불순물을 충분히 제거하였다. 그 후 ZrCo 금속

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합금 및 DU 금속 베드에 대하여 분말화(ZrCoH2.8, DUH3.0)실험을 수행하였다. 분말화 실험은 90%

수소흡장률과 흡장시간을 측정하여 그 수소흡장이 수분 내 완료될 때까지 수행하였다. 그 다음 ZrCo 금속합금 및 DU 금속 베드에 대하여 수소량에 따른 흡장실험(ZrCoHx (x = 0.5~2.8), DUHx (0.5~3.0))을 수행하고 그 자료를 분석하였다.

실험절차는 탱크온도에서 수소탱크 압력을 계산하여 탱크에 충전하여 탱크온도 안정화 되면 각 베드 수소 유입밸브를 열고 data acquisition 시스템에서 수소 흡장 테이터를 수집하도록 하였다. 탱크에 충 전된 수소가 각 베드 1차 용기 저장재로 흡장이 완료되면 각 베드 수소 유입밸브를 닫고 data acquisition 시스템에서 수소 흡장 데이터 수집을 종료한다.

Fig. 1. ZrCo 흡⋅탈장 시스템.

Fig. 2. Data acquisition system.

3. 결과분석 및 논의

3.1. 분말화에 따른 수소흡장 발열반응 온도

Fig. 3은 분말화에 따른 수소흡장 발열반응 온도를 나타낸 것이다. ZrCo 금속 합금 베드 수소흡장 (ZrCoH2.8) 발열반응에 의한 1차 용기 온도증가는 4.8℃이고, DU 금속 베드 수소흡장(DUH3) 발열반응에 의한 1차 용기 온도증가는 5.9℃였으며 DU 금속 베드 수소흡장 발열반응 온도상승이 크게 나타났다.

3.2. 열전대 위치에 따른 수소흡장 발열반응 온도

Fig. 4는 열전대 위치에 따른 수소흡장 발열반응 온도를 나타낸 것이다. ZrCo 금속합금 베드 수소흡장 (ZrCoH2.5)의 열전대 위치에 따라 수소흡장 발열반응 온도상승은 ZrCo 파우더 5.3℃, 1차 용기 벽 4.5℃, 2차 용기 1.6℃였다. DU 금속 베드 경우 ZrCo 금속합금 베드 수소흡장(ZrCoH2.5)의 열전대 위치에 따라 수소흡장 발열반응 온도상승은 DU 금속 베드 파우더 10.2℃, 1차 용기 벽 4.9℃, 2차 용기 1.7℃였다.

두 베드의 경우 저장재 파우더 열전대 온도가 다른 열전대 위치의 온도보다 상승한 것은 저장재 수소 발열반응에 따른 것이라 생각된다.

3.3. 수소량에 따른 수소흡장 발열반응 온도

Fig. 5는 수소량에 따른 수소흡장 발열반응 온도를 나타낸 것이다. ZrCo 금속합금 베드는 수소흡장량 ZrCoHx (x = 0.5~2.8)에 따라 발열반응에 따른 1차 용기 온도상승이 증가하는 경향을 보였으며, DU 금속 베드도 수소흡장량 DUHx (x = 0.5~3.0)에 따라 발열반응에 따른 1차 용기 온도상승이 증가하는 경향을 보였다. 이는 수소 흡장량이 증가함에 따라 발열반응 증대에 따른 것이라 생각된다. Fig. 6은 수

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소형베드 수소흡장 발열반응 온도특성

소량에 따른 두 소형베드 수소흡장 발열반응 온도상승을 나타낸 것이다. 두 베드 수소흡장 발열반응 온 도상승은 유사한 경향을 나타내었다. DU 금속 베드 수소흡장 발열반응 온도상승이 ZrCo 금속합금 베 드보다 다소 크게 나타났다.

Fig. 3. 저장재 분말화 1차 용기 온도.

Fig. 4. 열전대 위치에 따른 수소흡장 발열반응 온도.

Fig. 5. 수소흡장량에 따른 1차 용기 온도.

Fig. 6. 수소흡장량 대한 베드 1차 용기 온도상승.

4. 결 론

소형베드 저장재 수소 흡장 발열반응의 온도특성에 대하여 다음과 같은 결론을 얻었다.

1) 두 종류 저장재 수소 흡장 분말화 발열반응 온도상승은 저장재 ZrCo 금속합금보다 저장재 DU 금 속의 수소흡장 발열반응 온도상승이 크게 나타났다.

2) ZrCo 금속합금 베드 및 DU 금속 베드 열전대 위치에 대한 수소흡장 발열반응 온도상승은 두 베드 에서 저장재 파우더 열전대 온도가 다른 열전대 위치 온도보다 상승하였다.

3) 두 베드 수소흡장량 ZrCoHx (x = 0.5~2.8) 및 DUHx (x = 0.5~3.0) 발열반응 1차 용기 온도는 두 베드 수소흡장량에 비례하여 증가하는 경향을 보였으며, 이는 수소 흡장량이 증가함에 따라 발열 반응 증대에 따른 것이라 생각된다. 두 베드 수소흡장 발열반응 온도상승도 유사한 추세를 나타내 었으며, DU 금속 베드 수소흡장 발열반응 온도상승이 ZrCo 금속합금 베드 결과보다 다소 크게 나타 났다.

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감사의 글

본 연구는 교육과학기술부의 국제핵융합실험로 공동개발사업(NRF 2013-000137) 및 국가핵융합 연구소의 지원으로 수행되었습니다.

참고문헌

1. Hongsuk Chung et al., “Korea’s Activities for the Development of ITER Tritium Storage and Delivery Systems”, Fusion Science and Technology, 54, July (2008).

2. Seungyon Cho et al., “ITER Storage and Delivery System R&D in Korea”, IEEE Transactions on Plasma Science, 38(3), 425-433 (2010).

3. M. Shim et al., “Disproportionation Characteristics of a Zirconium-Cobalt Hydride Bed under ITER Operating Conditions”, Fusion Science and Technology, 53, April (2008).

4. Myunghwa Shim et al., “Hydriding/Dehydriding Characteristics on fast Heat Transfer Response ZrCo Bed for ITER”, Fusion Engineering and Design, 84, 1763-1766 (2009).

5. 구대서, 이지성, 정흥석, 조승연, 안도희, 정기정, 이한수, 강현구, 정동유, 장민호, 윤세훈, 김창석, “열전달 촉 진형 이중 원통형 수소 동위원소 저장용기”, 한국특허출원 10-2011-0072529, KAERI, KBSI (2011).

6. Myunghwa Shim et al., “Heat Analysis on the Initial Reference Design of ZrCo Hydride Beds for ITER”, Fusion Engineering and Design, 83, 1433-1437 (2008).

7. Myunghwa Shim et al., “Initial Test Results of a fast Heat Transfer Response ZrCo Hydride Bed”, Fusion Science and Technology, 56, 856-860 (2009).

8. T. Hayashi et al., “Development of ZrCo Beds for ITER Tritium Storage and Delivery”, Fusion Science and Technology, 41, 801-804 (2002).

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10. Y. Naik et al., “Zirconium-Cobalt Intermetallic Compound for Storage and Recovery of Hydrogen Isotopes”, Intermetallics, 9, 309-312 (2001).

11. T. Hayashi et al., “Development of ZrCo Beds for ITER Tritium Storage and Delivery”, Fusion Science and Technology, 41, 801-804 (2002).

12. M. Martin, C. Gommel, C. Borkhart, and E. Fromm, “Absorption and Desorption Kinetics of Hydrogen Storage Alloys”, Journal of Alloys and Compounds, 238, 193-201 (1996).

13. S. Konishi, T. Nagasaki, N. Yokokawa, and Y. Naruse, “Development of Zirconium-Cobalt Beds for Recovery, Storage and Supply of Tritium”, Fusion Engineering and Design, 10, 355-358 (1989).

참조

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