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[국내논문] 원자력용 흑연 IG-110 에 대한 고온 마모 특성 평가
Wear Properties of Nuclear Graphite IG-110 at Elevated Temperature 원문보기

大韓機械學會論文集. Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers. A. A, v.38 no.5, 2014년, pp.469 - 474  

위돈곤 (충남대학교 기계설계공학과 신뢰성평가실험실) ,  김재훈 (충남대학교 기계설계공학과 신뢰성평가실험실) ,  김연욱 (충남대학교 기계설계공학과 신뢰성평가실험실)

초록
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고온가스로(HTR-10)는 전기 생산 및 수소 생산에 이용할 목적으로 설계되었다. 고온가스로의 노심에 반사체, 지지체, 감속재로 사용된 흑연은 중성자에 견디는 능력이 탁월하고, 고온 강도 및 열적특성이 우수하다. 구조물들은 연료 순환 유동 등으로 야기되는 진동 등에 의해 마찰이 발생하며 이는 구조물의 파괴를 초래한다. 따라서, 본 연구에서는 고온가스로에 사용되고 있는 등방성 흑연 IG-110에 대한 고온 마모 특성을 연구하였다. 왕복동 마모 시험을 수행하고 마모 특성의 결과로써 마찰계수와 비마모율을 도출하고 비교하였다. 시험 변수로써 실제 작동환경을 고려하여 상온과 고온 $400^{\circ}C$에서 미끄럼 속도와 접촉하중의 변화에 대한 결과를 도출하였다. 또한 흑연 IG-110의 마모 기구에 대해 토의하였다.

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The high temperature gas-cooled reactor (HTR-10) is designed to produce electricity and hydrogen. Graphite is used as reflector, support structures, and a moderator in reactor core; it has good resistance to neutron and is a suitable material at high temperatures. Friction is generated in the graphi...

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문제 정의

  • 고온가스로(High Temperature Gas Reactor, HTR-10)는 높은 열효율, 고연소도, 높은 고유안전성 등의 특징이 있어 세계 각 국에서 많은 연구를 수행하고 있다. 또한 고온가스로는 전기를 생산할 뿐만 아니라 수소 생산에도 이용할 목적으로 설계되었다. 고온가스로에 사용되는 재료는 고온물성과 중성자에 안전한 재료가 요구되며 흑연은 이에 해당하는 재료로서 고온가스로 내부와 지지체 등에 상당량이 사용된다.
  • 본 논문은 고온가스로 노심에서 반사체, 지지체, 감속재로 사용되고 있는 등방성 흑연의 마모 특성에 영향을 미치는 외부 인자에 관하여 연구하였다. 상온과 고온 환경에서의 마모 특성에 변화에 대하여 비교하고 하중 및 미끄럼 속도에 따라 변화하는 마모 특성에 대하여 고찰하였다.
  • 모특성에 대해 연구하였다. 시험 변수로써 온도 및 접촉하중, 미끄럼 속도에 대한 영향을 비교하고 평가하였다.
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질의응답

핵심어 질문 논문에서 추출한 답변
세라믹으로 둘러싸인 우라늄 입자를 원료는 고온가스로에서 어떻게 사용되는가? 고온가스로 연료의 가장 큰 특징은 세라믹으로 둘러싸인 우라늄 입자를 원료로 사용한다는 점이다. 0.5 mm 직경의 우라늄을 세라믹으로 3층 코팅 한 후에 흑연으로 만든 주먹 만한 크기의 구(Sphere) 안에 고르게 뿌린 뒤 고온가스로의 연료로 사용된다. 이런 피복입자연료들이 노심에 순환 유동으로 인해 흑연 구조물 및 피복입자연료들 사이에 마찰을 발생할 수 있다.
고온가스로의 특징은? 고온가스로(High Temperature Gas Reactor, HTR-10)는 높은 열효율, 고연소도, 높은 고유안전성 등의 특징이 있어 세계 각 국에서 많은 연구를 수행하고 있다. 또한 고온가스로는 전기를 생산할 뿐만 아니라 수소 생산에도 이용할 목적으로 설계되었다.
고온가스로 재료로 요구되는 특성은? 또한 고온가스로는 전기를 생산할 뿐만 아니라 수소 생산에도 이용할 목적으로 설계되었다. 고온가스로에 사용되는 재료는 고온물성과 중성자에 안전한 재료가 요구되며 흑연은 이에 해당하는 재료로서 고온가스로 내부와 지지체 등에 상당량이 사용된다. 흑연은 핵분열시 발생하는 중성자에 견디는 능력이 여타 재료에 비해 매우 탁월하므로 반응속도를 늦춰주는 감속제, 중성자를 내부로 제한하는 반사체로 매우 효과적인 재료이다.
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참고문헌 (12)

  1. Seo S. K., 2009, "Thermal Emissivity Changes of Nuclear Graphite as a Function of Oxidation Degrees," Department of Impormation & Nano Materials Engineering Graduate School, Kumoh National Institute of Technology. 

  2. Hong, S. D., 2011, "Development of Essential Technology for VHTR," Korea Atomic Energy Research Institute, pp. 335-340. 

  3. Rainer, M., Hinssen, H. K. and Kerstin, K., 2004, "Oxidation Behaviour of an HTR Fuel Element Matrix Graphite in Oxygen Compared to a Standard Nuclear Graphite" Nuclear Engineering and Design, pp. 281-284. 

  4. Liu, J. J., Wang M. Z., Zhang Z. M., Zhang Z. Sh. and He S. Y., 2001, "Feature of Reactor Structure Design for 10MW High Temperature Gas-Cooled Reactor," Institute of Nuclear Energy Technology, Vol. 22, No. 1, pp. 53-56. 

  5. Juri, P., Mart, V. and Sergei, L., 2006, "Friction and Dry Sliding Wear Behavior of Cermets," Wear, Vol. 260, pp. 815-824. 

  6. Lee, J. S., Kim, E., Park, J. S. and Kim, J., 2001, "Frictional Characteristics of Silicon Graphite Lubricated with Water at High Pressure and High Temperature," Proceeding of KSME Fall Annual Meeting, pp. 151-156. 

  7. Luo, X. W., Yu, S. Y., Sheng, X. Y. and He, S. Y., 2005, "Wear Behavior of Graphite IG-11 in Different Gas Environments," Institute of Nuclear Energy Technology, Vol. 25, No. 2, pp. 173-177. 

  8. Cho, K. Y., Kim, K. J., Lim, Y. S., Chung, Y. J. and Chi, S. W., 2006, "Oxidation Behavior and Property Changes of Nuclear Graphite," Journal of the Korean Ceramic Society, Vol. 43, No. 12, pp. 833-838. 

  9. Kim, Y. W., Kim, J. H., Yang, H. Y., Park, S. H., Lee, H. G., Kim, B. K., Lee, S. B. and Kwak, J. S., 2013, "A Study of Wear Behavior for Sealing Graphite at Elevated Temperature," Journal of the Korean Society of Propulsion Engineers, Vol. 17, No. 4, pp.1-8. 

  10. Cho, K. Y., Kim, K. J., Lim, Y. S. and Chi, S. H., 2006, "Oxidation Behavior of Nuclear Graphtie(IG-110) with Surface Roughness," Journal of the Korean Ceramic Society, Vol. 43, No. 10, pp. 613-618. 

  11. Luo, X. W., Yu, S. Y., Sheng X. Y. and He, S.Y., 2005, "Temperature Effect on IG-11 Graphite Wear Performance," Nuclear Engineering and Design, Vol. 235, pp. 2261-2274. 

  12. Li, J. L. and Xiong, D. S., 1997, "Tribological Behavior of Carbon-Graphite Seal Materials in Partial Pressure of Helium and Hydrogen," Tribology Letter, Vol. 3, pp. 175-184. 

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