고온 구동형 고분자 전해질 막 연료전지(high temperature polymer electrolyte membrane fuel cell, HT-PEMFC)는 구동 중 발생되는 불순물에 대한 내성이 높고 물관리가 용이하며 고순도의 가스를 연료로 사용하지 않아도 되는 장점을 갖는 다. HT-PEMFC는 인산이 도핑된 막을 통해 수소이온이 전도되기 때문에 전해질 막의 높은 인산의 유지율이 요구된다. 본 총 설에서는 인산의 침출을 방지하여 고성능의 HT-PEMFC용 고분자 전해질 막을 개발하기 위해 1) 인산이 도핑된 전해질 막의 인산 침출에 영향을 미치는 요소를 파악한 후, 이를 개선하기 위해 2) 폴리벤즈이미다졸 기반 막과 인산과의 상호작용을 강 화하여 인산 침출을 방지할 수 있도록 고분자 구조 설계를 진행한 연구와 3) 이오노머의 이온교환 작용기와 인산과의 이온 쌍 상호작용을 통해 인산의 침출을 방지할 수 있도록 이오노머 구조 설계를 진행한 연구들에 대해 살펴보고자 한다.

The thermal integrity of spent nuclear fuels has to be maintained during their long-term dry storage. The detailed temperature distributions of spent fuel assemblies are essential for evaluating the integrity of their dry storage systems. In this study, a subchannel analysis model was developed for a canister of a single fuel assembly using the COBRA-SFS code. The thermal parameters affecting the peak cladding temperature (PCT) of the spent fuel assembly were identified, and sensitivity analyses were performed based on these parameters. The subchannel analysis results indicated the presence of a recirculation flow, based on natural convection, between the fuel assembly and downcomer region. The sensitivity analysis of the thermal parameters indicated that the PCT was affected by the emissivity of the fuel cladding and basket, convective heat transfer coefficient, and thermal conductivity of the fluid. However, the effects of the wall friction factor of the canister, form loss coefficient of the grid spacers, and thermal conductivities of the solid materials, on the PCT were predominantly ignored.

고온 구동형 고분자 전해질 막 연료전지(high temperature polymer electrolyte membrane fuel cell, HT-PEMFC)는 전극의 빠른 활성과 피독 현상에 대한 높은 저항성으로 인해 저온 구동형 PEMFC의 대안으로 많은 연구가 진행되고 있다. 폴리벤즈이미다졸(polybenzimidazole, PBI)을 기반으로 한 PEM의 경우 고온 구동 조건에서 이온 전도성 물질과의 높은 상호 작용과 우수한 열적ㆍ기계적 안정성 특징으로 인해 HT-PEMFC용 PBI 기반 전해질 막 개발과 관련된 다양한 연구들이 진행 되고 있다. 본 총설에서는 고성능/고내구성의 PBI 기반 PEM을 개발하기 위해 1) 인산 및 다양한 이온전도성 물질이 도핑된 PBI 막의 특성 분석과 막 제조법에 따른 PBI 막의 물성 비교에 관한 연구를 우선적으로 살펴본 후 2) 다공성 폴리테트라플루 오르에틸렌 지지체 및 무기 입자 혼입을 통한 PBI 복합 막의 성능 개선 연구 및 3) 고분자 블렌딩을 통해 가교 구조가 도입 된 PBI 기반 가교 막의 내구성 향상에 관한 연구 동향에 대하여 소개하고자 한다.

A literature review on the effects of high temperature and radiation on radiation shielding concrete in Spent Fuel Dry Storage is presented in this study with a focus on concrete degradation. The general threshold is 95℃ for preventing long-term degradation from high temperature, and it is suggested that the temperature gradient should be less than 60℃ to avoid crack generation in concrete structures. The amount of damage depends on the characteristics of the concrete mixture, and increases with the temperature and exposure time. The tensile strength of concrete is more susceptible than the compressive strength to degradation due to high temperature. Nuclear heating from radiation can be neglected under an incident energy flux density of 1010 MeV·cm-2·s-1. Neutron radiation of >1019 n·cm-2 or an integrated dose of gamma radiation exceeding 1010 rads can cause a reduction in the compressive and tensile strengths and the elastic moduli. When concrete is highly irradiated, changes in the mechanical properties are primarily caused by variation in water content resulting from high temperature, volume expansion, and crack generation. It is necessary to fully utilize previous research for effective technology development and licensing of a Korean dry storage system. This study can serve as important baseline data for developing domestic technology with regard to concrete casks of an SF (Spent Fuel) dry storage system.