전기기기는 통상 사용 후 고온부로 인해 회로적 과부하, 부품 고장 및 절연 파괴 등 어떠한 위험요서에 노출되어서는 안 된다. 또한 통상온도 상승 시험 후 감전 및 상해 대한 추가 시험이 반드시 뒤 따르게 되어 있다. 따라서 전기기기의 안전성을 판단하기 위해서 통상온도 상승 시험은 기본 사항이며, 필수적이라 할 수 있다. 본고에서는 전기용품안전기준 K60335-1의 제1부 규격과 개별 규격을 근거로하여, 통상 상태 즉 정상 상태 일 때 일반적인 온도 상승 시험장법 및 적합성에 대해서 설명한다. 또한 각 전기기기별로 온도 시험을 위해서 설치 조건, 동작 시간 및 적합성에 대해서 제시하고자 한다.
원자력발전소의 안전과 관련된 기기는 원전의 정상상태 운전조건뿐만 아니라 원전의 설계기준사고 조건에서도 기기의 안전관련 기능을 충분하게 수행할 수 있음이 입증되어야만 한다. 아울러 기기의 설치 환경은 원전의 설계기준사고조건(DBE))으로서 지진만이 고려되는 온화한 환경(mild zone)과 냉각재상실사고(LOCA) 주증기관파단사고(MSLB) 등과 같이 고온, 고압 등의 환경요건이 급격히 변화하는 가혹한 환경(harsh zone)으로 구별되므로 안전관련 기기의 검증 또한 이러한 환경요건에 따라 수행되어져야 한다. 본 연구에서는 당사가 개발한 가혹환경용 안전관련 고압전동기의 개발사례를 중심으로 가혹환경요건에 대한 기기의 검증절차와 방법을 제시하였다.
최근 수송기기 및 전자부품산업에서의 성능향상 요구에 따라 경량고강도 비철금속재료의 수요가 증대되고 있다. 특히, 세계적으로 에너지 절약 및 환경 공해 규제가 대폭 강화됨에 따라 자동차, 항공기 등 수송기기의 소재경량화 소재로 낮은 밀도 기계적 가공성이 우수한 마그네슘 합금이 각광을 받고 있다. 그러나 Mg합금은 알루미늄 합금과는 달리 보호성 산화피막이 형성되지 않아 내식성 및 고온강도가 매우 취약하다. 이를 보안하기 위해서 본 연구에서는 마그네슘의 강도 개선을 위한 원소로써 고용강화 원소로 많이 쓰이는 Zn과 입자 미세화로 인한 항복강도를 증가시키는 Mn의 3원계 합금에 고온에서 안정한 Mg2Sn상이 형성되는 Sn을 첨가하여 시효처리에 따른 기계적 특성과 미세조직을 관찰하였다. 실험 이전에 Pandat Program에 의한 열역학적 분석을 바탕으로 Mg-Zn-Mn 및 Mg-Zn-Mn-Sn의 상태도 계산 및 MgZn와 Mg2Sn 석출분율을 예측하였다. 열역학 계산을 통해 도출된 석출온도를 통해 Mg-Zn-Mn 및 Mg-Zn-Mn-Sn 합금의 열처리에 따른 경도 및 미세구조를 관찰하였다. 또한, 기계적 특성을 평가하기 위해 상온 및 고온 인장시험을 실시하였고 XRD, SEM을 이용하여 석출상을 분석하였다.
CD(Computer Disc) 의 약 7배의 용량을 가진 디스크와 그 관련기기가 시판되기 시작했다. DVD(Digital Versatile Disc), DVD-ROM이라는 이 기기는 디스크위에 집광되는 광스포트의 크기를 작게 하여 기록밀도를 높이기 위해, 대물렌즈의 NA,를 0.6으로 크게 하였고(CD에서는 NA가 0.45)광원이 되는 레이저의 파장도 650mm대로 단파장화(CD에서는 780nm)하였다. 이의 실현을 본격화하기 위해서는 DVD에 대응할 수 있는 대용량의 기록미디어와 장치가 필요하다. 이미 CD-R을 비롯한 몇 가지의 추기형, 서환형의 DVD-RAM 등이, 재생전용 DVD가 시판되기 이전부터 제안되어 규격화되었으며 미쓰비시전기에서도 그것에 조준을 맞추어 광원이 되는 고출력 반도체레이저의 개발과 제품화를 추진하여 온 것이다. 여기서는 다음에 제시하는 DVD-RAM용 반도체레이저에 대한 요구성능과 이를 실현하기 위한 방법 및 결과에 대하여 기술한다. $\cdot$파장 650nm대에서 30~50mW의 높은 광출력을 얻을 수 있는 활성층의 재료와 구조의 개발 $\cdot$60$^{\circ}C$의 고온에서도 동작전류 증가가 적은 활성층구조의 최적화 $\cdot$고온, 고출력의 장시간 동작에서도 발광부 단면의 열화를 방지 할 수 있는 단면 강화기술의 개발 동사는 이들 기?과 과제에 대하여 검토를 거듭한 결과 DVD-RAM광원에 적합한 고출력 반도체레이저(MLIxx6시리즈)의 제품화를 실현할 수 있었다.
PHE(Process Heat Exchanger) is a key component required to transfer heat energy of $950^{\circ}C$ generated in a VHTR(Very High Temperature Reactor) to the chemical reaction that yields a large quantity of hydrogen. Korea Atomic Energy Research Institute established the gas loop for the performance test of components, which are used in the VHTR, and they manufactured a PHE prototype to be tested in the loop. In this study, as part of the high-temperature structural-integrity evaluation of the PHE prototype, which is scheduled to be tested in the gas loop, we carried out high-temperature structural-analysis modeling, thermal analysis, and thermal expansion analysis of the PHE prototype. The results obtained in this study will be used to design the performance test setup for the PHE prototype.
A PHE (Process Heat Exchanger) is a key component required to transfer heat energy of $950^{\circ}C$ generated in a VHTR (Very High Temperature Reactor) to the chemical reaction that yields a large quantity of hydrogen. A small-scale PHE prototype made of Hastelloy-X is being tested in a small-scale gas loop at Korea Atomic Energy Research Institute. In order to properly evaluate the high-temperature structural integrity of the small-scale PHE prototype, it is very important to impose a proper constraint condition on its structural analysis model. For this effort, we tried to impose several constraint conditions on the structural analysis model and consequently fixed a proper and effective displacement constraints.
A PHE (Process Heat Exchanger) in a nuclear hydrogen system is a key component required to transfer heat energy of $950^{\circ}C$ generated in a VHTR (Very High Temperature gas cooled Reactor) to the chemical reaction that yields a large quantity of hydrogen. A small-scale PHE prototype made of Hastelloy-X is being tested in a small-scale gas loop at Korea Atomic Energy Research Institute. Previous research on the high-temperature structural analysis of the small-scale PHE prototype had been performed only using parent material properties. In this study, high-temperature structural analysis using weld properties in weld zone was performed and the analysis results compared with the previous research.
Very High Temperature Gas Cooled Reactor (VHTR) has been selected as a high energy heat source for nuclear hydrogen generation. The VHTR can produce hydrogen from heat and water by using a thermo-chemical process or from heat, water, and natural gas by steam reformer technology. A co-axial double-tube primary hot gas duct (HGD) is a key component connecting the reactor pressure vessel and the intermediate heat exchanger (IHX) for the VHTR. In this study, a preliminary design analysis for the primary HGD of the nuclear hydrogen system was carried out. These preliminary design activities include a determination of the size, a strength evaluation and an appropriate material selection. The determination of the size was undertaken based on various engineering concepts, such as a constant flow velocity model, a constant flow rate model, a constant hydraulic head model, and finally a heat balanced model.
A PHE (Process Heat Exchanger) is a key component required to transfer heat energy of $950^{\circ}C$ generated in a VHTR (Very High Temperature Reactor) to the chemical reaction that yields a large quantity of hydrogen. A small-scale PHE prototype made of Hastelloy-X is being tested in a small-scale gas loop at Korea Atomic Energy Research Institute. In this study, as a part of the evaluation on the high-temperature structural integrity of the small-scale PHE prototype, we carried out macroscopic high-temperature structural analysis of the small-scale PHE prototype under the gas loop test conditions considering the pipeline stiffness.
이들 기기, 장치는 대부분 철강재가 그 근간을 이루고 있지만, 특히 고온부를 형성하는 부재는 내열용 철강과 합금이다. 강을 모재로 하고 고온에서의 강도유지를 위하여 유용한 소랴의 Cr, Mo 등을 합금시킨 저합금내열강이 1차적으로 사용되어 왔으나 사용조건이 고도화 되면서 이들 합금성분 량이 늘어나 주로 Cr 성분을 증가시킨 고 Cr 페라이트계, 그리고 Ni 성분을 다량으로 첨가한 오스테나이트계 내열강이 제 2차, 제 3차대상이 되어 연구 발전되어 왔다. 그 사용한계는 사용 가스등 환경의 영향과 고온의 크리이프나 피로, 파괴에 대한 저항성등에 크게 좌우되지만, 대개 2.25Cr-1Mo 강의 저합금강에서 $550^{\circ}C$, 9~12% Cr인 페라이트계 내열강에서 $^650{\circ}C$ 까지가 한도이며 그 이상온도에서는 오스테나이트계 내열강이 고려의 대상이 되고 있는 것 같다. 이들 고온부에 사용되는 철강 재료를 중심으로 최근의 동향을 주로 금속학적 입장에서 살펴보기로 한다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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