• Journal of the Korean Institute of Gas
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• v.20 no.6
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• pp.50-57
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• 2016

Pipeline is one of the most abundant components in petrochemical plant. It plays a critical role in transporting fluids. Some pipelines are thermally insulated by wrapping them with insulating materials to prevent the loss of energy. However, when corrosion begins under insulation, it cannot be easily seen without unwrapping the cover, and thus corrossion should be detected using a non-destructive ways such as ultrasound guided wave. In this paper, the piping where the CUI (Corrosion Under Insulation) which occurs in the insulation parts guided waves effectively the optimum condition which is theoretical for selected guided waves phase velocity dispersion curve and wave-structure. The results of this study are expected to be directly utilized for onsite inspection of pipeline's CUI in many petrochemical plants.

• Proceedings of the Korean Society of Propulsion Engineers Conference
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• 2009.11a
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• pp.619-622
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• 2009

INCONEL 718합금은 상온, 고온 및 저온환경에서 기계적 특성이 아주 우수하다. 상온에서의 모재 강도는 약 900MPa이며, 열처리 후 시효경화처리에 의해 강도가 약 1300MPa까지 증가한다. 이러한 INCONEL 718합금의 기계적 특성은 시험결과에서도 유사한 값을 나타내었고, GTAW 용접부의 상온 기계적 특성도 모재보다 우수한 강도를 나타내었다. 또한 저온에서의 기계적 특성은 모든 시험조건에서 상온보다 높은 강도를 나타내었으며, 열처리 모재시편과 용접시편은 1400MPa에 달하는 고강도를 나타내었다. 이러한 결과를 바탕으로 INCONEL 718합금의 저온 기계적 특성이 우수한 것을 증명하였고, 용접성 또한 모재의 특성과 같이 상온 및 저온 특성이 우수한 것을 알 수 있었다. INCONEL 718 합금과 STS 316L의 이종접합의 경우에도 $-100^{\circ}C$환경의 인장강도가 상온보다 300MPa 이상 증가하는 것을 알 수 있었다. 따라서, INCONEL 718합금은 $100^{\circ}C$이하부터 일정온도까지는 기계적 특성이 계속 증가 할 것으로 사료되며, 극저온 고압 상태로 공급되는 산화제 배관 제작에 적합한 소재로 판단된다.

• The Bulletin of The Korean Astronomical Society
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• v.37 no.2
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• pp.152.2-152.2
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• 2012

우주발사체 발사를 위해서는 발사대시스템 개발이 필수적이다. 발사대시스템은 기계설비와 추진제공급설비, 관제설비로 구성되며, 그 중 기계설비는 발사지지대(Launch Pad), 이렉터(Erector), 트랜스포터이렉터(Transport-Erector), 케이블마스트(Cable-mast), 자동체결장치(Auto-coupling Device) 총 다섯 부분으로 나눌 수 있다. 발사지지대는 발사 전까지 발사체를 지지하는 구조물로 발사체의 안전을 보장하고 공급배관 및 통신라인의 경로를 제공한다. 이렉터는 발사준비과정에서 수평으로 이송된 발사체를 2개의 대형 유압실린더를 사용하여 기립시키는 장비로 발사 취소 시 발사체를 수평으로 전환한다. 트랜스포터이렉터는 조립공간에서 조립을 마치고 최종점검이 완료된 발사체를 전용차량을 이용하여 발사대로 이동하고 발사체를 안전하게 잡아준다. 자동체결장치는 지상으로부터 발사체로 연결되는 추진제, 압축가스 등의 연결배관을 자동으로 연결/분리하는 장치이다. 케이블마스트는 우주발사체 상단부의 UCU-E(Umbilical Connectors Unit-Electrical)를 통해서 전기, 고압가스, 고온공기 등을 공급하기 위한 통로로 발사 전까지 발사체시스템과 지상장비와의 통신수단이다. 또한 발사체로 연결되는 라인들을 발사 시에 나오는 후류에 의한 충격으로부터 보호하고, UCU-E가 기계적으로 분리되도록 구성되어 있다. 본 논문은 기존에 적용된 케이블마스트에 대한 구성, 기능 및 운용절차에 관한 것으로, 현재 진행 중인 한국형발사체 개발을 위한 기초 자료조사로 활용하고자 한다.

• Journal of the Korean Society for Nondestructive Testing
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• v.35 no.1
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• pp.46-51
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• 2015

Stainless steel is a popular structural materials for liquid-hydrogen storage containers and piping components for transporting high-temperature fluids because of its superior material properties such as high strength and high corrosion resistance at elevated temperatures. In general, tungsten inert gas (TIG) arc welding is used for bonding stainless steel. However, it is often reported that the thermal fatigue cracks or initial defects in stainless steel after welding decreases the reliability of the material. The objective of this paper is to clarify the characteristics of ultrasonic guided wave propagation in relation to a change in the initial crack length in the welding zone of stainless steel. For this purpose, three specimens with different artificial defects of 5 mm, 10 mm, and 20 mm in stainless steel welds were prepared. By considering the thickness of s stainless steel pipe, special attention was given to both the L(0,1) mode and L(0,2) mode in this study. It was clearly found that the L(0,2) mode was more sensitive to defects than the L(0,1) mode. Based on the results of the L(0,1) and L(0,2) mode analyses, the magnitude ratio of the two modes was more effective than studying each mode when evaluating defects near the welded zone of stainless steel because of its linear relationship with the length of the artificial defect.

• The Journal of the Korea institute of electronic communication sciences
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• v.16 no.2
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• pp.347-354
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• 2021

In the equipment industry such as chemical plants, high temperature, high pressure, and toxic fluids move between various facilities through piping. The movement and damage of pipes due to changes in the surrounding environment such as temperature changes, vibrations, earthquakes, and ground subsidence often lead to major accidents involving personal injury. In order to prevent such an accident, various types of expansion joints are used to absorb and supplement various shocks applied to the pipe to prevent accidents in advance. Therefore, it is very important to measure the deformation of the used expansion joint and predict its lifespan to prevent a major accident. In this paper, the deformation of the expansion joint was understood as a kind of motion, and the change was measured using a Hall Effect Sensor and a 9-Axis Sensor. In addition, we studied a system that can predict the deformation of expansion joints by collecting and analyzing the measured data using a general-purpose microcomputer (Arduino Board) and C language.

• Journal of Ocean Engineering and Technology
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• v.13 no.3 s.33
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• pp.92-99
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• 1999

High temperature and pressure materials in power plant are degraded by creep damage, if they are exposed to constant loads for long times, which occurs in load bearing structures of pressurized components operationg at elevated temperatures. Many conventional measurement techniques such as replica method, electric resistance method, and hardness test method for measuring creep damgage have been used. So far, the replica method is mainly used for the inspection of high temperature and pressure components. This technique is, however, restricted to applications at the surface of the testpieces and cannot be used to material inside. In this paper, ultrasonic evaluation for the detection of creep damage in the form of cavaties on grain boundaries or intergranular microcracks were carried out. And the absolute measuring method of quantitative ultrasonic velocity technique for Cr-Mo material degradation was analyzed. As a result of ultrasonic tests for crept for specimens, we founded that the sound velocity was decreased as increase of creep life fraction(${phi}c$) and also, confirmed that hardness was decreased as increase of creep life fraction(${phi}c$).

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
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• v.35 no.6
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• pp.609-617
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• 2011

There is a trend towards the progressive use of higher operating temperatures and stresses to achieve improved efficiencies in power-generation equipment. It is important to perform the crack assessment under hightemperature and high-pressure conditions. The C(t)-integral is a key parameter in crack assessment for transient creep states. The estimation of the C(t)-integral is complex when considering the mechanical and thermal loads simultaneously. In this paper, we study estimation of C(t)-integral under combined mechanical and thermal load depending on loading conditions.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05a
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• pp.525-530
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• 1995

최적 열수력 전산 코드인 CATHARE2 Vl.3u 코드를 이용하여 영광 3/4호기 midloop 운전중 잔열제거(RHR) 기능 상실사고를 해석하였다. 본 연구의 주된 목적은 사고시 계통에서 발생하는 열수력 현상의 이해 향상 및 증기발생기 열제거 능력 평가에 있다. 사고 복구 절차 관점에서 노심 비등, 노출 시점 및 계통압력 등이 중요한 인자이다. 본 계산 수행시 사용한 가정은 다음과 같다. 가) 초기 계통 수위는 고온관 중간에 위치하며 그 윗 부분은 질소 가스로 차 있다. 나) 3/4 인치 크기의 방출 밸브가 원자로 용기 상부 및 가압기 상부에 각각 설치되어 있으며, RHR 흡입구에 수위지시계가 설치되어 있다. 다) 증기발생기의 이차측은 U-튜브가 잠기도록 물로 차있다. 라) 두 증기발생기의 대기 방출 밸브(ADV)는 항상 열려 있어 사고시 이차측 압력을 대기압으로 유지하기에 충분하다. 사고는 원자로 정지 2일 후 발생하였다고 가정한다. 이와 같은 조건하에서 사고시 주된 계통 열제거 수단은 증기발생기 U-튜브내의 응축 작용이며 이는 전체 열제거량의 94%로 나타났다. 노심 비등 시점온 사고후∼300초 이후이며, 계통압력은 10,800초 이후에 최고 압력인 0.25MPa에 도달한 후 그 값을 계속 유지하고 있다. RHR 배관에 연결된 수위지 시계를 통해 10,200초 이후부터 냉각수가 방출되었다. 2개의 방출밸브 및 수위지시계를 통하여 방출된 유량에 근거하여 원자로 용기 냉각재 수위가 고온관 바닦까지 낮아지는 시점을 계산하면 사고 약 6.4 시간 이후가 된다.

• Proceedings of the Korean Society of Propulsion Engineers Conference
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• 2010.05a
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• pp.165-169
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• 2010

Liquid Rocket Engine is generally composed of extremely low and high temperature field. So that the component works properly including the electric component, the heat insulator should be applied appropriately. There are three steps. First, the heat source components should be defined and temperature field analyzed. Second, the heat transfer of pipes between the heat sources should be analyzed. Third, the components and pipes before and after applying the heat insulator should be analyzed. Finally, the optimized heat insulator depth can be calculated. In this paper, the procedure of this steps is established and investigated.

• Proceedings of the Korean Institute of Surface Engineering Conference
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• 1998.05a
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• pp.22-22
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• 1998

304 는 BWR(boiling water reactor)의 reactor 구조용 재료로 사용되고 있고, 합금 600 은 PWR(pressurized water reator) 의 증기 발생기 세관으로 쓰이고 있으며 모두 약 $280{\;}^{\circ}C$ 이상 의 원자로 냉각수에 노출되어 있다. 원자로 냉각수 분위기에서 두 합금의 공통적인 특정은 입계응력부식균열(IGSCC)에 민감한것과 IGSCC가 예민화(sensitization)와 관련이 있는 것이 다. 두 합금에서 일어나는 IGSCC는 원자력발전소의 부식피해중 가장 빈도가 높고 발생시 방사능 누출로 인하여 원전의 신뢰성을 저하시키고, 가동중단으로 인한 경제적 손실을 초 래하여 지난 20 년 동안 가장 심도있게 연구된 주제다. 304 은 크롬 탄화물의 업계 석출로 언하여 예민화된경우 IGSCC 에 민감한 반면 600 은 예민화된 경우 뿐만 아니라 용체화처리된 상태에서도 IGSCC에 민감하다. 오히려 600은 용 체화처리 후 700 C에서 15~20시간 시효처리를 하여 크롬탄화물을 업계에 석출 시커었을 때 IGSCC 저항성이 향상된다. 두 합금의 IGSCC 특정 중 큰 차이는 304는 임계균열전위 ( (critical cracking potential) 이 존재하여 부식전위(corrosion potential) 가 엄계균열전위보다 낮 은 경우 IGSCC 가 일어나지 않지만 그 반대인 경우 IGSCC 에 민감하게된다. 반면에 600 은 뚜렷한 임계균열전위가 존재하지 않고 양극 분극(anodic polarization) 뿐만 아니라 음극분극 시에도 IGSCC 가 일어난다. 이련 이유로 600의 IGSCC 가구로 피막파괴-양극용해(film rupture-anodic dissolution)외에 수소취성(hydrogen embrittlement)기구도 제안되고 었다. 원전의 냉각수는 고 순도의 물이지만 수 처리 과정과 웅축기 배관의 누수로 인한 산소, $Cu^{2+},{\;}S_xO_6{\;}^{2-}(x=3~6)$ 등이 유입되어 오염되는데 이려한 오염물질들이 수 ppm정도 소량 포함된 경우 응 력부식민감도는 상당히 증가된다. 산성분위기 흑은 산소, $Cu^{2+}$, 등이 소량 포합된 산화성 분위기 그리고 sufur oxyanion 에 오염된 고온의 물에서 600 의 IGSCC 민감도는 예민화도가 증가할 수록 민감하여 304 의 IGSCC 와 매우 유사한 거동을 보인다. 본 강연에서는 304 와 600 의 고온 물에서 일어나는 IGSCC 민감도에 미치는 환경, 예민화처리, 합금원소의 영향을 고찰하고 이에 대한 최근의 연구 동향과 방식 방법을 다룬다.