• Proceedings of the Korean Vacuum Society Conference
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• 2010.02a
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• pp.335-335
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• 2010

한국표준과학연구원 진공센터에서는 국제규격에 바탕을 둔 저진공펌프 종합특성평가시스템을 구축하여 $1100mbar\;{\sim}\;10^{-3}mbar$ 압력 영역에서의 저진공펌프(roots, dry 등)류의 종합특성평가를 시행하고 있다. 저진공펌프 종합특성평가시스템은 국제적 절차에 따른 신뢰성을 바탕으로 구축하고 있으나, 한국표준과학연구원 진공센터 뿐만 아니라, 국내에서도 고진공 종합특성평가 시스템을 구축 하고 있지 않다. 이에 반도체/디스플레이 등 첨단 공정에서 진공 환경을 조성하는 핵심장비인 고진공펌프의 종합특성평가시스템을 개발하고자 터보펌프(TMP) 1000L/s 급의 database를 구축 하였다. 터보펌프(TMP)는 throughput method와 orifice method 두 가지 방법을 병행하여 pumping speed 측정한다. orifice method는 일종의 미세유량 측정 장치이며, 실험값과 계산값 유량의 오차 범위가 작고 신뢰성을 확보하면 throughput method 만으로 측정할 수 있다. Througput method는 $10^{-6}mbar$ 압력 이상의 영역을 측정하며, ultimate pressure 및 $150^{\circ}C$의 bake-out 을 진행하여 base pressure을 측정 할 수 있으며, $10^{-6}mbar$ 압력 이상의 pumping speed를 측정 할 수 있다. 이에 따른 정압형 유량시스템을 개발 중에 있으며, inlet pressure와 outlet pressure를 이용한 compression ratio를 측정 한다. Orifice method는 ultimate pressure와 base pressure을 측정하며, leak valve를 이용한 컨덕턴스(C)로 pressure ratio을 이용하여 유량값을 계산하며, $10^{-6}mbar$ 압력 이하의 pumping speed를 측정할 수 있다. 또한 throughput method와 orifice method의 pumping speed 뿐만 아니라 소비전력 및 소음, 진동, 온도 등 특성평가 관련 사항들의 전반적인 사항을 평가하여 터보펌프(TMP) 1000L/s 급의 database를 구축한다. 향후 예비 실험을 통한 고진공펌프의 종합특성평가시스템을 완비해 나가며, 고진공펌프 종합 특성평가시스템을 통하여 국제적으로 공인받을 수 있는 평가기준을 확립하고 그 기준에 의한 진공/기계적 성능의 전방위적인 종합특성진단과 공정대응성 평가 등 국제적 기술 신뢰성을 확보하고자 한다.

• Transactions of the Korean Society for Noise and Vibration Engineering
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• v.21 no.1
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• pp.47-55
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• 2011

Reactor vessel internals comprehensive vibration assessment program(RVI CVAP) is one of the necessary tests to ensure the safety of nuclear power plants. RVI CVAP of U.S. nuclear regulatory commission regulatory guide 1.20(U.S. NRC R.G. 1.20) consists of the analysis, measurement and inspection. One of the core technologies of the measurement program for RVI CVAP is to select suitable sensors because the measurement is conducted during the critical path of the construction period of nuclear power plants. Therefore, we analyzed RVI thermal-hydraulic and structure design data of Palo Verde nuclear power plant(U.S.), Yonggwang nuclear power plant(Korea) and APR1400 and researched measuring sensors used in them; moreover, we investigated sensors used for measurement of RVI CVAP for the last 20 years throughout the world. Based on these results, we selected suitable measuring sensors for RVI CVAP in advanced power reactor 1400(APR1400).

• Proceedings of the Korean Society for Noise and Vibration Engineering Conference
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• 2012.04a
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• pp.907-910
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• 2012

Since the inner barrel assembly of the Advanced Power Reactor 1400 reactor vessel is a new design feature introduced instead of CEA(control element assembly) shroud assembly, the inner barrel assembly can be a significant object of structural integrity assessment. This paper covers the structural responses of top plate, which is a component of the inner barrel assembly, against the deterministic hydraulic load induced by pump pulsation and the random hydraulic load induced by turbulence of coolant. The top plate responds to the deterministic hydraulic load more than to the random hydraulic load and shows enough structural integrity. The results of this paper will be important basis for the selection of instruments and measurement location.

• Proceedings of the Korean Society for Noise and Vibration Engineering Conference
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• 2012.10a
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• pp.306-311
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• 2012

A reactor vessel internals comprehensive vibration assessment program (RVI CVAP) of an advanced power reactor 1400 (APR1400) is being performed as a non-prototype category-2 type of reactor based on the US Nuclear Regulatory Commission Regulatory Guide (NRC RG) 1.20. The aim of this paper is to present the results of structural response analysis and measuring locations of a upper guide structure (UGS) assembly of the APR1400 reactor. The analysis results of the UGS assembly results show that meet the specified integrity levels of the design acceptance criteria. Also, the measuring locations are set by the analysis results of the UGS assembly and selection criteria of measuring locations prior to this study. These analysis results and measuring locations will be used as fundamental materials to design a measurement system for the APR1400 RVI CVAP.

• Proceedings of the Korean Society for Noise and Vibration Engineering Conference
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• 2014.10a
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• pp.99-101
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• 2014

A Comprehensive Vibration Assessment Program (CVAP) for steam generator internals (SGI) of Advanced Power Reactor 1400 (APR1400) is being performed in accordance with the United States Nuclear Regulatory Commission (U.S. NRC) Regulatory Guide 1.20 (RG 1.20) revision 3. This paper studies the vibration characteristics of moisture separator assembly as part of the vibration and stress analysis program for APR1400 SGI CVAP. The natural frequencies, mode shapes, and structural behavior of moisture separator assembly were investigated through modal analysis using finite element method and experimental measurement. Since the moisture separator consists of several items with complicated shape, an idealized shell model was used in the finite element analysis. Group of local modes caused by moisture separators and significant modes of shroud and separator support plate were identified. The results of this paper are to be utilized in the structural response analysis of moisture separator assembly.

• Proceedings of the Korean Society for Noise and Vibration Engineering Conference
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• 1996.04a
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• pp.215-220
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• 1996

원자력발전소의 주증기관은 증기발생기와 터빈을 연결하는 주요 계통으로서 여기서 발생하는 배관진동은 주요기기의 연결부, 밸브, 배관지지물과 건물 등에 복합적인 반복하중을 가하여 관련 지지물 및 구조물에 열화현상을 발생시켜 발전소의 안전운전에 심각한 영향을 초래할 가능성을 항상 내포하고 있다. 그럼에도 불구하고 배관진동 대책은 대부분 지지물을 추가로 설치하여 진동준위만 낮추고 있는 실정이다. 따라서 구체적인 배관진동의 예측, 측정 및 평가, 감쇠방안에 이르는 종합적이고 체계적인 연구가 요구되고 있다. 본 연구에서는 지지물의 열화현상 및 부분적인 파손으로 진동준위가 높아진 것으로 추정되는 원자력발전소 주증기관의 진동특성 및 요인을 분석하여 진동감쇠 방안을 도출하고 검증함으로써 배관 및 주변 구조물의 건전성을 확보하고 설비의 신뢰성을 확보하고자 하였다. 이를 위하여 주증기관을 모델링하여 해석하였으며, 발전소의 기동 및 정상운전시의 진동준위를 측정하였다. 또한 발전소의 정진기간중 일부 배관계에 대한 실험적 모우드 해석을 수행하였다. 여러가지 진동감쇠 방안을 검토하여 탄성지지 및 에너지 흡수효과를 동시에 발휘할 수 있는 특수 지지물(WEAR$_{TM}$)을 설치하는 방안을 도출하였으며, 현장에 설치한 후 배관의 진동상태를 확인함으로서 효과적인 방안임을 검증하였다.

• Proceedings of the Korean Vacuum Society Conference
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• 2013.02a
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• pp.248-248
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• 2013

저소음, 저진동이 장점인 맥동관형 냉동기 및 이를 이용한 크라이오 펌프를 국산화하는 연구개발사업이 상당히 진전되어 첫 번째 시제품을 완성했다. 3개월 여에 걸쳐 냉동기 냉동능력, 진동 및 펌프 냉각시간을 포함해서 질소, 수소 또는 알고에 대한 펌프 배기속도, 배기용량, 최대유량, 교차값, 알곤회복시간 등 규격, 비규격을 통틀어 모든 평가항목을 망라하는 펌프 배기 성능시험을 완료했다. 성능평가결과에 나타난 시제품의 장단점을 분석하여 보완 및 개선점을 찾고 이를 완제품 제작에 반영하려고 한다. 내경 14인치인 크라이오 펌프 시제품의 질소 배기속도는 목표치를 30% 정도 상화하여 4,600 L/s가 나왔고 배기용량은 약 45만 $mbar{\cdot}L$에 달했으며 교차값은 2,200 $mbar{\cdot}L$로 측정되었다. $5{\times}10^{-8}$ mbar 기준 알곤 회복시간은 2분 정도로 5분 이내라는 기준을 만족했다. 한편 20 K까지 펌프 냉각시간이 135분이므로 15분 이상 단축이 필요한데 이는 열차폐 특히 배플의 열적설계를 개선함으로써해결하려고 한다. 그리고 수소에 대한 배기성능 개선을 위해 활성탄 어레이의 제작공정을 표준화할 필요가 있다.

• Proceedings of the Korean Society for Agricultural Machinery Conference
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• 2002.02a
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• pp.104-110
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• 2002

본 연구는 보행형 관리기의 손으로 전달되는 진동특성을 실험적으로 해석하고 평가하며 방진 방안을 제시할 목적으로 수행되었다. 관리기의 작업기 중에서 설문을 통해 사용 빈도가 높은 3개의 작업기(중경로터리, 중경제초기, 구굴기)를 선정하였고 각 작업기별 진동수준을 측정하였다. 진동 방지 방안에 대해서는 4개의 방진 장치(고무 패드, 방진 장갑, 핸들 방진 장치, 엔진 마운트)를 선정하여 각 방진 장치별 진동수준을 측정하였다. 방진 장치의 성능을 정확하게 비교하기 위해 진동의 측정은 진동수준이 가장 높은 구굴기에서 수행되었다. 실험결과에 의하면 관리기 작업이 작업자의 인체에 해를 끼칠 위험이 매우 크지만 이 결과는 작업자가 매일 3시간씩 관리기를 사용할 경우를 기준으로 설정한 값이기 때문에 실제로 관리기 사용일수가 많지 알은 대부분의 우리나라 사용자들에게 적용하는데는 한계가 있음을 밝힌다. 그렇다 하더라도 관리기의 주 사용자는 보행형 관리기 뿐만 아니라 보행형 경운기나 보행형 이앙기 등의 손으로 전달되는 진동이 심한 기계를 함께 사용하는 경우가 많음을 고려하면 방진 장치를 개발하거나 진동수준이 낮은 농작업기계를 개발하여 작업환경을 개선하는 조치가 필요하다고 생각한다. 그러므로 농작업기계에 대한 진동수준에 대한 종합적인 연구와 그에 대한 대책 마련이 지속적으로 수행되어야 할 것이다.

• Proceedings of the Korean Society for Noise and Vibration Engineering Conference
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• 2012.04a
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• pp.734-738
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• 2012

A comprehensive vibration assessment program for the Advanced Power Reactor 1400 reactor vessel internals is established in accordance with the United States Nuclear Regulatory Commission Regulatory Guide 1.20 Revision 3. This paper is related to instruments and measurement locations based on the vibration and stress response analysis results at the inner barrel assembly top plate in the reactor. The analysis results of the inner barrel assembly top plate in the reactor show that the deterministic stress and deformation due to the reactor coolant pump induced pressure pulsations are larger than the random stress and deformation induced by the flow turbulence. The selection of the instruments and measurement locations at Inner barrel assembly top plate in the reactor is essential requirements and very important study process for the vibration and stress measurement program in comprehensive vibration assessment program for the Advanced Power Reactor 1400 reactor vessel internals.

• Transactions of the Korean Society for Noise and Vibration Engineering
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• v.22 no.5
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• pp.474-479
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• 2012

A comprehensive vibration assessment program for the advanced power reactor 1400(APR1400) reactor vessel internals is established in accordance with the united states nuclear regulatory commission regulatory guide 1.20 revision 3. This paper is related to instruments and measurement locations based on the vibration and stress response analysis results of the inner barrel assembly top plate in APR1400. The analysis results of the inner barrel assembly top plate in the reactor show that the deterministic stress and deformation due to the reactor coolant pump induced pressure pulsations are larger than the random stress and deformation induced by the flow turbulence. The selection of the instruments and measurement locations at inner barrel assembly top plate in the reactor is essential requirements and very important study process for the vibration and stress measurement program in comprehensive vibration assessment program for APR1400 reactor vessel internals.