• 한국추진공학회:학술대회논문집
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• 한국추진공학회 2017년도 제48회 춘계학술대회논문집
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• pp.207-212
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• 2017

우리나라 민간 소형 비행기 동력장치의 감항기준은 KAS Part 23(소형 비행기)과 Part 33(엔진)에서 규정하고 있다. 이 기준은 미연방항공청(FAA)의 FAR Part 23 및 Part 33과 유럽항공안전청(EASA)의 CS-23 및 CS-E와 동등한 체계를 갖는다. FAA와 EASA는 소형 비행기의 감항기준을 전면 개정하였다. 설계 방식과 적합성 입증방법을 지정한 규범적 규정에서 안전한 성능을 달성하도록 목표를 지정하는 성능기반형 규정으로 전환한 것이다. 이러한 개념적 전환에 따라 동력장치 감항기준 또한 기존의 요건에서 대폭 변경되었다. 이에 따라 FAA의 동력장치 인증요건 개정 사항을 살펴보고 우리나라의 감항기준 개정 방향을 고찰하였다.

• 한국추진공학회지
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• 제22권3호
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• pp.128-133
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• 2018

국내 민간 소형 비행기 동력장치의 감항기준은 KAS Part 23 "감항분류가 보통(N), 실용(U), 곡기(A), 커뮤터(C)류인 비행기에 대한 기술기준"과 Part 33 엔진에서 규정하고 있다. 이 기준은 미연방항공청(FAA)의 FAR Part 23 및 Part 33과 유럽항공안전청(EASA)의 CS-23 및 CS-E와 동등한 체계를 갖고 있다. FAA(2016.12.12.)와 EASA(2017.3.29.)는 소형 비행기의 감항기준을 개정하였다. 설계 방식과 적합성 입증방법을 지정한 '규범적 규정'에서 안전한 성능을 달성하도록 목표를 지정하는 '성능기반 규정'으로 전환한 것이다. 이러한 개념 전환에 따라 동력장치 감항기준 또한 대폭 변경되었다. 이에 따른 FAA의 동력장치 인증요건 개정 사항을 살펴보고 국내 감항기준 개정 방향을 고찰하였다.

• 한국수자원학회:학술대회논문집
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• 한국수자원학회 2005년도 학술발표회(1)
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• pp.482-484
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• 2005

• 한국소음진동공학회:학술대회논문집
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• 한국소음진동공학회 2008년도 추계학술대회논문집
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• pp.264-269
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• 2008

This paper presents the summary of control of abnormal vibration found in the COP motors of a nuclear power plant. All six identical units of COP pump-motor assemblies showed unstable vibration pattern of which one or two showed higher vibration enough to exceed the allowable level from the installation stage. Many trials of test, measurement, overhaul and replacement had been repeated to investigate and solve the problem but only to reach unsatisfactory settlement. Recently several times of site tests are made and followed by significant diagnostic actions in which the authors group participated. It was found that the coupled shafting system of motor and pump is in close resonance with the $1^{st}$ shaft rotating speed. Redesign of topside motor bearing clearance is made to increase bearing stiffness and hence to avoid the resonance which consequently led to reduce the troubled vibration to allowable and stable status.

• 한국소음진동공학회논문집
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• 제12권4호
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• pp.261-271
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• 2002

The fluid-elastic instability analysis of the U-tube bundle inside the steam generator is very important not only for detailed design stage of the SG but also for the change of operating condition of the nuclear powerplant. However the calculation procedure for the fluid-elastic instability was so complicated that the consolidated computer program has not been developed until now. In this study, the numerical calculation procedure and the computer program to obtain the stability ratio were developed. The thermal-hydraulic data in the region of secondary side of steam generator was obtained from executing the ATHOS3 code. The distribution of the fluid density can be calculated by using the void fraction, enthalpy, and operating pressure. The effective mass distribution along the U-tube was required to calculate natural frequency and dynamic mode shape using the ANSYS ver. 5.6 code. Finally, stability ratios for selected tubes of the CE type steam generator were computed. We considered the YGN 3.4 nuclear powerplant as the model plant, and stability ratios were investigated at the flow exit region of the U-tube. From our results, stability ratios at the central and the outside region of the tube bundle are much higher than those of other region.

• 대한전기학회:학술대회논문집
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• 대한전기학회 2008년도 추계학술대회 논문집 전력기술부문
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• pp.469-471
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• 2008

본 논문에서는 최근 급격히 증가하는 태양광산업에 대해, 전력시장에 등록된 200kW 초과 대용량 태양광발전소를 대상으로 기간별 증감추이 및 지역별 현황을 파악하고, 발전소 위치 및 이용률 분석을 통해 일조량과 바람 등이 태양광발전에 미치는 영향을 확인해 보고자 한다.

• 대한전기학회:학술대회논문집
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• 대한전기학회 2000년도 하계학술대회 논문집 D
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• pp.2443-2445
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• 2000

In this paper, the Intergrated SCADA is used to computer systems designed to perform the following functions for power plant. - to collect data from industrial plant devices or transducers - to process and perform calculations on the collected data - to present collected and derived data on displays on MMI - to accept commands entered by human operators and act on them such as sending control commands to plant devices. This system is characterised by open architectured that is based on the internationally recognized industrial standard for industrial automation control language, the IEC 1131-3

• 항공우주시스템공학회지
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• 제17권4호
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• pp.95-103
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• 2023

항공기 엔진부품 수리는 항공기 산업 계층구조 중 맨 하위 단에 속하는 분야로서, 상위 단에 속하는 항공기 제작이나 정비와 비교하면 연구에서 소외된 면이 있으나, 2019년 대한항공 엔진정비공장에서 엔진부품 수리를 위해 외국에 지불한 비용이 $1.3억에 달할 정도로 큰 비중을 차지하고 있어 국산화의 필요성이 큰 산업 분야이다. 엔진 부품수리 국산화 목표 달성을 위해서는 수리기술 개발을 기반으로, 엔진제작사와의 계약관계의 조율, 엔진제작사나 외국 수리업체의 의존으로부터 탈피 등 여러 조건이 있으나, 독자적인 수리를 할 수 있는 인증체계의 확보 역시 필요하다. 이 연구의 목적은 이와 같은 인증체계의 확보에 대한 필요성을 제시함으로써, 실질적으로 인증체계를 확보하고자 노력하는 후속 연구에 토대가 되고자 한다.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2007년도 춘계학술대회B
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• pp.3259-3263
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• 2007

This paper describes the proceedings of creating countermeasures after analysis and maintenance be able to conduct operation safely in a power plant. in order to operate the power plant in a stable and reliable way, the best condition of the govemor system can be maintained through the response characteristic analysis of the control device for the pitch blade control hydraulic actuator. The fan pitch blade control hydraulic actuator of a 500MW large-scale boiler is frequently operated under normal operation conditions. Common problems or malfunctions of the pitch blade control hydraulic actuators leads to the decline of boiler thermal efficiency and unexpected power plant trip. The inlet and outlet gas can be controlled by using the fan pitch blade control hydraulic actuator in order to regulate the internal pressure of the furnace and control the frequency in the power plant facility which utilizes soft coals as a power source.

• Computers and Concrete
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• 제12권5호
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• pp.627-650
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• 2013

This paper deals with application of a non-linear continuum model for reinforced concrete affected by alkali-aggregate reaction (AAR) to analysis of some nuclear structures. The macroscopic behaviour of the material affected by AAR is described by incorporating a homogenization/averaging procedure. The formulation addresses the main stages of the deformation process, i.e., a homogeneous deformation mode as well as that involving localized deformation, associated with formation of macrocracks. The formulation is applied to examine the mechanical behaviour of some reinforced concrete structures in nuclear power facilities located in Quebec (Canada). First, a containment structure is analyzed subjected to 45 years of continuing AAR. Later, an inelastic analysis is carried out for the spent fuel pool taking into account the interaction with the adjacent jointed rock mass foundation. In the latter case, the structure is said to be subjected to continuing AAR that is followed by a seismic event.