Transactions of the Korean Society of Automotive Engineers
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v.15
no.3
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pp.133-140
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2007
The purpose of this study was to evaluate the effects of gasoline fuel to the LPI engine. Firing test bench was used in order to assess the effect on gasoline-injected LPI engine. Gasoline fuel was supplied into the reverse direction(3-4-2-1 cylinder) at 3.0 bar with commercial gasoline fuel pump. Engine test was performed using the firing test mode at end of line. The deviations of excess air ratio of each cylinder and maximum combustion pressure using gasoline fuel were within 0.1 and $1{\sim}2\;bar$. Engine start time was measured with changing coolant temperature at $20^{\circ}C,\;40^{\circ}C,\;80^{\circ}C$, respectively. Residual gasoline volume in the fuel line was measured about 32 cc after firing test and it was less than 2 cc within 10 seconds purging. To simulate the end of line, the residual gasoline in the fuel line was purged during 5 and 10 seconds. Start time of LPI engine with LPG fuel were 0.61 and 0.58 seconds. This work showed that severe problems such as misfiring and liner scuffing were not occurred applying gasoline fuel to LPI engine.
Since the start of the KSTAR (Korea Superconducting Tokamak Advanced Research) project, Instrumentation and Control (I&C) of the Neutral Beam Test Facility (NB-TF) has been striving to answer diverse requests arising from various facets during the project's development and construction phases. Hard-wired electrical circuits have been designed, tested, fabricated, and finally installed to the relevant parts of the system. In relation to the vacuum system I&C, controlling functions for the rotary pumps, a Roots pump, two turbomolecular pumps, and four cryosorption pumps have been constructed. I&C for the ion source operation are the temperature and flow rate signal monitoring, Langmuir probe signal measurements, gradient grid current measurements, and arc detector circuit. For the huge power system to be monitored or safely operated, many temperature measurement functions have also been implemented for the beam line components like the neutralizer, bending magnet, ion dump, and calorimeter. Nearly all of the control and probe signals between the NB test stand and the control room were made to be transmitted through the optical cables. Failures of coolant flow or beam line vacuum pressure were made to be safely blocked from influencing the system by an appropriate interlock circuit that will shut down the extraction voltage application to the system or prevent damages to the vacuum components. Preliminary estimation of the beam power through the calorimetric measurement shows that 87.9% of the total power of the 60kV/18A beam with 200 seconds duration is absorbed by the calorimeter surface. Most of these I&C results would be highly appropriate for the construction of the main NBI facility for the KSTAR national fusion research project.
In a sudden shutdown of primary pump or coolant loss accident in a marine nuclear power plant, the primary flow decreases rapidly in a transition process from forced circulation (FC) to natural circulation (NC), and the lower flow enters the steam generator (SG) causing reverse flow in the U-tube. This can significantly compromise the safety of nuclear power plants. Based on the marine natural circulation steam generator (NCSG), an experimental loop is constructed to study the characteristics of reverse flow under middle-temperature and middle-pressure conditions. The transition from FC to NC is simulated experimentally, and the characteristics of SG reverse flow are studied. On this basis, the experimental loop is numerically modeled using RELAP5/MOD3.3 code for system analysis, and the accuracy of the model is verified according to the experimental data. The influence of the flow variation rate on the reverse flow phenomenon and flow distribution is investigated. The experimental and numerical results show that in comparison with the case of adjusting the mass flow discontinuously, the number of reverse flow tubes increases significantly during the transition from FC to NC, and the reverse flow has a more severe impact on the operating characteristics of the SG. With the increase of flow variation rate, the reverse flow is less likely to occur. The mass flow in the reverse flow U-tubes increases at first and then decreases. When the system is approximately stable, the reverse flow is slightly lower than obverse flow in the same U-tube, while the flow in the obverse flow U-tube increases.
As the result of the rapid development of IT technology, an on-line diagnostic system using the field bus communication network coupled with a smart sensor module will be widely used at the nuclear power plant in the near future. The smart sensor system is very useful for the prompt understanding of abnormal state of the key equipments installed in the nuclear power plant. In this paper, it is assumed that a smart sensor system based on the fieldbus communication network for the surveillance and diagnostics of safety-critical equipments will be installed in the harsh-environment of the nuclear power plant. It means that the key components of fieldbus communication system including microprocessor, FPGA, and ASIC devices, are to be installed in the RPV (reactor pressure vessel) and the RCS (reactor coolant system) area, which is the area of a high dose-rate gamma irradiation fields. Gamma radiation constraints for the DBA (design basis accident) qualification of the RTD sensor installed in the harsh environment of nuclear power plant, are typically on the order of 4 kGy/h. In order to use a field bus communication network as an ad-hoc diagnostics sensor network in the vicinity of the RCS pump area of the nuclear power plant, the robust survivability of IT-based micro-electronic components in such intense gamma-radiation fields therefore should be verified. An intelligent CCD camera system, which are composed of advanced micro-electronics devices based on IT technology, have been gamma irradiated at the dose rate of about 4.2kGy/h during an hour UP to a total dose of 4kGy. The degradation performance of the gamma irradiated CCD camera system is explained.
Silicon nitride ($Si_3N_4$) ceramics have been considered for various components of nuclear power plants such as the mechanical seal of a reactor coolant pump (RCP), the guide roller for a control rod drive mechanism (CRDM), and a seal support, etc. Corrosion behavior of $Si_3N_4$ ceramics in a high-temperature and high-pressure water must be elucidated before they can be considered as components for nuclear power plants. In this study, the corrosion behaviors of $Si_3N_4$ ceramics containing MgO and $Al_2O_3$ as sintering aids were investigated at a hydrothermal condition ($300^{\circ}C$, 9.0 MPa) in pure water and 35 ppm LiOH solution. The corrosion reactions were controlled by a diffusion of the reactive species and/or products through the corroded layer. The grain-boundary phase was preferentially corroded in pure water whereas the $Si_3N_4$ grain seemed to be corroded at a similar rate to the grain-boundary phase in LiOH solution. Flexural strengths of the $Si_3N_4$ ceramics were significantly degraded due to the corrosion reaction. Results of this study imply that a variation of the sintering aids and/or a control (e.g., crystallization) of the grain-boundary phase are necessary to increase the corrosion resistance of $Si_3N_4$ ceramics in a high-temperature water.
Transactions of the Korean Society for Noise and Vibration Engineering
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v.25
no.9
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pp.599-605
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2015
The revised U.S. Nuclear Regulatory Commission(NRC), Regulatory Guide(RG) 1.20, rev.3 requires the evaluation of the potential adverse effects from pressure fluctuations and vibrations on piping and components for the reactor coolant, steam, feedwater, and condensate systems. Detailed vibration analyses for the systems attached to the steam generator are very difficult, because these piping systems are very complicated. This paper suggests a screening method for the flow-induced vibration of acoustic resonances and pump-induced vibration of the piping systems attached to the steam generator in order to conduct the APR1400 comprehensive vibration assessment program. This paper seeks to address the areas such as potential vibration sources, and methods to prevent the occurrence of acoustic resonances and pump-induced vibration of piping systems attached to the steam generator, for conducting the APR1400 comprehensive vibration assessment program. The screening method in this paper will be used to estimate the flow-induced vibration of the piping systems attached to the steam generator for the APR1400.
Lee, Minseog;Baek, Seungdong;Sung, Taehong;Kim, Hyun Dong;Chae, Jung Min;Cho, Young Ah;Kim, Hyoungtae;Kim, Kyung Chun
Journal of the Korean Institute of Gas
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v.20
no.6
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pp.65-72
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2016
ORC system was designed and constructed for utilizing the heat of the exhaust gas and coolant released from the gas engine which was modified to use natural gas as a fuel. In this paper the components of the ORC system were designed and manufactured based on measured data of the gas engine. The components are composed of two plate heat exchanger, the 5kW-class expander and multi stage centrifugal pump. The thermodynamic performance of the ORC system was analyzed by using the electric heater. Also, the developed ORC system was implemented to modified natural gas engine. Two gas engines were used to supply heat to the ORC system. As a result of test bench, when the heat source temperature is $110^{\circ}C$ expander shaft power, the pressure ratio and cycle efficiency is 5.22kW, 7.41, 9.09%. As a result of field test, when the heat source temperature is $86^{\circ}C$ expander shaft power, the pressure ratio and cycle efficiency is 2kW, 3.75, 6.45%.
Journal of the Korea Academia-Industrial cooperation Society
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v.18
no.4
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pp.15-20
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2017
Currently, residential air conditioners operate as a heat pump during winter. In this case, the outdoor heat exchanger acts as an evaporator obtaining heat from cold air. On the other hand, it acts as a condenser during summer transferring heat to hot air. The outdoor temperature changes significantly from high to low. Generally, the air-side j and f factors are obtained at a standard outdoor temperature. Therefore, the applicability of the j and f factors under different outdoor conditions needs to be checked. In this study, tests were conducted for a two-row louver finned heat exchanger changing the outdoor temperature to subzero. The effects of the tube-side brine flow rate were also checked. The results showed that air-side j and f factors were essentially constant and independent of the outdoor temperature, suggesting that an extension of j and f factors obtained under standard conditions to a low outdoor temperature is acceptable. All j and f factors agreed within 9% and 3%, respectively. Tests were also conducted by changing the coolant flow rate. Both the j and f factors did not change according to the flow rate, suggesting that the tube-side heat transfer correlation is acceptable.
Journal of the Korea Academia-Industrial cooperation Society
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v.20
no.1
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pp.464-469
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2019
A remote monitoring panel and control system was developed to control various valves and access control chambers, including gas shutoff valves used in CBR(Chemical, Biological and Radiological) facilities. The remote monitoring panel consisted of a main panel installed in the NBC (Nuclear, Biological and Chemical) control room and auxiliary panel installed in the clean room, and the size was divided into pure control and control including CCTV. This system can be monitored and controlled remotely according to the situation where an explosion door and gas barrier door can occur during war and during normal times. This system is divided into normal mode and war mode. In particular, it periodically senses the operation status of various valves, sensors, and filters in the CBR facilities to determine if each apparatus and equipment is in normal operation, and remotely alerts situation workers when repair or replacement is necessary. Damage due to the abnormal operation of each device in the situation can be prevented. This enables control of the blower, supply and exhaust damper, emergency generator, and coolant pump according to the state of shutoff valve and positive pressure valve in the occurrence of NBC, and prevents damage caused by abrupt inflow of conventional weapons and nuclear explosions.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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