• 대한용접접합학회:학술대회논문집
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• 대한용접접합학회 1999년도 특별강연 및 춘계학술발표대회 개요집
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• pp.28-31
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• 1999

• 대한기계학회논문집B
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• 제36권10호
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• pp.989-999
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• 2012

이젝터는 고압의 유체를 구동관로에서 분출시켜, 그 주변의 저압기체와 운동량 교환을 통하여 저압의 유체를 보다 높은 압력까지 상승시켜 흡인되는 유체를 이송하는 장치이다. 증기-증기 이젝터는 흡입, 혼합 및 탈수에 널리 사용되고 있다. 그리고 이젝터는 기계적인 작동이 없으므로, 고장이 거의 없다. 또한 이젝터는 유체 관련 시스템의 크기에 관계없이 유체와 관련된 다양한 장소에 용이하게 설치할 수 있어, 정비의 필요성이 거의 없고 비용도 합리적이다. 따라서 본 연구는 단순 압축 또는 진공 설비를 위한 펌프 혹은 기계장치 대안으로 사용되는 이젝터 전체에 적용할 수 있는 기초 자료 제공을 목표로 하였다. 이 목표를 위해 실험만으로 획득할 수 없는 자료를 전산유체역학을 적용하여 분석함으로써 이젝터의 유체역학적 특성에 있어 최적의 설계조건을 제시하였다.

• Korean Chemical Engineering Research
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• 제55권2호
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• pp.170-179
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• 2017

본 논문은 소듐냉각고속로 원형로 소듐-물 반응 압력완화계통의 급수배출부와 수소방출부의 설계요건 도출을 목적으로 한다. 증기발생기 전열관 누설에 의한 소듐-물 반응 발생 시, 증기발생기 내의 급수 증기를 신속하게 배출하는 조건을 도출하기 위해 급수덤프탱크 가스방출배관의 단면적과 증기발생기 급수배출배관의 수직길이를 변화시켜 연구를 수행하였다. 정상운전과 재장전운전에 대해 각각 계산을 수행하여 급수덤프탱크 가스방출배관의 단면적과 증기발생기 급수배출배관의 수직길이를 결정하였다. 정상운전 조건에서 소듐-물 반응 발생 시, 생성물인 수소에 의해 형성되는 과압이 소듐덤프탱크의 설계압력을 만족시킬 수 있도록 하는 가스방출배관의 직경을 도출하였고, 이 때 대기로 방출되는 수소의 유량과 농도를 계산하였다. 본 논문의 계산결과는 향후 소듐냉각고속로 원형로의 소듐-물 반응 압력완화계통의 설계요건으로 활용될 예정이다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2005년도 추계학술발표회
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• pp.416-417
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• 2005

• 한국항해항만학회:학술대회논문집
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• 한국항해항만학회 2022년도 춘계학술대회
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• pp.438-440
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• 2022

자율운항선박 기술개발사업 중 2세부(자율운항선박 핵심 기관시스템 성능 모니터링 및 고장예측 진단 기술 개발)과제에서 자율운항선박 핵심장비 중 보조기기 2종(Pump, Purifier), 배관(Seawater Pipe, Steam Pipe)의 실시간 모니터링 및 고장예측 시스템의 연구 및 개발을 목표로 한다.

• 한국기계가공학회지
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• 제20권4호
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• pp.94-105
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• 2021

A graphical user interface (GUI) program for steam tracing system selection was developed by using a theoretical model. We derived the model on the basis of the one-dimensional heat transfer theory of conduction and convection through a composite wall. Computational fluid dynamics (CFD) and experiments were performed for validation at steam temperatures of 120.4[℃] and 158.9[℃]. The temperature of a pipe's outer surface obtained through CFD matched well with that predicted by the proposed model for both conditions. By contrast, the experiment results showed a small error at 120.4[℃] and a large error at 158.9[℃] because of the melting of the heat transfer compound and water phase transition. Thus, the steam temperature range of the proposed model is below 120.4[℃].

• Corrosion Science and Technology
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• 제14권6호
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• pp.325-330
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• 2015

Pipe wall-thinning by flow-accelerated corrosion (FAC) is a significant and costly damage of secondary system piping in nuclear power plants (NPPs). All NPPs have their management programs to ensure pipe integrity from wall-thinning. This study analyzed the pipe wall-thinning caused by changing the amine, which is used for adjusting the water chemistry in the secondary system of NPPs. The pH change was analyzed according to the addition of amine. Then, the wear rate calculated in two different amines was compared at the steam cycle in NPPs. As a result, increasing the pH at operating temperature (Hot pH) can reduce the rate of FAC damage significantly. Wall-thinning is affected by amine characteristics depending on temperature and quality of water.

• 대한용접접합학회:학술대회논문집
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• 대한용접접합학회 2007년 추계학술발표대회 개요집
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• pp.39-41
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• 2007

In this study, actual scale welding were conducted at the USC thermal power plant turbine and main steam pipe casting candidate mock up material 9Cr-1.5Mo-CoVNbNB steel(CB2) and 9Cr-0.5Mo-MVNbN steel(P92). And to evaluate the welding process for the actual production, mechanical property testes were conducted for the weld metal. The Mock-up welding condition successfully led to an excellent structural welding joint between casting and pipe material.

• 에너지공학
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• 제22권2호
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• pp.226-236
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• 2013

고온개질기를 이용한 수증기 메탄 개질반응에 대해 실험 및 전산해석 기법을 이용하여 실제 개질기의 효율 및 개질기의 형상의 변화에 따른 열 분포 및 내부 유동에 대해서 연구하였다. 수증기 개질에 대한 반응모델은 Xu & Froment에 의해 개발된 수증기 반응 모델을 사용하였고, 그 결과로 고온개질기내에서 일어나는 화학반응은 Steam Reforming(SR), Water Gas Shift(WGS), Direct Steam Reforming(DSR) 반응이 다른 반응을 지배한다고 가정하였다. 고온개질기를 이용한 수증기 메탄 개질 반응 실험 결과로는 Steam Carbon Ratio(SCR)이 증가함에 따라 수소 수득율 또한 증가하고 일산화탄소와 메탄은 감소하는것을 알 수 있었다. 또한 입구가 한 개인 디자인과 두 개인 디자인을 비교, 분석하였을 때 입구가 두 개인 개질기보다 입구가 한 개인 개질기에서 열 분포 및 내부유동, 수소 수득율이 우수하다는 결과를 얻게 되었다.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제16권1호
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• pp.74-83
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• 2020

A number of so-called 'Type IV' cracking was reported to occur at the welded joints of the P91 steel or P92 steel reheat steam piping systems in Korean supercritical thermal power plants. The reheat steam piping systems are subjected to severe thermal and pressure loading conditions of coolant higher than 570℃ and 4MPa, respectively. In this study, piping analyses and design evaluations were conducted for the piping system of a specific thermal plant in Korea and suggestions were made how structural integrity could be improved so that type IV cracks at the welded joints could be prevented. Integrity evaluations were conducted as per ASME B31.1 code with implicit consideration of creep effects which was used in original design of the piping system and as per nuclear-grade RCC-MRx code with explicit consideration of creep effects. Comparisons were made between the evaluation results from the two design rules. Another approach with modification or reduction of the redundant supports in the piping systems was investigated as a tool to mitigate thermal stresses which should essentially contribute to prevention of Type IV cracking without major modification of the existing piping systems. In addition, a post weld heat treatment method and repair weld method which could improve integrity of the welded joint of P91 steel were investigated.