• 에너지공학
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• 제16권3호
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• pp.103-112
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• 2007

국내 1970년대에 설계 및 건설된 원자력발전소에 대해 침수분석을 수행한 결과 기기냉각수펌프 및 열교환기 건물, 주/보조건물, 중간건물 주증기 헤더 격실, 중간건물 주급수관 지역 및 하부층 등이 침수사고에 매우 취약하며 발전소 안전정지능력을 저해할 정도로 침수 영향이 심각한 것으로 판명되었다. 이들 지역에서의 침수원은 주급수관 파단이다. 현재 원자력발전소 내환경기기검증에서 주급수관 파단 방출량 계산은 수계산(Hand calculation)방법으로 Henry-Fauske 임계유량 모델 사용하고 있다. 이 방법은 배관파단 위치에서의 차압으로 계산되며, 실제 원자력발전소의 각종 제어로직에 의한 격리신호를 반영하지 못하므로 지나치게 보수적으로 파단 방출유량이 계산된다. 이러한 문제점을 개선하기 위해 원자력발전소 열수력계통 해석 전산코드인 RETRAN을 사용하여 원자력발전소 일/이차측 계통과 제어로직을 모사하고, 주급수관 파단 방출량 분석을 위한 입력가정과 해석방법을 개발하였다. 침수위 분석은 웨스팅하우스형 원자력발전소 격납건물 외부 하부격실에 대해 적용하였다. 전산코드 해석에서 각종 제어계통과 로직을 고려하였으며, 가장 제한적 사고조건을 계산하기 위해 노심출력, 파단형태, 면적, 위치 등의 조합으로 구성된 18개 사고 사례를 분석하였다. 그 결과 가장 제한적 사례 분석에서는 기존 수계산 분석에서보다 파단 방출유량이 크게 줄었고, 하부격실의 침수위도 상당히 낮아졌다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제36권7호
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• pp.797-803
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• 2012

비례솔레노이드밸브는 코일전류에 비례하는 전자기력을 이용하여 밸브 변위를 연속적으로 가변시키는 밸브이다. 대용량 비례유량제어밸브는 발전소나 화학 플랜트에서 물, 스팀, 가스 등과 같은 공정유체의 대용량 유량제어에 사용되며 공압이나 모터를 이용하는 밸브에 비하여 우수한 응답성능과 소형화의 장점을 가진다. 본 연구에서는 비례제어밸브를 대상으로 밸브의 동적 특성을 식별한 후 목표 성능이 만족되도록 위치제어기의 비례적분이득을 자동으로 조정하는 기능을 설계하였다. 동특성 식별은 릴레이 피드백을 통하여 한계 안정 상태에서의 임계이득과 임계주기로 파악하였으며, 비례적분이득 결정에는 Ziegler-Nichols 방법을 적용하였다. 구현된 기능은 시험을 통하여 성능을 검증하였으며 밸브 작동점과 릴레이 제어기 변수가 자동조정에 미치는 영향을 분석하였다.

• 수산해양기술연구
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• 제34권2호
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• pp.212-222
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• 1998

Heat transfer performance improvement by fin and groovs is studied for condensation of R-11 on integral-fin tubes. Eight tubes with trapczodially shaped integral-fins having fin density from 748 to 1654fpm(fin per meter) and 10, 30 grooves are tested. A plain tube having the same diameter as the finned tubes is also used for comparison. R-11 condensates at saturation state of 32 $^{\circ}C$ on the outside tube surface coded by inside water flow. All of test data are taken at steady state. The heat transfer loop is used for testing singe long tubes and cooling is pumped from a storage tank through filters and folwmeters to the horizontal test section where it is heated by steam condensing on the outside of the tubes. The pressure drop across the test section is measured by menas pressure gauge and manometer. The results obtained in this study is as follows : 1. Based on inside diameter and nominal inside area, overall heat transfer coefficients of finned tube are enhanced up to 1.6 ~ 3.7 times that of a plain tube at a constant Reynolds number. 2. Friction factors are up to 1.6 ~ 2.1 times those of plain tubes. 3. The constant pumping power ratio for the low integral-fin tubes increase directly with the effective area to the nominal area ratio, and with the effective area diameter ratio. 4. A tube having a fin density of 1299fpm and 30 grooves has the best heat transfer performance.

• 구강회복응용과학지
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• 제22권1호
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• pp.101-110
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• 2006

This study was performed to investigate the surface properties and in vitro biocompatibility of electrochemically oxidized Ti-6Al-7Nb alloy by anodic spark discharge technique. Discs of Ti-6Al-7Nb alloy of 20 mm in diameter and 2 mm in thickness were polished sequentially from #300 to 1000 SiC paper, ultrasonically washed with acetone and distilled water for 5 min, and dried in an oven at $50^{\circ}C$ for 24 hours. Anodizing was performed using a regulated DC power supply. The applied voltages were given at 240, 280, 320, and 360 V and current density of $30mA/cm^2$. Hydrothermal treatment was conducted by high pressure steam at $300^{\circ}C$ for 2 hours using a autoclave. Samples were soaked in the Hanks' solution with pH 7.4 at $36.5^{\circ}C$ during 30 days. The results obtained were summarized as follows; 1. The oxide films were porous with pore size of $1{\sim}5{\mu}m$. The size of micropores increased with increasing the spark forming voltage. 2. The main crystal structure of the anodic oxide film was anatase type as analyzed with thin-film X-ray diffractometery. 3. Needle-like hydroxyapatie (HA) crystals were observed on anodic oxide films after hydrothermal treatment at $300^{\circ}C$ for 2 hours. The precipitation of HA crystals was accelerated with increasing the spark forming voltage. 4. The precipitation of the fine asperity-like HA crystals were observed after being immersed in Hanks' solution at $37^{\circ}C$. The precipitation of HA crystals was accelerated with increasing the spark forming voltage and the time of immersion in Hanks' solution. 5. The Ca/P ration of the precipitated HA layer was equivalent to that of HA crystal as increasing the spark forming voltage and the time of immersion in Hanks' solution.

• Corrosion Science and Technology
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• 제11권3호
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• pp.96-102
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• 2012

0.1 M NaOH 용액에 PbO첨가양이 증가함에 따라 Alloy 600에 형성되는 산화막의 부동태 피막 특성이 열화되었다. 또한 뚜렷한 2중층 구조의 산화막이 점차 사라지고, 산화막내 존재하는 납의 양이 증가하였다. 산화막 내부 납의 양이 증가함에 따라 산화막 내부 니켈의 결핍이 점차 커졌다. 납에 의해 산화막의 부동태 특성이 약화됨에 따라, 응력부식균열 저항성 또한 급감하였을 것으로 판단된다.

• 플랜트 저널
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• 제9권4호
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• pp.26-30
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• 2013

유동가속부식에 의해 배관이 파손된 500 MW급 A 복합발전소 배열회수보일러 저압증기발생기 배관을 모델로 삼아 배관급수 내의 용존산소 부족이 유동가속부식의 주요 원인임을 도출하고 용존산소를 증가시키기 위해 적용된 하이드라이진 차단 수처리에 대한 적용효과를 분석하였다. 수처리 적용 1년 후 급수의 용존산소는 0.15 ppb에서 3~5 ppb로 상승되고, 산화환원전위도 -245 mV에서 170 mV로 산화성으로 상승되었다. 또한 유동가속부식에 의한 부식생성물인 철분함유량은 18.5 ppb에서 5~7 ppb로 감소되었다. 따라서 하이드라이진 차단 수처리로 급수의 용존산소가 증가되며 유동가속부식에 의한 배관의 부식생성물인 철분함유량이 감소됨을 확인하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제50권1호
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• pp.116-125
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• 2018

Modified 9Cr-1Mo ferritic steel is a preferred material for steam generators in nuclear power plants for their creep strength and good corrosion resistance. Austenitic stainless steels, such as type 316LN, are used in the high temperature segments such as reactor pressure vessels and primary piping systems. So, the dissimilar joints between these materials are inevitable. In this investigation, dissimilar joints were fabricated by the Shielded Metal Arc Welding (SMAW) process with Inconel 82/182 filler metals. The notch tensile properties and Charpy V-notch impact toughness properties of various regions of dissimilar metal weld joints (DMWJs) were evaluated as per the standards. The microhardness distribution across the DMWJs was recorded. Microstructural features of different regions were characterized by optical and scanning electron microscopy. Inhomogeneous notch tensile properties were observed across the DMWJs. Impact toughness values of various regions of the DMWJs were slightly higher than the prescribed value. Formation of a carbon-enriched hard zone at the interface between the ferritic steel and the buttering material enhanced the notch tensile properties of the heat-affected-zone (HAZ) of P91. The complex microstructure developed at the interfaces of the DMWJs was the reason for inhomogeneous mechanical properties.

• Corrosion Science and Technology
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• 제12권3호
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• pp.125-131
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• 2013

The most common pipe wall thinning degradation mechanisms that can occur in the steam and feedwater systems are FAC (Flow Acceleration Corrosion), cavitation, flashing, and LDIE (Liquid Droplet Impingement Erosion). Among those degradation mechanisms, FAC has been investigated by many laboratories and industries. Cavitation and flashing are also protected on the piping design phase. LDIE has mainly investigated in aviation industry and turbine blade manufactures. On the other hand, LDIE has been little studied in NPP (Nuclear Power Plant) industry. This paper presents the development of prediction system for pipe wall thinning caused by LDIE in terms of erosion rate based on air-water ratio and material. Experiment is conducted in 3 cases of air-water ratio 0.79, 1.00, and 1.72 using the three types of the materials of A106B, SS400, and A6061. The main control parameter is the air-water ratio which is defined as the volumetric ratio of water to air (0.79, 1.00, 1.72). The experiments were performed for 15 days, and the surface morphology and hardness of the materials were examined for every 5 days. Since the spraying velocity (v) of liquid droplets and their contact area ($A_c$) on specimens are changed according to the air-water ratio, we analyzed the behavior of LDIE for the materials. Finally, the prediction equations(i.e. erosion rate) for LDIE of the materials were determined in the range of the air-water ratio from 0 to 2%.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제18권1호
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• pp.9-16
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• 1986

1984년 11월 14일 원자력 1호기에서 발생된 주급수 상실사고에 대한 계통의 열수력학적인 거동을 모의·해석하고, 발전소 실측자료와의 비교를 통하여 사용된 전산코드의 신뢰도를 평가하였다. 모의된 열수력학적 변수들은 발전소 실측자료와 비교적 잘 일치하였으나 원자로 트립시에 증기발생기 증기유량과 주 냉각재 계통 평균온도에 있어서 약간의 차이를 보였다. 이는 원자로 트립시 깎은 시간에 급격한 노심 출력의 감소로 인하여 열·수력학적 변수들에 큰 변화를 야기하여 발전소 실측자료가 과도상태에서의 불학실성을 내포하기 때문으로 예측되었다. 해석에 사용된 전산코드는 RELAP5/MOD1/CY018로부터 불합리한 oscillation을 일으키는 interphase drag 및 wall heat transfer model의 수정을 통하여 개발된 RELAP5/MOD1/NSC이다.

• 한국표면공학회지
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• 제39권2호
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• pp.49-56
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• 2006

In this study, the movable flame hardening process of 12Cr steel for a uniform hardness and desirable residual stress have been investigated. For this, the temperature cycles have been controlled accurately as a function of the three processing variables, the flame intensity $I_f$, the scanning velocity $V_s$, and the initial flame holding time $t_h$, where the standard surface temperature $T_{s,\;max}$, was maintained at $960^{\circ}C$. The optimized conditions were $V_s=0.68mn/s\;and\;t_h=67sec$ for the $C_3H_8:O_2\;=\;5:20l/min,\;V_s=0.80mm/s$ and $t_h=56sec$ for the $C_3H_8:O_2=6:24l/min,\;V_s=1.01mm/s\;and\;t_h=48sec$ for the $C_3H_8:O_2=7:28l/min,\;and\;V_s=1.15mm/s$ and $t_h=39sec$ for the $C_3H_8:O_2$=8:32 l/min. The optimally flame-hardened surface exhibited uniform distributions of the hardness and residual compressive stress over the treated area with moderate levels of $470{\sim}490HV_{0.2}$in hardness and $-300{\sim}-450MPa$ in residual stress, which were acceptable on the basis of the acceptance criteria of Siemens AG-KWU and GE Power Generation Engineering.