• Proceedings of the Korea Society for Energy Engineering kosee Conference
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• 1994.05a
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• pp.55-63
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• 1994

국내에서 실제 운전되고 있는 천연가스 복합발전플랜트의 성능 예측에 대한 공정전산 해석을 수행하였다. 가스터빈 사이클은 압축기, 연소기, 터빈 및 터빈 날개의 냉각을 위한 냉각계통으로 구성하였으며, 중기터빈 사이클은 폐열회수보일러, 고압/중압/저압터빈, 펌프 및 부속공정으로 구성하였다. 해석결과는 실제 플랜트의 운전자료와 정성적 및 정량적으로 잘 일치하였으며, 폐열회수보일러의 적절한 설계에 의하여 전체 플랜트의 출력향상을 도모할 수 있음을 제시하였다.

• Journal of the Korean Society for Nondestructive Testing
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• v.26 no.4
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• pp.231-238
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• 2006

Nondestructive examination for low pressure turbine disc in standard nuclear power plant using phased array technique was studied. For this purpose, disc mockups were made and notches were machined in the mockups. Detection and length sizing by different methods are compared. Depth of deep notches could be measured by using AATT(absolute arrival time technique) or RATT(relative arrival time technique) but shallow notches that must be detected in early stage couldn't be measured by these two methods. For this case, notch depth was estimated by using signal response angle range and preyed usefulness.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2005.07d
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• pp.2622-2624
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• 2005

화력발전소 보일러의 급수량은 유출되는 증기량에 맞추어 자동 조절된다. 유출 증기량이 변하는 상황에서도 이에 상응하는 급수량은 실시간으로 조절되어야 한다. 증기량과 급수량에 차이가 있으면 보일러의 보유 수량과 드럼의 수위가 변하게 되므로, '드림수위를 일정하게 유지하는 것'이 급수량제어의 목표라고 할 수 있다. 본 논문은 실제 운용되고 있는 설비를 대상으로 고찰한 내용이며, 급수펌프 구동력으로는 중기터빈을 사용한다. 증기터빈과 급수펌프는 같은 축으로 연결되어있으며, 급수량 조절은 급수펌프의 회전속도를 제어함으로써 이루어진다. 터빈에 사응되는 증기는, 고압과 저압 2종류이며, 저압 증기가 부족한 경우에 고압증기를 사용하는 구성으로 되어있다. 증기 밸브의 유량 특성에는 비선형성을 많이 포함하고 있었다. 이 외에도 급수펌프가 갖는 비선형성을 분석하였으며, 이 특성들을 모두 종합한 '증기터빈 속도제어기 튜닝 곡선'을 제시하였다

• Proceedings of the Korean Society for Noise and Vibration Engineering Conference
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• 1992.10a
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• pp.71-76
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• 1992

축정렬이 불량한 경우 축진동이 과도하게 발생하여 출력이 감소하고 소음이 발생하며, 심한 경우 회전체의 파손과 같은 손실을 입을 수 있다. 특히 축 정렬불량으로 인한 진동은 교정이 안되는 것이 특징이므로 근본적으로 진동 을 해결하기 위해서는 축 정렬을 다시 시행해야 한다. 그러나 터빈은 다른 기계 구조물과 달리 분해 점검에 많은 시간과 경비가 요구되므로 축 정렬시 정확한 작업이 요구된다. 본 연구에서는 터빈계통의 축정렬을 수행하는 절차 와 방법에 대해서 검토하였다. 이를 위해 축정렬이 입력데이터로 쓰일 수 있 는 상태측정방법중 커플링 원주와 커플링 면 측정방법이 설명되었으며, 측정 값으로부터 축정렬을 수행하기 위해, 베어링의 이동량 계산과정과 쉼 가감량 의 계산방법을 기술하였다. 축정렬의 원리와 방법의 적용과정을 실제로 알아 보기 위해 평택화력 1,2호기에 대한 축정렬이 수행되었다. 1,2호기는 고압터 빈, 2단계의 저압터빈 및 발전기로 구성되어 있는 다축 시스템으로서, 제작 사측에서 요구하는 정렬 기준값을 감안하여 축정렬에 필요한 베어링 조정량 을 계산하였다. 계산과정은 기준로터로 지정된 저압터빈에서부터 축정렬상태 도를 작성하여 가면서 단계적으로 설명되었으며, 최종적으로 쉼의 가감량까 지를 보여줌으로서 축정렬과정을 완료하였다.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
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• v.39 no.7
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• pp.713-720
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• 2015

The sizes of the final blades of a low-pressure (LP) steam turbine have been getting larger for the development of high-capacity power plants. They are also larger than the other blades in the same system. As a result, fatigue damage is caused by a large centrifugal force and a low natural frequency of the blade. Recently, many failure cases have been reported due to repeated turbine startups and their prolonged use. In this study, the causes and mechanism of failure of a LP turbine blade were analyzed by using a finite element method to calculate the centrifugal force, the natural frequency of a stress-stiffening effect, and the harmonic response. It was observed that the expected fatigue damage position matched the real crack position at the airfoil's leading edge, and an equivalence fatigue limit approached a notch fatigue limit.

• Journal of the Korean Society for Nondestructive Testing
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• v.24 no.4
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• pp.371-377
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• 2004

As the turbine running duration in nuclear power plants increases, cracks have been found in the pin finger type blade root area. The nondestructive examination for the blade root area has been carried out by manual ultrasonic examination during the overhaul period, but because of necessity to improve the reliability, we developed an automatic ultrasonic examination system and technique. To demonstrate the performance of the developed automatic ultrasonic examination system, low pressure turbine blades in the 2nd and 3rd stages of nuclear power plants were examined using the developed system. Its applicability nuclear power plant turbine roots of various types was also confirmed.

• 기계와재료
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• v.21 no.3
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• pp.42-51
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• 2009

원자력/화력 발전소에서 사용중인 터빈출력제어장치(turbine power control device)는 유압 서보액추에이터(hydraulic servo actuator)로 구동하는 특수 스팀 밸브(steam valve)로서 터빈의 속도를 제어하고 스팀을 차단하는 기능이 있다. 대형 발전기(500~1000Mw)를 구동하여 양질의 전기를 생산하기 위해서는 발전기에 연결된 고압 및 저압터빈에 최적량의 스팀을 공급하여야 하고, 고속(화력 3600 rpm, 원자력 1800 rpm)으로 회전하는 터빈이나 스팀계통에 이상이 발생할 경우 터빈의 과속(over speed) 방지를 위하여, 즉시 터빈으로 공급되는 스팀을 차단하여 터빈을 보호해야 한다. 따라서 터빈의 속도제어와 계통의 스팀 량을 감시하여 차단하는 발전소의 특수 밸브의 신뢰성확보기술이 요구된다. 특히 원자력발전소의 경우 핵연료교환주기(약 24개월)에 밸브들을 정비 또는 교체하고 있어 이때마다 시스템과 매칭(튜닝)기술이 요구되었다. 본 연구에서는 전량 수입에 의존했던 원자력/화력 발전소의 특수 밸브인 터빈출력제어장치의 국산화 개발과 신뢰성확보기술 효과에 대하여 논하였다.

• Journal of the Korean Society of Manufacturing Technology Engineers
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• v.13 no.2
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• pp.7-15
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• 2004

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2002.10a
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• pp.304.1-304
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• 2002

• Journal of Energy Engineering
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• v.28 no.2
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• pp.47-54
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• 2019

As absorption type heat pump for waste heat recovery is installed in combined cycle power plant for Energy Service Company, performance test is implemented to confirm the operation data on partial load. The operation data changes according to the heat pump operation on partial load are as follows. Total heat output increases, because waste heat of closed cooling water and a portion of LP steam from HRSG is supplied. But electric power output of steam turbine is reduced, because LP steam to steam turbine is reduced. And heat output from HP district heater and LP district heater is reduced, because HP turbine exhaust steam to HP district heater and LP district heater is reduced. On partial load operation, turbine output reduction is higher than the base load operation. Therefore, on partial load, heat pump should be operated in consideration of the heat output increase and electric power output reduction.