• Proceedings of the KWS Conference
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• 2009.11a
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• pp.12-12
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• 2009

터빈에서 핵심부품인 로터는 블레이드를 원심 운동시키는 대형 단조강이며, 고압의 증기 조건에서 고속회전하며 고온에서 운전과 저온에서 과속시험 동안 높은 원심력을 받는다. 또한 기동/정지 천이 동안 열응력을 받기 때문에, 이러한 운전조건에 부합되는 소재로서는 높은 Creep 강도 및 피로강도를 가지는 CrMoV type의 강종이 사용되어져 왔다. 발전소의 대용량화 및 고온화에 따라 종래의 증기조건에서 사용되어져 왔던 1%CrMoV강은 내산화성 및 내부식성이 문제가 되어 더 이상 사용이 불가하며, 고온/고압하에서도 우수한 소재 특성을 가지는 12%Cr강의 사용이 필수적이다. 그러나 12%Cr강으로 제작되는 로타는 Cr 양이 높기 때문에 저널부에 Galling 또는 Scuffing 이라 불리는 부적절한 마모현상과 사용 중 소착이 발생하기 쉬운 단점이 있기 때문에, 저널부에 Cr 함유량 2~3% 이하의 저합금강을 오버레이 용접하여 육성하는 일체형 가공구조의 로타 저널부가 주목되어 왔다. 따라서 본 연구에서는 Large scale 로타가 용접 도중 급열 및 급냉이 되지 않으면서 균일한 온도로 일정 시간 유지할 수 있는 열관리 장치 개발, 최적 오버레이 용접조건 선정 및 용접부 건전성 시험 평가를 통하여 12%Cr 로타 저널부의 최적 오버레이 용접공정을 확립하고자 하였다. 용접 열관리 장치는 전기저항 가열방식을 적용하고 있으며 용접이 최종 완료되기 전까지 로타 제품 전체는 $93^{\circ}C$이상의 온도로 유지 되어져야 하며, 규정 용접후열처리 온도는 $650^{\circ}C{\pm}14^{\circ}C$ 이다. 또한 로타 오버레이 용접은 모재 Set up $\Rightarrow$ 용접예열 $\Rightarrow$ GTA용접 $\Rightarrow$ SA용접 $\Rightarrow$ 용접후열(Post heating) $\Rightarrow$ 용접후열처리(PWHT) $\Rightarrow$ 정삭가공 $\Rightarrow$ NDE(UT) 순으로 수행 되어진다 실제 로타의 1/3 Scale로 시험편을 제작하여, 오버레이 mockup 시험을 수행한 후 화학성분, 경도 분포, 인장강도, 충격인성 및 굽힘시험을 수행한 결과, 오버레이 용접에서 요구되어지는 용접 물성값을 만족하는 것으로 확인되었다. 또한 균열 등의 선형 결함이나 기공, 슬라그 혼입과 같은 결함은 관찰되지 않았으며, 용접 시 아크의 안정성과 슬라그의 박리성은 양호하였으며 비드의 외관도 미려하여 용접 작업성도 양호하였다.

• Journal of the Korean Society for Nondestructive Testing
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• v.28 no.4
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• pp.339-345
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• 2008

The heat exchanger tube in nuclear power plants is mainly fabricated from nonferromagnetic material such as a copper, titanium, and inconel alloy, but the moisture separator & reheater tube in the turbine system is fabricated from ferromagnetic material such as a carbon steel or ferrite stainless steel which has a good mechanical properties in harsh environments of high pressure and temperature. Especially, the moisture separator & reheater tubes, which use steam as a heat transfer media, typically employ a tubing with integral fins to furnish higher heat transfer rates. The ferromagnetic tube typically shows superior properties in high pressure and temperature environments than a nonferromagnetic material, but can make a trouble during the normal operation of power plants because the ferrous tube has service-induced damage forms including a steam cutting, erosion, mechanical wear, stress corrosion cracking, etc. Therefore, nondestructive examination is periodically performed to evaluate the tube integrity. Now, the remote field testing(RFT) technique is one of the solution for examination of ferromagnetic tube because the conventional eddy current technique typically can not be applied to ferromagnetic tube such as a ferrite stainless steel due to the high electrical permeability of ferrous tube. In this study, we have designed RFT probes, calibration standards, artificial flaw specimen, and probe pusher-puller necessary for field application, and have successfully carry out RFT examination of the moisture separator & reheater tube of nuclear power plants.

• Journal of Energy Engineering
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• v.27 no.2
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• pp.14-25
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• 2018

The combined cycle power plant has a cycle of operating the gas turbine with fuel, such as natural gas, and then producing steam using residual heat. The fuel gas is supplied to the gas turbine at a level of 4 to 5 MPa, $200^{\circ}C$ through a compressor and a heat exchanger. In this study, the risk assessment method considering the piping system stress was carried out for safe operation and soundness of the gas fuel supply piping system. The API 580/581 RBI code, which is well known for its risk assessment techniques, is limited to reflect the effect of piping stress on risk. Therefore, the systematic stress of the pipeline is analyzed by using the piping analysis. For the study, the piping system stress analysis was performed using design data of a gas fuel supply piping of a combined cycle power plant. The result of probability of failure evaluated by the API code is compared to the result of stress ratio by piping analysis.

• Nuclear industry
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• v.27 no.4 s.290
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• pp.46-50
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• 2007

고리 1호기는 한국에서 최초로 규제 기관에 계속운전을 신청한 원전이다. 2007년 6월에 설계 수명 기간 만료가 되는 고리 1호기는 규제 기관으로부터 계속운전(Continued Operation)에 대한 안전성 심사를 받고 있다. 한수원은 고리 1호기 계속운전 승인을 금년 12월에 받기 위해 최선을 다하고 있으며 지역 주민의 사회적 수용성 확보를 위해 노력중이다. 고리 1호기의 계속운전 기간 동안 안전성을 평가하고 정리한 안전성평가보고서를 한수원은 2006년 6월에 정부에 제출하였다. 고리 1호기는 웨스팅하우스의 2루프 가압경수로이다. 이와 동일한 원전인 일본의 미하마 1,2호기와 겐까이1호기가 계속운전중이며, 미국의 기네이와 포인트 비치 1,2호기가 계속운전 승인을 받았다. 제출한 안전성평가보고서에 대해 한국원자력안전기술원이 심사중이며, 해외 원전과 같이 계속운전을 할 수 있을 것으로 예상하고 있다. 또한 계속운전을 위한 사회적 수용성(Public Acceptance) 확보는 설비의 철저한 안전성 확보 및 지역 주민의 공감대 형성을 통해서 이루어질 것이다. 설계 수명 이후 원자력발전소를 계속 운전하는 것은 이미 선진국에서 시행되고 있다. 2007년 3월 기준으로 미국에서 48기가 운영 허가 갱신 승인을 받았고, 영국은 8기, 일본은 12기가 계속운전중이다. 고리 1호기 성능 지표를 개선시키기 위해서 한수원은 증기발생기, 저압 터빈, 원자로 냉각재 펌프 내장품, 주변압기, 주발전기 등을 교체하였으며, 수명관리 연구, 주기적안전성 평가, 환경 영향 평가를 수행하였다. 2005년 9월에는 미국의 운영 허가 갱신 제도를 참조하여 원자력법이 개정되었다. 이에 한수원은 개정된 원자력법에 맞추어 주기적 안전성평가, 주요 기기에 대한 수명 평가 및 방사능 환경 영향평가를 하였다. 이 세가지 보고서들로 구성된 안전성평가보고서를 2006년 6월에 규제 기관에 제출하였다. 계속운전은 한국을 비롯하여 부존 자원이 부족한 국가들에게는 에너지 자원의 효율적 활용 및 온실 가스 배출을 고려할 때 반드시 필요한 것이다.

• Proceedings of the Korean Society for Noise and Vibration Engineering Conference
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• 1990.10a
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• pp.173-178
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• 1990

로터-베어링축계는 증기및 가스터빈, 터보 발전기, 압축기등 거의 모든 산업 기계류에서 동력 전달의 기본 도구로써 사용되고 있다. 즉 회전에 의한 동력 의전달은 비교적 간단히 대용량의 동력을 효율적으로 전달할 수 있다. 이에 따라 회전기계류에 대한 연구는 산업 혁명 이후 꾸준히 발전되어 온바, 특히 근래에 들어와 산업기계류의 경쟁이 치열하여짐에 따라 산업기계류의 고정 밀화, 고속화, 고신뢰화 요구가 증대하고 있는 현실을 비추어 볼때, 산업 기 계류의 근간을 이루고 있는 로터-베어링 축계의 안정성을 포함한 진동에 관 한 문제는 회전기계류 설계의 주요 기술로써 연구.개발의 필요성이 매우 높 다 하겠다. 회전축계 진동 관련 연구는 두 분야로 대별될 수 있는데 언밸런 스(Unbalance)에 의한 Synchronous진동과 여러가지 원인에 의해 계의 불안 정성을 유발시키는 Nonsynchronous진동으로 나눌 수 있다. 본 연구에서는 이들 연구의 기본이 되는 회전축-베어링계 동특성 해석 프로그램을 개발하 였다. 여러가지 방법이 있으나 여기서는 Holzer가 비틀림 진동에 적용하고, Mykiestad(2)와 Prohl(3)에 의하여 회전축의 횡 진동에 적용된 이후 Lund(4) 등에 의하여 베어링의 영향등이 첨가된 전달 매트릭스 (Transfer Matrix) 방 법을 이용하여 임계속도(Critical Speed), 모우드 형태(Mode shapes)를 예측 하고 불안정 판정(Instability Criteria)등을 할 수 있는 프로그램을 개발하였 다. 특히 Murphy(1)의 다항식 방법(Polynomial Method)에 기본을 두어 기존 의 전달 매트릭스가 가지고 있던 반복, 수렴 시간 문제와 빠뜨리는 임계속도 예측에 대한 개선을 이루었으며 기존 논문과 실험 결과와의 비교 검토를 통 하여 개발된 프로그램의 신뢰성을 검토하였다. 특히, 각종 회전 기계의 소형 화, 경량화 추세에 따라 지반이나 케이싱이 경량이거나 유연하여 회전축과 동적으로 연성된 경우 회전축-베어링-지반으로 이루어진 2중구조의 회전축 계 동특성을 해석할 수 있는 프로그램을 개발하므로서 회전 기계류의 진동 전반에 걸친 문제점에 대한 그 원인과 현상을 명확히 분석하여 국내의 전기 계류의 보다 신뢰성있는 설계 및 제작자료를 확보하는데 기여할 수 있게 하 였다.

• 한국전산유체공학회:학술대회논문집
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• 2008.03b
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• pp.232-235
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• 2008

The vibration of steam turbine is caused by Mass Unbalance, Shaft Misalignment, Oil Whip and Rubbing etc. but in turbine which is normally operated and maintained, the Mass Unbalance component possesses the greatest portion. Our power plant has two steam turbines in capacity of 200MW and 135MW respectively and each turbine is supported by 6 journal bearings. However, we had many difficulties because the vibration amplitude of No 3 and 4 Bearings was high during the start-up and operation mode change of steam turbine. But, with this study, we completely solved the vibration problem caused by the mass unbalance of No 1 steam turbine. Until a recent date, No 3 and 4 bearings which support high pressure turbine for No 1 steam turbine had shown about 135${\mu}$m in vibration amplitude (sometimes it increased to 221${\mu}$m maximum. alarm: 6mils, trip: 9mils) at base load. After applying the study, they decreased to about 40${\mu}$m maximum. It is a result from that we did not change the setting value of Bearing Alignment and only changed the assembly position of internal parts in Synchro Clutch Coupling Rachet Wheel which links between high pressure turbine and low pressure turbine, and increased the internal gap and machining of the Pawl stopper surface. In the operation of steam turbine, if the vibration value increases by 1X, we should reduce the vibration of bearing by weight balancing. However, unless the vibration of bearing is declined by the balancing, we will have to disassemble and check the component and find the cause. In this study, We researched the way to lower mass unbalance that is 1X vibration component which has the greatest portion of vibration generated by steam turbine and We got good result by applying the findings of this study.

• Journal of the Korean Society for Nondestructive Testing
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• v.30 no.2
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• pp.110-115
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• 2010

This study was conducted to estimate the feasibility using thermal image measurement that is applicable to internal leak diagnosis for the power plant valve. Abnormal heating of valve surface associated with high temperature steam f10w toward valve outlet side in the condition of low temperature is a primary indicator of leakage problems in high temperature and pressure valves. Thermal imaging enables to see the invisible thermal radiation that may portend impending damage before their condition becomes critical. When steam flow in valve outlet side in the condition of low temperature is converted into heat transmitted through the valve body due to the internal leakage in valve. The existence of abnormally increasable leakage rate in the valve will result in abnormally high levels of heat to be generated that can be quickly identified with a thermal image avoiding energy loss or damage of valve component. From the experimental results, it was suggested that the thermal image measurement could be an effective way to precisely diagnose and evaluate internal leak situation of valve.

• Proceedings of the KWS Conference
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• 2009.11a
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• pp.43-43
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• 2009

단련용 다결정 Ni기 초내열합금은 우수한 가공성, 내산화성, 고온특성 등으로 가스터빈 연소기, 디스크, 증기발생기 전열관 등 발전용 고온부품 소재에 널리 적용되고 있다. 최근 발전설비의 고효율화를 꾀하기 위해 작동 온도를 현격히 증가시키는 기술방향으로 발전하고 있고, 소재측면에서는 기존의 초내열합금 대비 고기능성을 확보할 수 있는 차세대 Ni기 초내열합금 개발이 유럽, 미국, 일본, 중국 등을 중심으로 활발히 이루어지고 있다. 이러한 소재의 고온강도 (온도수용성)를 향상시키기 위해서는 통상 규칙격자 금속간화합물인 $Ni_3(Al,Ti)-{\gamma}'$상의 분율을 증가시킬 수 있지만, ${\gamma}'$상분율이 증가할 경우 용접 및 후열처리 동안 용접열영향부 (HAZ)에서 액화균열이 발생할 가능성이 높아진다. 결정립계를 따라 발생하는 HAZ 액화균열은 입계특성에 의해 크게 영향을 받을 것으로 판단된다. 한편, 본 연구자들은 최근 입계 serration 현상을 단련용 합금에 도입시키는 특별한 열처리를 이론적 접근법을 통해 개발하였다. 형성된 파형입계는 결정학적인 관점에서 조밀 {111} 입계면을 갖도록 분해 (dissociation)되어 낮은 계면에너지를 갖게 됨을 확인하였으며, 입계형상 변화뿐만 아니라 탄화물 특성변화까지 유도하여 크리프 수명을 기존대비 약 40% 정도 향상시킴을 확인하였다. 이러한 직선형 입계 대비 'special boundary'로 간주되는 파형입계가 도입될 경우, HAZ 결정립크기 변화 및 액화거동에 미치는 영향을 고찰하고, 아울러 입계특성 제어가 용접성/용접부 품질 향상에 기여할 수 있는 가능성도 토의하고자 하였다. 본 연구에서는 재현 HAZ 열사이클 시험을 통해 미세구조를 정량적으로 비교하였다. 상대적으로 입계구조가 안정된 파형입계의 이동속도가 高계면 에너지를 갖는 직선형 입계보다 느려 HAZ 결정립 성장이 효과적으로 억제됨을 확인할 수 있었다. 입계 액화거동을 살펴보면, 두 시편 모두 $M_{23}C_6$, MC 등 입계탄화물 계면이 빠른 승온중 액화반응 (constitutional liquation)에 의해 입계가 액화되었으며, 이후 급냉에 의해 입계에 액상막이 존재한 흔적이 발견되었다. 최고온도별로 입계액화 폭/비율을 정량적으로 비교한 결과, 파형입계가 직선입계 대비 대체로 낮음을 확인할 수 있었으며, 때때로 액화되지 않고 잔존하는 입계 탄화물이 관찰되었다. 재현 HAZ 미세조직을 통해 Hot ductility 시험 결과를 유추하자면, 파형입계가 직선입계 보다 좁은 취성온도영역 (Brittle Temperature Range)을 나타낼 것으로 예상되어, 입계특성제어에 의해 Ni기 초내열합금의 용접성을 향상 가능성을 확인하였다.