• 에너지공학
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• 제10권4호
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• pp.318-326
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• 2001

중저온 배열회수를 통해 열설비의 열효율을 향상시키기 위하여 1 MW급 유기랭킨사이클시스템을 설계, 개발하였다. 포항제철소에 있는 두 대의 100 MW급 기력발전소에서 발생하는 175$^{\circ}C$의 배가스를 산업체에서 발생하는 대표적인 중저온배열원으로 선정하고, 환경오염을 최소화할 수 있는 신냉매인 HCFC-123을 시스템의 작동유체로 선정하였다. 유기냉킨사이클시스템의 시험운전을 통하여 유기랭킨사이클시스템이 산업체의 중저온배열을 회수하는데 유용함을 확인하였다. 열수의 가열, 터빈기동 및 전기투입방법 등의 운전방법을 최적화하였다. 그러나 HCFC-123 공급펌프의 능력부족으로 작동유체의 공급이 부족하여 정격출력보다 낮은 670kW의 전력을 생산할 수 있었다. HCFC-123의 공급유량을 증가시키기 위하여 파이프의 압력손실저하 및 펌프의 성능 향상을 위한 펌프교체 등이 고려되어야 함을 알 수 있었다.

• 한국추진공학회:학술대회논문집
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• 한국추진공학회 2008년도 제30회 춘계학술대회논문집
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• pp.159-162
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• 2008

발사체의 상단에 사용되는 여러 가지 싸이클의 특성을 조사한 뒤, 그 중 가스발생기 후연소 싸이클 엔진의 특성을 살펴보았다. 발사체 상단에 사용되는 엔진은 추진제와 싸이클의 특성상 연소압-확장비 다이어그램에서 크게 3그룹으로 나뉘어 진다. 영역 II에 위치한 케로신 엔진은 모두 가스발생기 후연소 싸이클 엔진으로서 높은 압력과 복잡한 구조를 하고 있다. 이 싸이클은 그 특성상 2개 이상의 펌프를 사용한다. 즉, 연료라인을 둘로 분기하여 보다 높은 압력이 요구되는 가스발생기 라인에는 2차 펌프를 두어 좀 더 가압을 하여 보다 효율적인 파워사용이 가능하다. 기본적으로 모든 산화제는 가스발생기를 지나 연소기로 향하기 때문에 2차 펌프의 필요성이 줄어들지만 여러가지 이유로 주펌프 이전에 부스터 펌프를 두어 주산화제 펌프의 부담을 덜어주는 경우가 많다. 폐쇄형 엔진은 그 특성상 엔진 비추력 효율이 개방형 엔진보다 상대적으로 높기 때문에 상단엔진에 적합하다.

• 한국항공우주학회지
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• 제36권7호
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• pp.688-694
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• 2008

볼 베어링과 펌프 비접촉 실의 동특성을 고려하여 고추력 액체 로켓 엔진용 터보펌프의 회전체동역학 해석이 수행되었다. 회전 고유진동수와 감쇠비를 예측하기 위하여 회전속도에 따른 복소 고유치 해석이 수행되었다. 동기 회전체 질량 불평형 응답과 시간 과도 응답 해석을 통하여 회전체의 임계속도와 불안정 운전 시작 속도가 확인되었다. 수치 해석 결과로부터 후방 베어링 강성이 임계속도와 불안정성 예측에 있어서 가장 중요한 인자로 확인되었는데, 이는 1차 모드가 터빈부 회전축 굽힘 모드인 것에 기인한다. 임계속도에 있어서 펌프 실의 영향은 후방 베어링 강성이 감소할수록 그리고 전방 베어링 강성이 증가할수록 확대되는 것으로 나타났다.

• 한국추진공학회지
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• 제18권1호
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• pp.16-25
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• 2014

초기 개념설계를 위한 액체로켓엔진 시스템 통합 해석 프로그램을 개발하였다. 개발된 프로그램은 주추력실, 가스발생기, 터보펌프, 터빈, 파이프, 밸브 등의 부품 해석 모듈로 구성되었다. 각 해석 모듈은 구성품의 성능과 개략적인 형상, 무게를 추산할 수 있도록 개발되었으며 각기 결과의 타당성을 입증하였다.

• KEPCO Journal on Electric Power and Energy
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• 제2권3호
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• pp.403-407
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• 2016

In general, drum-type boilers are designed for base load duty and applied under constant pressure operation mode. Recently, however conditions often occur that even drum-type boilers have to operate at partial load conditions. A feasibility study on adopting the sliding pressure operation for drum-type boiler was conducted, and corresponding performance changes and effects on the equipment were analyzed by utilizing a process simulation model. As a result, the conclusion was reached that drum type boilers are able to adopt the sliding pressure operation and can improve of net efficiency at part load operation in spite of the Rankine cycle efficiency reduction due to the decreases in main steam pressure. Because of thank to improvement of high pressure turbine stage-1 internal efficiency and power savings of boiler feed water pump. The sliding pressure operation is advantageous in terms of stress level relief for boiler tube as well as maintaining the rating steam temperature at part load condition. However, cautions are required because the drum boilers have poor dynamic response characteristics which may get worse during the sliding pressure operation.

• International Journal of Fluid Machinery and Systems
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• 제3권3호
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• pp.235-244
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• 2010

Recent studies on the moment whirl due to leakage flow in the back shroud clearance of hydro-turbine runners or centrifugal pump impellers are summarized. First, destabilizing effect of leakage flow is discussed for lateral vibrations using simplified models. Then it is extended to the case of whirling motion of an overhung rotor and the criterion for the instability is obtained. The fluid moment caused by a leakage clearance flow between a rotating disk and a stationary casing was obtained by model tests under whirling and precession motion of the disk. It is shown that the whirl moment always destabilizes the whirl motion of the overhung rotor while the precession moment destabilizes the precession only when the precession speed is less than half the rotor speed. Then vibration analyses considering both whirl and precession are made by using the hydrodynamic moments determined by the model tests. For larger overhung rotors, the whirl moment is more important and cause whirl instability at all rotor speed. On the other hand, for smaller overhung rotors, the precession moment is more important and cancels the destabilizing effect of the whirl moment.

• 한국항공우주학회지
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• 제33권6호
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• pp.92-99
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• 2005

30톤 추력급 터보펌프에 대한 회전체 동역학 해석이 수행되었다. 연료펌프와 터빈에 의해서 유발되는 공력 및 수력 하중이 볼 베어링과 비접촉식 실의 강성 및 감쇠 예측을 위하여 고려되었다. 임계 속도의 분리 안전 여유와 회전체 부품의 팁 변위를 예측하기 위하여 임계 속도 해석과 질량 불평형 응답 해석이 수행되었다. 정확한 해석을 위하여 3차원 유한요소법을 사용하였고 1차원 전달함수 행렬법의 결과와 비교하였다. 탄성 링을 추가적으로 장착함으로써 베어링 지지부의 강성 제어를 통하여 충분한 공진 분리 여유의 확보가 가능함을 확인하였다.

• 대한전기학회:학술대회논문집
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• 대한전기학회 2005년도 제36회 하계학술대회 논문집 D
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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

• 대한전기학회:학술대회논문집
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• 대한전기학회 2006년도 제37회 하계학술대회 논문집 D
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• pp.1885-1886
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• 2006

The thermal energy from nuclear fission is transferred to the steam generator which is a kind of a large heat exchanger. After the feedwater is injected into the steam generator and absorbs the thermal energy, it is converted into the steam. This steam goes into the turbine. The balance between the generated energy and the consumed energy is required for the nuclear power plant to be stable. For the purpose of which, the feed water, a parameter for energy transfer, should be controlled in stability. Usually, the nuclear power plants are operated in base load in the view of power system for the stability of fission system. Therefore, though there will be almost no unbalance, there can be some instability from unbalance in case of startup/shutdown or disturbance. In this case, the controllability of feedwater pump is very important for the quick recover of stability.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(1)
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• pp.235-241
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• 1995

YGN 3 and 4 are the nuclear power plants having System 80 characteristics with a rated thermal output of 2815 MWth and a nominal net electrical output of 1040 MWe. YGN 3 achieved commercial operation on March 31, 1995 and YGN 4 completed Power Ascension Test (PAT) at 20%, 50%, 80% and 100% power by September 23, 1995. YGN 3 and 4 design incorporates the Reactor Power Cutback System (RPCS) which reduces plant trips caused by Loss of Load (LOL)/Turbine Trip and Loss of One Main Feedwater Pump (LOMFWP). The key design objective of the RPCS is to improve overall plant availability and performance, while minimizing challenges to the plant safety systems. The RPCS is designed to rapidly reduce reactor power by dropping preselected Control Element Assemblies (CEAs) while other NSSS control systems maintain process parameters within acceptable ranges. Extensive RPCS related tests performed during the initial startup of YGN 4 demonstrated that the RPCS can maintain the reactor on-line without opening primary or secondary safety valves and without actuating the Engineered Safety Features Actuation System (ESFAS). It is expected that use of the RPCS at YGN will increase the overall availability of the units and reduce the number of challenges to plant safety systems.