• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제18권2호
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• pp.37-42
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• 2022

An influence analysis on multiple steam generator tube rupture (mSGTR) followed by an unmitigated station blackout is performed to compare the plant responses according to the number of ruptured u-tubes under the assumption of a total of 10 ruptured u-tubes. In all calculation cases, the transient behaviour of major thermal-hydraulic parameters, such as the discharge flow rate through the ruptured u-tubes, reactor header pressure, and void fraction in the fuel channels is found to be overall similar to that of the base case having a single SG with 10 u-tubes ruptured. Additionally, as the conditions of low-flow coolant with high void fraction in the broken loop continued, causing the degradation of decay heat removal, the peak cladding temperature (PCT) would be expected to exceed the limit criteria for ensuring nuclear fuel integrity. However, despite the same total number of ruptured u-tubes, because of the different connection configuration between the SG and pressurizer, a difference is foud in time between the pressurizer low-level signal and reactor header low-pressure signal, affecting the time to trip the reactor and to reach the PCT limit. The present study is expected to provide the technical basis for the accident management strategy for mSGTR transient conditions of CANDU-6 plants.

• 비파괴검사학회지
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• 제20권1호
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• pp.10-17
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• 2000

화력발전소 보일러의 주증기관, 헤더, 스팀드럼 등과 같은 주요 고온배관설비에서 발생하는 크리프 손상을 측정하는 비파괴적 측정방법에는 레프리카, 전기저항법 및 경도법 둥이 적용되고 있으나, 이들 방법들은 측정절차 및 준비가 복잡할 뿐만 아니라 접근이 가능한 설비표면에만 적용되는 제한점을 가지고 있다. 따라서 본 논문은 이들 종래의 방법을 신뢰성 있고 정량적인 초음파 비파괴평가법으로 보완 및 적용을 위하여, 실제 고온배관의 운전조건을 모의하여 수행한 크리프 인공열화실험 및 이들 크리프손상재에 대한 초음파실험을 통한 주파수분석 연구로서, 크리프손상 상태별 초음파 신호 분류를 위해 초음파신호의 각종 주파수특성을 평가하였다.

• 비파괴검사학회지
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• 제20권1호
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• pp.18-26
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• 2000

화력발전소 보일러 고온배관인 주증기관, 헤드 및 증기드럼 등의 설비들은 장시간동안 고온고압의 가혹한 조건으로 운전됨에 따라 크리프손상에 의해 열화되고 있다. 이들 설비의 크리프손상측정에 적용되는 종래의 비파괴기법인 레프리카법, 전기저항법 및 경도법 등은 복잡한 측정절차 및 접근성, 검사결과의 신뢰도 및 측정정도 등 여러가지면에서 단점이 많다. 따라서 본 논문에서는 화력발전소 주요 고온배관에서 발생되는 경년열화인 크리프손상에 대한초음파 측정연구를 수행한 결과로서, 고온배관재료인 Cr-Mo강의 크리프 인공열화재를 대상으로 이들에 대한 크리프손상 상태별 초음과 음속(sound velocity) 및 감쇠(attenuation)의 초음파 신호특성을 평가하였다.

• 한국자동차공학회논문집
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• 제21권6호
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• pp.81-91
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• 2013

A novel design process of a parallel multi-flow type air-cooled condenser of a dual-loop waste heat recovery system with Rankine steam cycles for improving the fuel efficiency of gasoline automobiles has been investigated focusing on reduction of the pressure drop inside the micro-tubes. The low temperature condenser plays a role to dissipate heat from the system by condensing the low temperature loop working fluid sufficiently. However, the refrigerant has low evaporation temperature enough to recover the waste from engine coolant of about $100^{\circ}C$ but has small saturation enthalpy so that excessive mass flow rate of the LT working fluid, e.g., over 150 g/s, causes enormously large pressure drop of the working fluid to maintain the heat dissipation performance of more than 20 kW. This paper has dealt with the scheme to design the low temperature condenser that has reduced pressure drop while ensuring the required thermal performance. The number of pass, the arrangement of the tubes of each pass, and the positions of the inlet and outlet ports on the header are most critical parameters affecting the flow uniformity through all the tubes of the condenser. For the purpose of the performance predictions and the parametric study for the LT condenser, we have developed a 1-dimensional user-friendly performance prediction program that calculates feasibly the phase change of the working fluid in the tubes. An example is presented through the proposed design process and compared with an experiment.

• 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.

• 한국통신학회논문지
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• 제26권12A호
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• pp.2109-2119
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• 2001

본 논문에서는 MPEG-2 비트열로부터 객체 기반 MPEG-4로의 고속 변환을 위한 정보 추출 알고리즘을 소개한다. 객체 기반 MPEG-4로의 변환을 위한 정보로써 객체 영상과 형상 정보, 매크로블록 움직임 벡터, 헤더정보가 MPEG-2로부터 추출된다. 추출된 정보를 이용하면 객체 기반 MPEG-4로의 고속 변환이 가능하다. 가장 중요한 정보인 객체 영상 추출은 MPEG-2의 움직임 벡터와 워터쉐드 알고리즘을 이용하여 이루어진다. 사용자의 인지정보를 이용하여 프레임 내에서 객체를 추출하고, 추출된 객체로 연속된 프레임에서 객체를 추적하게 된다. 수행 중 객체의 빠른 움직임으로 만족스럽지 못한 결과를 내더라도, 사용자가 개입하여 다시 좋은 결과를 얻을 수 있도록 하였다. 객체 추적 과정은 크게 두 단계로 객체 추출 단계와 객체 추적 단계로 나누어져 있다. 객체 추출 단계는 블록분류와 워터쉐드 알고리즘으로 자동 분할된 영상에서 사용자가 직접 객체를 추출하는 단계이다. 사용자가 개입하는 단계이기 때문에, 번거로울 수 있으나 손쉽게 추출할 수 있도록 구현하였다. 객체 추적 단계는 연속된 프레임 에서 객체를 추적하는 단계로 MPEG-2 움직임 벡터와 객체 모양 정보를 이용하여 고속으로 구해지고 워터쉐드 알고리즘으로 윤곽선 보정작업을 하였다. 실험 결과 MPEG-2 비트스트림으로부터 객체 기반 MPEG-4로의 고속변환이 가능함을 알 수 있었다.