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로터리 펌프의 기하학적 고찰 및 로터 회전에 따른 토출유량 평가
장기종,고용권,권장순,박상희 대한기계학회 2023 大韓機械學會論文集A Vol.47 No.9
A rotary engine, invented by Felix Wankel of Germany, is an internal combustion engine that can obtain output by directly transmitting the rotary motion of the rotor to the driving shaft. This engine obtains power as the rotor rotates owing to the volume change in the space formed by the rotor in the cylinder formed by the epitrochoid curve. A high efficiency rotary pump capable of transporting fluid was developed by applying the structure of the rotary engine, instead of using the rotary engine as a power source to generate rotational force. In this study, the epitrochoid curve, which is the space of the rotary housing constituting the rotary pump, the geometric shape of the rotary pump, the speed of the rotor apex during operation, and the volume and discharge flow rate according to the rotation of the drive shaft were evaluated. 독일의 Felix Wankel은 로터의 회전운동을 직접 구동축에 전달하여 출력을 얻을 수 있는 내연기관인 로터리 엔진을 고안하였다. 이 엔진은 에피트로코이드 곡선으로 형성된 실린더 안의 로터에 의해 구획된 공간에서 로터가 회전하면서 용적 변화로 동력을 얻는다. 본 연구에서는 로터리 엔진의 기하학적 형상을 사용하되, 로터의 회전으로부터 발생하는 실린더 내부의 용적변화를 활용하여 유체를 이송할 수 있는 로터리 펌프를 고안하였다. 이때, 로터리 펌프를 구성하는 로터하우징의 형상인 에피트로코이드 곡선, 로터리 펌프의 기하학적 형상, 작동 시 로터 꼭지점의 속도, 구동축 회전에 따른 체적 및 토출유량을 평가하였다.
고준위방사성폐기물 심지층처분 천연방벽재의 균열 간극 분포 평가
장기종(Ki-Jong Jang),남궁선이(Seonyi Namgung),김봉주(Bong-Ju Kim),권장순(Jang-Soon Kwon),박상희(Sang-Hee Park) 대한기계학회 2024 大韓機械學會論文集B Vol.48 No.3
Safe disposal of high-level radioactive waste (HLW) is a crucial concern for many countries operating nuclear plants. Deep geological disposal (DGD) has emerged as the preferred method to permanently isolate HLW from the biosphere. In the DGD system, HLW is securely stored in disposal canisters and placed within disposal holes at a depth of less than 500 m, surrounded by a buffer material. However, in the event that a disposal canister fails, radioactive material may leak through cracks in the surrounding rock mass. Therefore, to evaluate the behavior of radioactive materials in the rock, the crack characteristics in the rock must first be clearly identified. In this study, test equipment for fluid injection test was established in a natural cracked rock, and the size of the aperture in the fracture was determined using the test result. The average gap was calculated to be 0.102 mm, and the gap volume was 61 mL. The aperture distribution evaluation method was verified by CFD analysis.
김경련,장기종,박진석,이원재,Kim, Kyoung-Rean,Jang, Ki-Jong,Park, Jin-Seok,Lee, Won-Jae 한국유체기계학회 2011 한국유체기계학회 논문집 Vol.19 No.6
The control rod assemblies do freely fall into the reactor core by the gravity from the control rod drive mechanism. In order to achieve a rapid shutdown and control the reactor power, it is required to insert control rod assemblies as soon as possible. In this paper, we evaluated the drop time and flow characteristics caused around guide tube for SMART(System-integrated modular advanced reactor) control rod assembly. Numerical analyses are carried out with FLUENT program of computational fluid dynamics. This study results show that the drop time of the control rod assembly in the operating condition of SMART is more 20 percent rapidly than the drop time of the room temperature and ambient atmosphere condition.
김봉주(Bong-Ju Kim),장기종(Kijong Jang),박정균(Chung-Kyun Park),권장순(Jang-Soon Kwon) 대한지질학회 2021 대한지질학회 학술대회 Vol.2021 No.10
사용후핵연료를 포함하는 고준위방사성폐기물의 처분은 방사성물질을 인간생활권에서 안전하게 격리하기 위하여 내부식성 용기에 담아 지하 수 백 미터의 심부 암반내에 안전하게 처분하는 것을 가장 효과적인 방식으로 고려하고 있다. 그러나 금속용기가 장기간 지하환경에 노출될 경우 부식으로 인하여 방사성핵종이 지하환경에 유출될 수 있다. 지하환경으로 유출된 핵종들은 처분장의 공학적방벽(EBS)를 통과하여 심부 암반의 단열내 지하수 흐름을 따라 이동 할 수 있다. 이 때 핵종들은 이류, 분산, 확산 등의 거동특성과 용해, 수착, 침전, 암반확산 등의 물리화학적 과정에 영향을 받으며 지하환경에서 매우 다양한 이동특성을 갖는다. 그동안 국내에서 핵종거동 및 지연현상을 규명하기 위하여 실험실규모의 다양한 연구가 수행되어 왔다. 그러나, 현장규모의 처분환경과 비슷한 조건에서 핵종거동특성에 대한 실험 연구 및 정보는 미흡한 실정이다. 일부 처분선진국에서는 현장 핵종거동 실험을 위해 방사성 물질 또는 비방사성 물질을 추적자로 사용하여 단열암반 내 지하수 흐름에 따라 이동하는 특성을 파악하고 있으며, 세계적으로 여러 기관에서 공학규모의 핵종거동 실험이 수행되고 있다. 실험규모는 작게는 수 미터 이내에서 길게는 수백 미터의 범위까지 다양하다. 본 연구에서는 단열암반 및 시추공에서 핵종거동과 지연현상에 대해 공학규모장기실험을 위하여 처분환경모사 핵종거동실험시스템을 제작하고, 한국원자력연구원 내 지하연구시설인 KURT에 설치 및 사전타당성 조사를 한 내용을 제시하고자 한다.
SMART 증기발생기 전열관 지지구조물의 응력강도 평가
박현진(Hyun-Jin Park),조재훈(Jae-Hun Cho),한인수(In-Su Han),장기종(Ki-Jong Jang),김태완(Tae-Wan Kim) 대한기계학회 2011 대한기계학회 춘추학술대회 Vol.2011 No.5
The purpose of this study is to evaluate the integrity of SMART steam generator support structures in terms of stress intensity as depicted in KEPIC & ASME. A 3-D finite element model of steam generator support structure is developed to evaluate the stress intensity upon critical regions or sections based on the stress classification rules as defined in the design codes. As a result, the maximum stress intensity occurs on the outer cylinder and internal support structure, but all the section satisfies the allowable limits of KEPIC.