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서석정,박반욱,Seo, Seok-Jeong,Park, Ban-Uk 한국기계연구원 1986 기계연구원소보 Vol.16 No.-
전열교환기는 최근 대형건물 및 생산공장 등의 에너지 다소비 장소의 공기조화설비의 에너지 절감기기로서 크게 각광 받고 있다. 그 중에서도 특히 알루미늄 박판에 실리카-겔 분말을 코팅한 Honey comb형 로터는 현열 및 잠열 즉 전열을 흡수할 수 있어 폐에너지 회수용 전열교환기의 전열소자로서 점차 이용되고 있다. 그러나 국내에서는 현재까지 전열교환기의 핵심부품인 상기 로터를 전량 수입에 의존하여 왔다. 본 연구에서는 백륜공업(주)와 공동출연으로 실리카-겔 분말 코팅된 알루미늄 소재 박판만 수입하여 성형공정 기술을 개선, 향상시켜 국산로터의 시제품을 제작하고 그 성능을 시험하여 수입로터와 비교, 평가하였다. 연구결과, 국산개발 알루미늄 로터 시제품의 전열효율이 수입로터 보다 급배기 조건에 따라 1~5%정도 향상되었다. 또한 알루미늄 로터의 최적운전조건(11-13 r.p.m) 및 급배기 공기량비에 대한 적정조건도 연구결과로 얻어졌다.
홍재근,박반욱,Hong, Jae-Geun,Park, Ban-Uk 한국기계연구원 2002 硏究論文集 Vol.32 No.-
Performance demonstration with real flawed specimens has been strongly required for nondestructive evaluation of safety class components in nuclear power plant. Specimen has been designed to produce mechanical fatigue flaw with tension stress and fatigue flaw has been produced to control stress and cycle, for suitable roughness. Notch condition is considered for control of fracture mode. After seal welding for fracture surface, final welding was performed to complete flaw specimen with GTAW(Gas Tungsten Arc welding) and FCAW(Flux Cored Arc Welding). It was demonstrated flaw size of flawed specimen by radiographic. testing and ultrasonic testing.
전진수,박반욱,이주석,Jeon, Jin-Su,Park, Ban-Uk,Lee, Ju-Seok 재료연구소 1998 機械와 材料 Vol.10 No.2
원자력발전소 기기의 구조, 건전성 확보를 위해 기기가 적절한 기술기준에 따라 제작, 설치 및 운전되고 있는지 여부를 정부가 인정한 제3자에 의해 시행되는 검사를 원자력공인검사라하며 세부적으로 기기의 제작 및 시공단계에서 수행되는 공인검사를 제작/시공공인검사, 시운전 및 운전단계에서 수행되는 공인검사를 가동전/중공인검사로 분류하여 검사를 수행하고 있다. 현재 우리 연구원에서는 월성원자력 2,3,4호기를 비록하여 울진원자력3,4호기를 비롯하여 울진원자력3,4호기, 영광원자력5.6호기에 대한 시공공인검사를 수행하고 있으며 울진원자력5,6호기와 KEDO에서 시행하는 북한원전에 대한 시공공인검사를 준비하고 있는 실정이다. 여기에서는 현재 검사가 진행중인 월성원자력 2,3,4호기 시공공인검사를 중심으로 원자력발전소 시공에 적용하고 있는 공인검사에 대해 소개하고자 한다.
홍재근(Jae-Keun Hong),박지홍(Ji-Hong Park),손영호(Young-Ho Son),박반욱(Ban-Uk Park) 대한기계학회 2003 대한기계학회 춘추학술대회 Vol.2003 No.11
Performance demonstration with real flawed specimens has been strongly required for nondestructive evaluation of safety class components in nuclear power plant. Mechanical or thermal fatigue crack and inter-granular stress corrosion cracking could be occured in the in-service nuclear power plant and mechanical fatigue crack was selected to study in this paper. Specimen was designed to produce mechanical fatigue flaw under tensile stress. The number of cycle and the level of stress were controlled to obtain the desired flaw roughness. After exact physical measuring of the flaw size and location, fracture surface was seal welded in place to establish designed location and size. The remaining weld groove was then filled by using gas tungsten arc welding(GTAW) and flux cored arc welding(FCAW). The results of radiographic testing and ultrasonic testing showed that fatigue cracks were consistent with designed size and location in the final specimens.