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조재완,정경민 제어로봇시스템학회 2011 제어로봇시스템학회 각 지부별 자료집 Vol.2011 No.7
본 논문에서는 일본 원자력안전보안원의 발표자료와 일본 동경전력이 제공한 자료를 토대로 후쿠시마원전에서 사용된 로봇의 현황을 조사하였다. 후쿠시마 원전사고와 관련하여 각국이 제공한 로봇의 모델은 모두 5종류이다. 그러나 실제로 원자로 건물에 투입된 로봇은 iROBOT 사의 Packbot에 불과하다. 체르노빌 원전사로를 계기로 프랑스와 독일이 중심이 되어 개발된 원자력 재해대응 로봇은 프랑스와 독일 정부가 앞장서서 제공 의사를 밝혔으나 동경 전력(주)이 거부하였다. 원전사고를 완화시키는데 결정적 효과를 기대할 수 없다는 판단에 근거하여 동경전력(주)이 완곡하게 거부하였다. 일본은 “Robot Japan” 이라는 국가 브랜드로 로봇 산업을 육성하고 산업용 로봇 세계 시장의 70%이상의 점유율을 차지하고 있으나, 이번 후쿠시마 원전사고에서는 자국 로봇의 활약을 지켜볼 수 없었다. 미국 iROBOT 사의 Packbot은 군사용 로봇으로 이라크, 아프칸 전장에 투입된 이력이 전부로 원자력 재해대응을 위해 개발된 로봇이 아니다. 본 논문에서는 후쿠시마 원전사고대책본부가 자국의 지진 및 재난대응 로봇을 투입하지 않고 미국 iROBOT사의 Packbot을 투입한 원인을 분석하고 원전재해 대응 로봇이 갖춰야 할 기능 및 요건에 대해 기술하고자 한다.
3원호 미끄럼 베어링을 적용한 공작기계 주축계의 정적 및 동적 특성 해석시스템 개발
조재완,김석일,이군석,김춘배 韓國工作機械學會 2000 한국생산제조학회지 Vol.9 No.4
In this study, a static and dynamic characteristics analysis system for machine tool spindle systems with 3 lobe sliding bearings is developed based on Timoshenko theory, finite element method and windows programming techniques. And the characteristic values of 3 lobe sliding bearings such as eccentricity ratio, attitude angle, friction coefficient, stiffness coefficients, damping coefficients and so on, are determined by using the thermal equilibrium condition of spindle sys-tems. Since the developed system has various analysis modules related to static deformation analysis, modal analysis, fre-quency response analysis and so on, it can be utilized to perform systematically the design and evaluation processes of spindle systems with 3 lobe sliding bearings under windows GUI environment.
조재완,최영수,정경민 제어로봇시스템학회 2016 제어로봇시스템학회 각 지부별 자료집 Vol.2016 No.01
In this paper, range measurement performance of LRF (laser range finder) module and image contrast of color CCD camera are evaluated under the aerosol (high temperature steam) environments, which are simulated severe accident conditions of the LWR (light-water-reactor) nuclear power plant. Data of LRF and color CCD camera are key informations, which are needed in the implementation of SLAM (simultaneous localization and mapping) function for emergency response robot system to cope with urgently accidents of the nuclear power plant.
초음파 펄스 서모그라피를 이용한 세라믹 전열 판의 결함 검출
조재완,서용칠,정승호,김승호,정현규,Cho, Jai-Wan,Seo, Yong-Chil,Jung, Seung-Ho,Kim, Seung-Ho,Jung, Hyun-Kyu 한국세라믹학회 2006 한국세라믹학회지 Vol.43 No.4
The applicability of UPT (Ultrasound Pulse Thermography) for real-time defect detection of the ceramic heating plate is described. The ceramic heating plate with superior insulation and high radiation is used to control the water temperature in underwater environment. The underwater temperature control system can be damaged owing to the short circuit, which resulted from the defect of the ceramic heating plate. A high power ultrasonic energy with pulse duration of 280 ms was injected into the ceramic heating plate in the vertical direction. The ultrasound excited vibration energy sent into the component propagate inside the sample until they were converted to the heat in the vicinity of the defect. Therefore, an injection of the ultrasound pulse wave which results in heat generation, turns the defect into a local thermal wave transmitter. Its local emission is monitored and recorded via the thermal infrared camera at the surface which is processed by image recording system. Measurements were Performed on 4 kinds of samples, composed of 3 intact plates and the defect plate. The observed thermal image revealed two area of crack in the defective ceramic heating plate.
원자로 압력용기 입/출구 노즐 결함부 유지보수를 위한 고출력 레이저의 변수 제어프로그램 설계
조재완,정진만 제어로봇시스템학회 2011 제어로봇시스템학회 각 지부별 자료집 Vol.2011 No.7
원자로 압력용기는 방사능 물질의 대기 방출을 차단하는 심층방어(DID, defense-in-depth)개념에서 핵연료봉 피복재(제1방호벽)에 이어 제 2방호벽 역할을 수행한다. 원자력 발전소의 기기 등급과 품질보증 등급을 정의는 ANSI/ANS-51.1-1983 및 Reg Guide 1.26에 의하면 원자로 압력용기는 안전등급 I(SC-I, safety class I)과 품질보증 등급 A로 정의된다. 안전등급 I 기기는 원자력 발전소 설계수명동안에 원자로 냉각재 압력경계의 건전성을 유지하고 방사능 물질의 완벽한 차폐를 위해 재료의 구성 성분 및 비율까지 엄격히 통제된다. 금번 후쿠시마 원전사고에서 보는 바와 같이 원자로 압력용기의 건전성이 압력용기 하부의 제어봉 삽입 노즐 용접부의 일부 손상을 제외하고 거의 유지되었기 때문에 체르노빌 원전사고와 같이 수많은 인명피해를 초래한 대형 방사능 사고를 방지할 수 있었다고 판단된다. 원자로 압력용기의 건전성을 확보하기 위해 압력용기 입/출구 노즐과 주 배관 사이의 이종금속 용접부에서 일차 냉각수 응력부실균열 (PWSCC, primary water stress corrosion crack)로 인한 손상을 예방 또는 정비하기 위한 Weld Inlay 기술이 필요하다. 일차 냉각수에는 핵연료집합체가 장전된 원자로압력용기에서 중성자에 의한 핵반응을 제어하기위해 붕소가 용해되었다. Weld Inlay 기술은 PWSCC에 민감한 일차 냉각수와 접촉하는 입/출구 노즐 용접부(Alloy 82/182)표면 일부를 제거한 다음, ASME Code Care N-766, N-516-3, N-770 등에서 제시하는 요건을 만족하도록 PWSCC 저항성이 우수한 재료(Alloy 52M)로 덧씌움 용접하는 기술이다. Weld Inlay 용접 Tool로 광섬유 전송이 가능한 고출력 레이저를 이용한다. 본 논문에서는 최적의 Weld Inlay 용접조건 도출을 위하여 고출력 레이저 시스템의 레이저 변수제어 프로그램을 설계하였다. 실제 유지보수 작업이 수행되는 원자로 건물 내의 작업 환경과 원자력 작업종사자의 특성을 고려하여 GUI 특성이 우수한 LabView 개발 Tool을 이용하여 레이저 변수 제어프로그램을 설계하였다.
MEASUREMENT OF NUCLEAR FUEL ROD DEFORMATION USING AN IMAGE PROCESSING TECHNIQUE
조재완,YOUNGSOO CHOI,KYUNGMIN JEONG,JUNGCHEOL SHIN 한국원자력학회 2011 Nuclear Engineering and Technology Vol.43 No.2
In this paper, a deformation measurement technology for nuclear fuel rods is proposed. The deformation measurementsystem includes a high-definition CMOS image sensor, a lens, a semiconductor laser line beam marker, and optical andmechanical accessories. The basic idea of the proposed deformation measurement system is to illuminate the outer surface ofa fuel rod with a collimated laser line beam at an angle of 45 degrees or higher. For this method, it is assumed that a nuclearfuel rod and the optical axis of the image sensor for observing the rod are vertically composed. The relative motion of thefuel rod in the horizontal direction causes the illuminated laser line beam to move vertically along the surface of the fuel rod.The resulting change of the laser line beam position on the surface of the fuel rod is imaged as a parabolic beam in the high-definition CMOS image sensor. An ellipse model is then extracted from the parabolic beam pattern. The center coordinatesof the ellipse model are taken as the feature of the deformed fuel rod. The vertical offset of the feature point of the nuclearfuel rod is derived based on the displacement of the offset in the horizontal direction. Based on the experimental results for anuclear fuel rod sample with a formation of surface crud, an inspection resolution of 50 is achieved using the proposedmethod. In terms of the degree of precision, this inspection resolution is an improvement of more than 300% from a 150 resolution, which is the conventional measurement criteria required for the deformation of neutron irradiated fuel rods.