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레이저 Remelting 처리된 Co 기지 하드페이싱 합금의 미세조직 특성
한원진(Won Jin Han),김우성(Woo Sung Kim) 한국레이저가공학회 2004 한국레이저가공학회지 Vol.7 No.2
Laser remelting of surface of cobalt-based hardfacing alloy can eliminate impurities and cracks and improve the wear resistance. In this present study, Stellite #6 and #21 harfacing alloys were remelted by a 3㎾ CO2 laser. Hardness distribution and microstructures in the laser remelted zone was investigated. Our results showed that in proper laser parameters laser remelted surface of hard facing alloy had more refined microstructure and more increased micro-hardness than the base material.
한원진(Won-Jin Han),이상철(Sang-Cheol Lee),이선호(Seon-Ho Lee) 대한기계학회 2008 대한기계학회 춘추학술대회 Vol.2008 No.11
Laser cladding technology was studied as a method for upgrading the present repair procedures of damaged tubes in a nuclear steam generator and Doosan subsequently developed and designed a new Laser Cladding Repair System. One of the important features of this newly developed Laser Cladding Repair System is that molten metal can be deposited on damaged tube surfaces using a laser beam and filler wire without the need to install sleeves inside the tube. Laser cladding qualification tests on the steam generator tube material, Alloy 600, were performed according to ASME Section IX. Residual stress analyses were performed for weld metal and heat affected zone of as-welded and PWHT with SYSWELD software.
원자로 BMI 노즐 검사를 위한 자동화 비파괴검사 시스템 개발
박준수(Joon Soo Park),이원근(Won Kun Lee),한원진(Won Jin Han),이선호(Sun Ho Lee),성운학(Un Hak Seong) 한국비파괴검사학회 2013 한국비파괴검사학회지 Vol.33 No.1
원자로 BMI 노즐은 원자력발전 설비의 운영을 위한 핵심요소 중 하나이며 하부헤드에 설치되어 있다. 상부헤드에 비해 비교적 저온영역에 있지만 최근 외국사례에 비추어 볼 때 PWSCC의 발생 가능성이 크기 때문에 가동중 비파괴검사가 반드시 필요하다. 그러나 BMI 노즐은 원자로 하부에 있기 때문에 고방사선 구역이며 원자로 내부는 붕산수로 채워져 있기 때문에 접근이 매우 어렵다. 본 연구에서 BMI 노즐 검사를 위하여 TOFD를 이용한 탐촉자를 개발하였고, 자동화검사를 위해 내방수 기능을 가진 스캐너를 개발하였다. 또한, BMI 노즐과 동일한 재질 및 형상으로 인공결함시험편을 제작하여 자동화 비파괴검사 시스템의 성능검증을 수행하였다. BMI nozzles in bottom head of the nuclear vessel are one of major components in nuclear power plants. The BMI nozzles have high possibility to generate PWSCC(primary water stress corrosion crack) according to recent foreign case although operation temperature is lower then the upper head of the nuclear vessel. Thus, nondestructive inspection of the BMI nozzles is required. But, inspection of BMI nozzles is not easy since the BMI nozzles placed in high radiated area and inside the nozzles filled with boric acid. Thus, in this study, a TOFD transducer for inspection of BMI and automated scanner system with water were developed. Also, validation of performance of the developed transducer and system are performed using specimens with artificial defects.
단 채널 GaAs MESFET의 속도 포화영역에서 2차원 전위 도출을 위한 해석적 모델
오영해(Young-Hae Oh),장은성(Eun-Sung Jang),양진석(Jin-Seok Yang),최수홍(Soo-Hong Choi),갈진하(Jin-Ha Kal),한원진(Won-Jin Han),홍순석(Sun-Suck Hong) 대한전자공학회 2008 電子工學會論文誌-SD (Semiconductor and devices) Vol.45 No.11
본 논문에서는 단 채널 GaAs MESFET의 포화영역에서의 I-V 특성을 도출하기 위한 해석적 모델을 제안하였다. 기존의 단 채널 GaAs MESFET에 대한 해석이 채널 pinch-off의 개념이 도입되는 모델이었던 반면, 본 논문에서는 전자의 속도 포화영역이 유한한 채널 폭을 갖으면서 전류 연속 조건을 만족하도록 공핍영역의 2차원 전위 분포 식을 도출하였다. 또한 속도 포화영역의 길이를 채널 전체 길이, 채널 도핑 농도, 게이트 전압 및 드레인 전압의 함수로 도출하여 포화영역에서의 Early 효과를 보다 합리적으로 설명할 수 있음을 보이고 있다. In this paper, we suggest an analytical model that can derive the I-V characteristics in the saturation region of a short channel GaAs MESFET. Instead of the pinch-off concept that has been used in the conventional models, we can derive the two-dimensional potential in the depletion region in order that the velocity saturation region cannot be pinched-off and the current continuity condition can be satisfied. Obtained expression for the velocity saturation length is expressed in terms of the total channel length, channel doping density, gate voltage, and drain voltage. Compared with the conventional channel length shortening models, the present model seems to be considerably accurate and more reasonable in explaining the Early effect.
선광상(Kwang-Sang Seon),조성근(Sung-Keun Cho),허용(Yong Huh),구재민(Jae-Mean Koo),석창성(Chang-Sung Seok),한원진(Won-Jin Han),이상철(Sang-Cheol Lee),김무용(Moo-Yong Kim),박태정(Tae-Jung Park) 대한기계학회 2008 대한기계학회 춘추학술대회 Vol.2008 No.5
The Steam generator is composed of heat pipes, tube sheets and tube support plates etc. Among them, the support plate restricts rotation and deflection of the heat pipe and there is the big difference of stiffness according to the hole shape. Thus, the designers and researchers of a nuclear power plant were trying to find a optimum shape using FEA and test. In this paper, We evaluated the stiffness of B-TSP through FEA and tests under elastic range of load. Also We evaluated the effect of the support plate on the load direction and specimen size.