• Title/Summary/Keyword: 안정방출밸브

Search Result 5, Processing Time 0.017 seconds

Prediction of the Structural Safety of a Relief Valve Using Metamodel (메타모델을 이용한 압력방출밸브의 구조안전성 예측)

  • Kim, Nam-Hee;Lee, Kwon-Hee
    • Journal of the Korea Academia-Industrial cooperation Society
    • /
    • v.16 no.9
    • /
    • pp.5763-5768
    • /
    • 2015
  • A relief valve is a mechanical element to keep safety by controlling high pressure. Usually, the high pressure is relieved by using the spring force and letting the fluid to flow from another way out of system. When its normal pressure is reached, the relief valve can return to initial state. The relief valve should be designed for smooth operation and should satisfy the structural safety requirement under operating condition. The commercial software ANSYS/WORKBENCH is utilized for flow and structural analysis. Very high pressure may cause structural problem due to severe stress. The study suggests the design satisfying the structural design requirement

A Study on fluid leak detection technique for Safety valve (안전밸브 유체 누설 감지 기법에 대한 연구)

  • Kim, Dong soo;Ryu, Ho geun;Jang, Hoon;Chai, Jang bom
    • Proceedings of the Korean Society for Noise and Vibration Engineering Conference
    • /
    • 2014.04a
    • /
    • pp.215-215
    • /
    • 2014
  • 현재 가장 많이 사용되고 있는 스프링식 안전밸브는 스프링과 설정치 드리프트, 누설 취약성, 채터링에 의한 시트 파손등의 문제점을 지니고 있다. 안전밸브 디스크에서 발생하는 유체 누설은 안전밸브 설정압력 개방에 영향을 주며, 시트(Seat)면의 이물질 삽입, 균열 및 유체에 의한 침식(Erosion) 등에 의해 밸브 핵심 부품이 쉽게 손상되어 기기 성능 저하를 초래하게 된다. 따라서 유체 누설을 조기에 탐지하고 정량화하여 해당 기기의 상태정보 제공을 통한 누설 감지 기법 연구가 요구된다. 원자력 발전소의 경우 밸브에서 유체가 누설되면 밸브의 오작동 및 운전 안정성 저해 요인이 된다. 따라서 본 연구에서는 음향방출법을 이용하여 안전밸브의 유체 누설을 평가하고, 안전밸브의 음향신호 측정 위치 선정 및 누설량에 따른 음향신호를 분석하고자 한다.

  • PDF

Experience for development and capacity certification of safely relief valves (안전방출밸브 개발과 용량인증 사례)

  • Kim, Chil-Seong;No, Hui-Seon;Kim, Gang-Tae;Kim, Ji-Heon;Kim, Jong-Su
    • 유체기계공업학회:학술대회논문집
    • /
    • 2004.12a
    • /
    • pp.492-500
    • /
    • 2004
  • The purpose of this study is localization of safety relief valves fur Nuclear Service through technical development with overall design, fabrication, inspection, capacity certification test and functional qualification test of safety relief valves in accordance with KEPIC MN Code(or ASME Sec.III ). The safely relief valve is the important equipment used to protect the pressure vessel, the steam generator and the other pressure facility from overpressure by discharging the operating medium when the pressure of system is reaching the design pressure of the system. But we're depending on technology of the other country up to the present time. Because we don't have our own technologies, we have been spent the great time and money on installing and repairing safety relief valve at nuclear power plant. Therefore we have to achieve the development of safety relief valves for Nuclear Service with our own technologies.

  • PDF

Study on the Characteristics of Control by High Frequency ECU for Braking System (제동 시스템을 위한 고주파수 ECU의 제어 특성 연구)

  • Yeon, Kyu-Bong;Chong, Jong-Wha
    • Journal of the Korea Academia-Industrial cooperation Society
    • /
    • v.13 no.6
    • /
    • pp.2428-2434
    • /
    • 2012
  • This paper describes the control of a solenoid valve of ESC(Electronic Stability Control) with hydraulic modulator in braking system. ESC ECU(Electronic Control Unit) to control the high-frequency control and slope control method was applied, the surge pressure and EMI(electromagnetic interference) reduction characteristics were studied. The stage of ECU output was added the slope shaping function to reduce electromagnetic emission at higher frequencies. Measurements show that this high frequency ECU manages to reduce the surge pressure and electromagnetic emission by the control of solenoid valve. In conclusion, by using the results of this study for the high frequency ECU control, we could expect enhancement of braking system performance.

울진3,4호기 정전사고시 이차측 강제감압 사고관리 전략의 효과 분석

  • Song, Yong-Man;Park, Su-Yong;Kim, Dong-Ha;Choi, Young;Kim, Si-Dal
    • Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
    • /
    • 1998.05a
    • /
    • pp.771-776
    • /
    • 1998
  • 울진 원전 3,4 호기를 대상으로 MAAP4.0.2 코드를 이용하여 발전소 정전사고를 모의/분석했다. 본 분석에서는 사고진행에 따른 일.이차계통의 상태변화를 원자로용기 파손때까지 상세 파악하였다. 사고관리 관점에서, 발전소 정전사고는 이차측의 대기방출밸브를 통한 강제감압에 의해 사고진행을 완화할 수 있으며 이러한 운전원 조치에 의한 완화효과를 검토하였다 그 결과 감압시작 2시간후에 일차측은 약 24$^{\circ}C$ 의 과냉각도를 보이며 안정되었고. 사고시작 1시간 후부터 3시간 동안의 강제감압이 성공한 경우, 노심노출시간 기준으로 약 2시간의 지면효과가 있었다.

  • PDF