• 한국음향학회지
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• 제36권5호
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• pp.314-320
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• 2017

일반적으로 감압밸브는 고압 가스에 의한 배관 파손을 방지하기 위해 설치된다. 그러나 감압 밸브를 지나면서 발생하는 급격한 압력 저하는 음향파의 형태로 전파되는 큰 음향 에너지를 발생 시키며, 하류 방향으로 전파되면서 배관의 벽면을 진동시키는 가진원으로 작용하여 배관의 파손을 유발한다. 따라서, 본 연구에서는 단순 수축-확장 배관을 대상으로 LES(Large-Eddy Simulation)기법과 파수-주파수 분석을 통해 유동장 내 비압축성 압력섭동과 압축성 압력 섭동을 분리하고, 밸브 유동에 의한 내부 유동소음을 예측하였다. 수치해석의 수렴성을 향상시키기 위해 먼저 정상상태 Reynolds-Averaged Navier-Stokes 방정식을 해석하여, 고정확도의 비정상 LES해석의 초기 값으로 활용하였으며, 비정상 유동장 결과로부터 파수-주파수 분석을 실시하였다. 파수-주파수 분석을 통해 비압축성 압력섭동과 압축성 압력섭동을 분리하였으며, 이를 통해 배관 내 음향유기진동에 의한 소음원 정보를 정확히 제공할 수 있음을 확인하였다.

• 한국추진공학회:학술대회논문집
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• 한국추진공학회 2011년도 제37회 추계학술대회논문집
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• pp.996-999
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• 2011

통합형 로켓 부스터 램제트(IRR) 엔진에서의 점화 및 램제트 단계에서의 유동 및 연소의 동적특성에 대한 연구를 수행하였다. 연구대상모델은 흡입구 전방 자유흐름 영역에서부터 노즐 출구까지 엔진 전체 유로가 포함되도록 하였으며, 로켓 부스터에 대한 연구를 통해 얻어진 유동장 계산 결과를 본 연구의 초기조건으로 사용함으로써 엔진의 작동 과정 전체에 대한 정보를 얻을 수 있도록 하였다. 본 연구에서는 점화과정에서 화염전파에 가장 영향을 미치는 요소와 유동의 진동을 유발하고 지속시키는 메커니즘에 대해 연구를 수행하였다.

• 한국소음진동공학회:학술대회논문집
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• 한국소음진동공학회 2008년도 추계학술대회논문집
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• pp.167-174
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• 2008

In this study, flutter analyses for supercritical airfoil have been conducted in transonic region. Advanced computational analysis system based on computational fluid dynamics (CFD) and computational structural dynamics (CSD) has been developed in order to investigate detailed static and dynamic responses of supercritical airfoil. Reynolds-averaged Navier-Stokes equations with Spalart-Allmaras (S-A) and SST ${\kappa}-{\omega}$ turbulence models are solved for unsteady flow problems. A fully implicit time marching scheme based on the Newmark direct integration method is used for computing the coupled aeroelastic governing equations of cascades for fluid-structure interaction (FSI) problems. Also, flow-induced vibration (FIV) analyses for various supercritical airfoil models have been conducted. Detailed flutter responses for supercritical are presented to show the physical performance and vibration characteristics in various angle of attack.

• 한국소음진동공학회논문집
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• 제12권4호
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• pp.261-271
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• 2002

The fluid-elastic instability analysis of the U-tube bundle inside the steam generator is very important not only for detailed design stage of the SG but also for the change of operating condition of the nuclear powerplant. However the calculation procedure for the fluid-elastic instability was so complicated that the consolidated computer program has not been developed until now. In this study, the numerical calculation procedure and the computer program to obtain the stability ratio were developed. The thermal-hydraulic data in the region of secondary side of steam generator was obtained from executing the ATHOS3 code. The distribution of the fluid density can be calculated by using the void fraction, enthalpy, and operating pressure. The effective mass distribution along the U-tube was required to calculate natural frequency and dynamic mode shape using the ANSYS ver. 5.6 code. Finally, stability ratios for selected tubes of the CE type steam generator were computed. We considered the YGN 3.4 nuclear powerplant as the model plant, and stability ratios were investigated at the flow exit region of the U-tube. From our results, stability ratios at the central and the outside region of the tube bundle are much higher than those of other region.

• 한국소음진동공학회:학술대회논문집
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• 한국소음진동공학회 2007년도 춘계학술대회논문집
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• pp.197-201
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• 2007

Vibration characteristics of an annular cylindrical fuel rod, which was proposed as a candidate design of fuel's cross section for the ultra-high burnup nuclear fuel, according to the cross-sectional dimensions and the number of supports or the span length were analytically studied. Finite element(FE) modeling for the annular cross sectional fuel was based on the methodology, that have been proven by the test verification, for the conventional PWR nuclear fuel rod. A commercial FEA code, ABAQUS, was used for the FE modeling and analysis. A planar beam element (B21) that uses a linear interpolation was used for the fuel rod and a linear spring element for the spring and dimple of the SG. Natural frequencies and mode shape were calculated according to the preliminary design candidates for the fuel's cross sectional dimension and the number of span. From the analysis results, the design scheme of the annular fuel compatible to the present PWR nuclear reactor core was discussed in terms of the number of supports and fuel's cross section.

• 한국압력기기공학회 논문집
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• 제11권2호
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• pp.68-74
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• 2015

Time domain response analysis for vibro-impact nonlinear behavior of multi-span tube with loose supports was performed using commercial FEA code and user subroutine. Support geometry of multi-span tube with a finite gap is realistically modeled by analytical rigid surface. Model of hydrodynamic force is based on the Qusai-steady model which accounts for the inclined angle of relative flow velocity and time delay between flow force and resulting tube motion. During tube vibration from flow loading, impact and friction at the support location is simulated using commercial FEA code with master slave contact algorithm. Analysis results has reasonable agreement with those of references and test experience. Plan of further refinement of analysis model and future test verification is briefly introduced.

• 한국추진공학회:학술대회논문집
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• 한국추진공학회 2010년도 제35회 추계학술대회논문집
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• pp.519-522
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• 2010

블레이드 구조변형 효과를 고려한 스테이터-로터의 케스케이드 모델의 상호간섭의 평가를 위하여 유체-구조 연계 해석 시스템을 수행하였다. 고정된 스테이트와 회전하는 로터는 상호 간섭 영향이 유동해석에 고려되었다. 또한 정적인 유체-구조 연게해석과 수렴률 증진을 효과적으로 수행하기 위하여 큰 인공감쇠를 가지는 Newmark 시간 적분 기법을 적용하였다. 수치 실험을 통해 탄성축 위치에 따른 구조 변형 효과가 케스케이드 성능에 미치는 영향을 파악하였다. 구조 변형 효과가 고려된 경우 일반적인 강체 블레이드모델에 대한 성능 예측 결과와 다소 차이가 유발될 수 있음을 보였으며 공력 탄성학적 영향을 확인하였다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제28권3호
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• pp.318-324
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• 2004

The stability of a simply supported straight pipe is investigated. The time dependent flow is assumed to vary harmonically about a constant mean velocity. Stability conditions and dynamic reponses of a governing equation are conducted by use of multiple scale mettled. Parametric resonances and combination resonances are investigated. Stability boundaries are analytically determined. The resulted stability conditions show that instabilities exist when the frequency of flow fluctuation is close to two times the natural frequency or to the sum of any two natural frequencies. In case that the fluctuated flow frequency is close to zero or to the difference of two natural frequencies, however, instabilities are not found up to the first order of perturbation. Stability charts are numerically Presented fir the first two vibration modes.

• 한국소음진동공학회:학술대회논문집
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• 한국소음진동공학회 2013년도 추계학술대회 논문집
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• pp.686-686
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• 2013

차량용 터보차져는 디젤엔진뿐만이 아니라 가솔린 엔진에서도 장착이 보편화 되었다. 터보차져는 엔진의 효율과 출력을 효과적으로 증가시키는데 매우 훌륭한 장치이기는 하나, 여러 가지의 소음 문제를 유발시키기도 한다. 이들 소음은 회전축의 거동에 의하여 유발되는 구조 전달 소음과 공기 유동에 의하여 유도되는 공력 소음으로 구분된다. 이와 더불어 웨이스트게이트 밸브를 전자적으로 제어하는 액츄에이터계 거동으로부터 발생되는 기계적 소음이 있는데, 이것이 밸브 떨림음이다. 이 소음은 밸브가 열려 있을 때에만 발생하는데, 이는 연결 구조물 사이의 간극이 외력에 의하여 강제 접촉을 유지하지 않고 밸브부터 액츄에이터 사이에 연결되어 있는 각 연결 구조물이 서로 자유단으로 접촉하고 있기 때문이다. 각 자유단 접촉점에서는 배기가스 맥동파에 의하여 충격 진동이 발생하고 이것이 터빈하우징으로 전달되어 밸브 떨림음이 발생하는 것이다. 그러나, 액츄에이터의 기계적 구동력에 의하여 액츄에이터의 모든 연결 구조물이 강제접촉을 유지하고 있는 기계식 액츄에이터에서는 발생하지 않는다. 본 논문에서는 불평형 회전축을 갖는 소형 진동 모터를 이용하여 전자식 액츄에이터에서 발생하는 밸브 떨림음 평가를 위한 장치를 고안하였으며, 이 장치를 이용하여 밸브 떨림음의 저감효과를 평가하였다. 소음 저감 방법으로는 구조물간 접촉 간극 축소 또는 웨이브 와셔 삽입, 밸브레버와 터빈하우징 사이에 조립되는 부싱의 헐거움 끼움이 효과적임을 확인하였다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제39권1호
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• pp.117-123
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• 2015

핵연료 연소시험 도중 핵연료봉에서 발생하는 열을 효과적으로 제거하기 위해서는 핵연료의 발열량을 정확하게 계산하고 충분한 유속을 갖는 냉각수를 순환시켜야 한다. 하나로는 개방형 수조 형태로서 핵연료 연소시험을 위한 별도의 냉각수 순환 루프를 갖추고 있는데, 여기에 핵연료 조사리그를 장착하고 냉각수를 순환시킴으로써 조사중인 핵연료봉의 온도를 일정온도 이하로 유지시킨다. 특히 순환되는 냉각수의 유속이 매우 높은 상태에서 조사리그 내에 부착된 부품이나 센서들이 유체유발 진동에 의해 파손되거나 기능을 상실하는 경우 매우 큰 기회비용을 야기한다. 본 연구에서는 조사리그 부품의 건전성 사전 검토 및 고속 유동에서의 센서 동작 특성에 대한 사전검토를 위해 냉각수 모의 순환장치를 개발하였다.