본 발명은 해수의 담수화 장치에 관한 것으로, 해수를 증기와 온수로 변환하도록 태양열을 이용하여 상기 해수를 가열하는 가열기와, 상기 가열기에 의해 변환된 상기 증기와 상기 온수를 분리하는 분리기를 포함하며, 상기 가열기는, 오목한 곡면을 갖는 반원통 형상으로 마련되고, 상기 반원통 형상의 길이방향을 따라 위치하는 다수의 초점을 향하여 내면으로 조사된 태양광을 반사하는 반사렌즈 및 상기 반사렌즈에 의해 반사된 상기 태양광의 열 에너지에 의해 상기 해수를 가열하도록, 상기 반사렌즈의 초점이 위치하는 길이방향의 지점을 따라 상기 해수가 흐를 수 있도록 형성되는 유로관을 포함하는 것을 특징으로 한다.
근사수평 이상반류유동에서의 플러딩천이에 대한 실험을 수행하였으며 이것을 바탕으로 반류유 동도(flow-regime map)를 완성하였다. 또 플러딩천이에 대한 응축의 영향을 고찰하였는데 플러 딩이 액체입구에서 야기될 때 플러딩 속도는 응축량을 고려한 유효증기량으로 표시되며 이 경우 반드시 히스테리시스효과를 동반하게 된다. 이 효과는 응축에 기인하는 것으로 그 메카니즘을 구명하였다. 또 전달액체유량이 영이 될 때의 임계증기속도는 액체분출유량이나 액체서브쿠울 링의 정도에 무관하며 본 연구에서 사용한 관의 경우, 수정 Wallis 변수로 1.74로 나타났다.
본 연구에서는 저에가 곤란한 저출력시의 증기발생기 수위에 의한 강제정지를 감소시키기 위한 방법을 강구하기 위해 증기발생기에 대한 기존의 열수력학적 모델들 을 수정, 보완하여 증기발생기에 실제적으로 작용하는 모든 입력인자와 출력인자인 수 위와의 관계를 전달함수의 형태로 파학하였다. 즉, 수축/팽창 현상과 직접적인 관계 가 있는 강수관(downcomer)에서의 유체력(driving force)을 정확히 계산하기 위해 모 멘텀 쎌(momentum cell)이 수위에 따라 달라지게 하였으며 1차측으로 부터의 열전달을 자세히 계산하기 위해 비등시작점을 경계로 하여 단상(single-phase)영역과 이상(two -phase)영역에 대해 각기 다른 관계식을 사용하였다.
원자력발전소 중대사고시 용융된 노심과 잔류냉각수가 증기폭발을 일으켜 원자로 격납용기의 건전성을 위협할 수 있다. 본 연구에서는 증기폭발을 모사할 수 있는 실험 장치를 제작하고, 물과 프레온을 사용하여 증기폭발실험을 수행하였다. 이때 고속카메라를 사용하여 폭발현상을 관측하였고, 동압측정기와 압력분출관을 이용하여 생성되는 폭발압력과 기계적인 에너지를 계측하였다. 이를 토대로 증기폭발의 중요인자들(물의 온도, 물의 주입속도, 물의 주입 시간, 그리고 냉매의 깊이)에 대한 민감도 분석을 수행하였다. 그리고, 압력용기 바닥의 구조물이 용융/냉각재의 반응에 미치는 영향을 살펴보기위하여 실험용기 내부에 그리드를 설치하여 폭발실험을 실시하였다. 물/프레온의 폭발실험에서 계측된 기계적에너지를 이용한 에너지효율은 0.5∼l.6%인 것으로 계산되었다.
Domestic nuclear steam generators with Alloy 600 HTMA tubes have experienced axial cracking at eggcrate tube support plates(TSPs). The axial stress corrosion cracks were observed at the crevice between outside of tubes and eggcrate TSPs. The root cause of axial cracking was investigated by thermal hydraulic analysis and sludge distribution diagnosis. It is suggested that deposition of sludge at eggcrate TSPs could increase the outside surface temperature of tube and promote the enrichment of impurities at crevice, and thus accelerate cracking. Additionally strategy for reducing the sludge ingress to steam generators is discussed.
Tracing the study of the burst test of steam generator tube, few studies have been reported to effect of external pressure acting on secondary-side in service condition. In this study the burst tests of Inconel 690TT were conducted in order to evaluate burst strength characteristics under the effect of external pressure. We obtained the result that the burst strength of Inconel 690TT increased when external pressure increased while both total circumferential elongation and uniform burst elongation were not affected. Also, according to the increased of external pressure, the size of the burst opening became smaller and the tear was getting severe.
본 연구에서는 수직 단일관에서의 재관수(reflux) 응축 현상에서 증기유량이 역류제한치보다 큰 경우에 발생하는 다양한 유동 패턴을 예측하고, 그 동적 특성을 해석하기 위한 모델을 개발하였다. 특히 L/D가 큰 재관수 응축기에서 발생하는 충전 방출 모드에서의 동적 특성을 예측하는 것이 목표이다. 응축기의 내부를 액체와 증기의 두 영역으로 나누어 질량, 에너지, 운동량 보존에 입각한 본 모델은, 형성된 물기둥의 진동시 갈래질 경계(bifurcation boundary)와 진동주기를 예측할 수 있다. 이 모델은 McMaster 대학에서 수행한 실험결과와 비교한 결과 양호한 예측을 했고, 튜브 직경변화 효과를 잘 묘사하였다. 이러한 단순 모델은 재관수 응축기의 설계시에 설계변수를 도출하는데 사용될 수 있고, 인위적으로 부여한 압력펄스를 이용하여 재관수 응축기의 운전영역을 개선하는데 기초로 활용될 수 있다.
Failure assessment of steam generator tube are very important for the integrity of energy plants. In pipes of energy plants, sometimes, the local wall thinning may result from severe erosion-corrosion damage. Recently, the effects of local wall thinning on fracture strength and fracture behavior of piping system have been well studied. In this paper, the elasto-plastic analysis is performed by FE code ANSIS on steam generator tube with wall thinning. We evaluated the failure mode, fracture strength and fracture behavior from FE analysis. It was possible to predict the crack initiation point by estimating true fracture ductility under multi-axial stress conditions at the center of the thinned area.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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