• 한국전산구조공학회논문집
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• 제12권1호
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• pp.15-27
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• 1999

본 연구에서는 노심지지배럴을 축솜형의 원통형 쉘로 이상화하여, 그의 모드 특성을 고찰하였다. 쉘의 모드 해석은 사용코드인 ANSYS를 이용하였으며, 일반적으로 사용하고 있는 요소인 SHELL61과 SHELL63을 이용하여 해석을 수행하였고 이들의 특성을 비교하였다. 또한 두께에 따른 모드 특성을 검토하여 쉘 요소의 사용 한계를 규정하였다. 한편 구멍이 있는 쉘과 없는 쉘의 모드 특성을 조사하여 구멍 및 그의 위치가 모드 특성에 미치는 영향을 파악하였다. 이들 모든 결과를 실험 및 이론에 의한 결과와 비교하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제44권5호
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• pp.501-506
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• 2012

Many innovative design features are employed in the reactor vessel internals of SMART, a small integral-type pressurized water reactor, one of which is the flow skirt, which uniformly distributes flow and horizontally restrains the lower part of the core support barrel. This new design requires a comprehensive investigation of vibration characteristics. Therefore, in this study, modal characteristics of flow skirts are investigated with finite element analysis. Specifically, we investigate how the presence of holes, the presence of three rings attached to the flow skirt, and the thickness of the lowest shell effect vibration characteristics. In addition, the fluid effect is addressed, since the flow skirt is submerged in the fluid.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제48권4호
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• pp.941-951
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• 2016

The aim of this work is to simulate the thermohydraulic consequences of a main steam line break and to compare the obtained results with Rossendorf Coolant Mixing Model (ROCOM) 1.1 experimental results. The objective is to utilize data from steady-state mixing experiments and computational fluid dynamics (CFD) calculations to determine the flow distribution and the effect of thermal mixing phenomena in the primary loops for the improvement of normal operation conditions and structural integrity assessment of pressurized water reactors. The numerical model of ROCOM was developed using the FLUENT code. The positions of the inlet and outlet boundary conditions and the distribution of detailed velocity/turbulence parameters were determined by preliminary calculations. The temperature fields of transient calculation were averaged in time and compared with time-averaged experimental data. The perforated barrel under the core inlet homogenizes the flow, and therefore, a uniform temperature distribution is formed in the pressure vessel bottom. The calculated and measured values of lowest temperature were equal. The inlet temperature is an essential parameter for safety assessment. The calculation predicts precisely the experimental results at the core inlet central region. CFD results showed a good agreement (both qualitatively and quantitatively) with experimental results.

• 소음진동
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• 제5권3호
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• pp.361-371
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• 1995

The vibration of reactor internals should be monitored and diagnosed for the early detection of the failure of reactor pressure vessel. This can be performed by analyzing the time-history signals from the excore neutron flux detertors. The conventional method is an on-demand system which generates power spectra through Fast Fourier Transform(FFT) algorithm. The operator can make his own decision to detect abnormal vibration using these spectra. This post- processing method, however, requires special expertise in the reactor noise analysis and signal processing for random data. It may mislead the operator into erroneous decision-making, if he is a novice in reactor noise analysis. Hence this study is focused on the automated monitoring and diagnosis procedure for the reactor noise analysis, especially on the Fuzzy algorithm to recognize the pattern of the vibration of Core Suport Barrel. The excore neutron signals of Yonggwang Nuclear Power Plant unit 3 is acquired and analyzed using conventional FFT spectra and tested to adopt the Fuzzy method. An Automated Monitoring and Diagnosis System for CSB Vibration using this Fuzzy method is proposed. Furthermore, vibration data for CSB of Youggwang Nnclear Power Plant unit 3 is presented.

• 한국소음진동공학회:학술대회논문집
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• 한국소음진동공학회 2014년도 추계학술대회 논문집
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• pp.106-109
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• 2014

In order to obtain dynamic behaviors of complex structures, it demands large amounts computational cost and time to perform the numerical analysis. The model reduction method helps these problems by dividing the full model into primary and unnecessary parts. In this research, we perform the modal analysis using the dynamic substructuring method, which is one of the model reduction methods, in order to obtain the dynamic characteristics of the cylindrical structures efficiently. To select the master degrees of freedom (dofs), we consider the mode shapes of the cylindrical structures. And then, we identify the validity of the dynamic substructuring method by applying the method to the simple cylinder and core support barrel (CSB) which is one of the reactor internals with the cylindrical shape. The results demonstrate that the dynamic characteristics from the dynamic substructuring method are well matched with the original method.

• 한국소음진동공학회:학술대회논문집
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• 한국소음진동공학회 2014년도 추계학술대회 논문집
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• pp.399-401
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• 2014

The comprehensive vibration assessment program(CVAP) of APR+ nuclear power plant(NPP) is classified as non-prototype, category II with Palo Verde NPP as valid prototype. In this paper, CVAP for first plant of APR+ NPP is proposed. The Control Element Assembly(CEA) shroud of APR+ NPP is different from that of Palo Verde NPP. And the Core Support Barrel(CSB) outer diameter and the flow rate of normal operation of APR+ NPP are larger than those of Palo Verde NPP. Vibration and stress analysis program should be conducted to establish test acceptance criteria. Limited vibration measurement program should be implemented to establish the margin of safety, demonstrate the satisfaction of test acceptance criteria and confirm the similar vibratory response between the APR+ and Palo Verde NPP. Because of the change of normal operation condition, the nominal differences between APR+ and Palo Verde NPP in the structural and hydraulic analysis are studied to determine the measurement locations.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권5호
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• pp.710-720
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• 1995

원자로에서 펌프에 의해 야기되는 맥동 압력은 원자로 내부 구조물에 진동과 손상을 줄 수 있기 때문에 관심이 증가되고 있다. 본 연구에서는 냉각관과 환형관(원자로 압력 용기와 노심 보호 지지대 사이)으로 구성된 기하 형태에서 펌프에 의해 야기되는 맥동 압력을 해석할 수 있는 수력학적 모델을 개발하였다. 수학적 지배 방정식은 압축성, 비점성 유체에 대해 선형화된 Navier-Stokes 방정식이다. 냉각관과 환형관을 따로 분리하여 해석하고 두영역의 커플링 영향을 고려하였다. 또한 본 기하 형태에서 펌프맥동 압력에 영향을 미치는 주요 기하 인자에 대한 평가를 수행하였다. 본 해석 결과와 실험차를 비교하여 만족할 만한 결과를 얻었다.

• 한국소음진동공학회:학술대회논문집
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• 한국소음진동공학회 2005년도 추계학술대회논문집
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• pp.267-270
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• 2005

Finite element model of pressurized water reactor internals were obtained using ANSYS software package to analyze dynamic characteristics. The pressure vessel, hold-down ring, alinement key, core support barrel(CSB), upper guide structure(UGS) and fluid gap were fully modeled using structural solid element(SOLID45) and fluid element(FLUID80) which is one of element types. Also modal analysis using the above finite element model has been performed. As a result, it was found that the fundamental beam mode natural frequency of the CSB were 8.2 Hz, the shell mode one 14.5 Hz. To verify the Finite Element Analysis(FEA), we compare the analysis result with experimental data that is obtained from the plant IVMS(internal Vibration Monitoring System). The experimental results are good agreement with the FEA model.

• 한국지반공학회논문집
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• 제23권1호
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• pp.13-21
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• 2007

암반에 근입된 현장타설말뚝은 뛰어난 암반의 지지능력을 이용함으로써 교량이나 다른 대형구조물의 기초형식으로 널리 사용 중이다. 이러한 암반 근입 말뚝의 지지력은 주면 마찰력과 선단지지력으로 나누어 지는데 이 중 암바부의 주면마찰력이 대부분의 상부하중을 지지하는 경우가 많다. 몇몇의 연구자들에 의하여 암반 근입부의 공벽 거칠기가 주면마찰력에 영향을 준다는 보고를 하였으나, 거칠기에 중요한 영향을 미칠 것으로 판단되는 굴착장비에 따른 거칠기에 관한 연구는 부족한 실정이다. 본 연구에서는 현장시험을 통하여 암반 굴착장비에 따른 공벽 거칠기에 대한 영향을 분석하였고, 그 결과로 굴착도구가 거칠기에 영향을 미치는 것으로 확인되었다.

• 한국자기학회지
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• 제25권3호
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• pp.83-86
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• 2015

무기체계가 첨단, 고도화되면서 탄약을 정밀 제어하여 목표를 타격하기 위하여 공중폭발탄(ABM)이 개발되어 전장에서 운용되고 있다. 이러한 공중폭발탄의 시한정밀도를 향상시키기 위하여 총구를 이탈하는 탄의 속도를 측정하여 표적까지의 정확한 비행시간을 계산한 후 탄에 입력하여야 한다. 본 연구에서는 K4 기관총의 소염기 부분에 탄을 감지할 수 있는 장치를 도입하였다. 탄약의 주요 금속 부품은 신관 부분의 알루미늄과 파편 효과를 발휘하는 탄체의 철 부분, 총열의 강선부를 통과할 때 직진운동을 회전운동으로 전환시키는 회전탄대의 구리로 구성되어 있는데 알루미늄 부분을 탐지하기 위하여 와전류 탐촉자의 원리를 도입하였다. 탄이 총구를 벗어나는 수십 us 동안 탄속을 측정하기 위하여 U 자형의 MnZn Ferrite 코어에 코일을 권선하여 200 kHz의 교류 전류를 인가하여 탄의 총구 이탈 속도를 측정하였으며, 도플러 레이더와 병행 계측한 결과 ${\pm}1%$ 이내에서 잘 일치하였다.