In recent years, the piping vibration in many Power Plants is being increased by the aged generating facilities due to a long time use. Generally, the pressure fluctuations associated with the flow-induced excitations in this case are broadband in nature. Mainly, the dominant sources of vibration are a vortex-shedding, plane waves and boundary layer turbulence. The peak level of the spectrum is proportional to the dynamic head. A severe disturbance in pipeline results in the generation of intense broadband internal sound waves which can propagate through the piping system. The characteristic frequencies of operating loads of 20%, 57%, 70%, 100% are 4 - 6 Hz and coincide with the results from impact hammering test and FEM analysis. We chose the wire energy absorbing rope restraint as a vibration reduction method after reviewing the various conditions such as site, installing space and economic cost etc. After installation, the vibration level was reduced about 54% in velocity.
A few Humidifier have vibration problems caused by velocity of flow, piping vibration and karman vortex. The crack is generated on pipe wall and humidifier are damaged. Vibration analysis is conducted to prevent pipe damage during the design. But the other problem are caused after analysis of vibration. Therefore in this paper, the vibration and static analysis have been measured and analyzed for pipes and curve. Also modal test is conducted for analysis of natural frequency.
Pipe vibration caused great threat to the safety in production. Strong pipeline vibration will line accessories, especially the joints and pipe fittings etc. pipe joints loosening and rupture, causing serious accidents. By the action of the compressor constant fluid flow within the pipe, this process produces pulsating fluid flow may cause vibration of the pipe, thereby reducing the efficiency of the pipeline, structural vibration induced fatigue, thereby resulting in even piping structural damage. This paper studies on the vibration problems caused by fluid, by analyzing the causes of pipeline vibration and factors affecting pipeline vibrations, FEM (Finite Element Method) analysis of modal and enforced vibration.
The component cooling water heat exchangers are critical components in a nuclear power plant. As the operation years of the heat exchanger go by, the maintenance costs required for continuous operation also increase. Most heat exchangers have carbon steel shells, tube support plates and flow baffles. The titanium tube is susceptible to flow induced vibration. The damage on carbon steel tube support rod and titanium tube around cooling water entrance area is inevitable. Therefore, analysis of internal flow around the component cooling water entrance and tube channel is a good opportunity to seek for failure prevention practice and maintenance method. The numerical study was carried out by FLUENT code to find out the causes of tube failure and its location.
에어컨 실외기 내부의 압축기 진동 소음은 실외기에서 발생하는 소음의 주 원인으로 인식되고 있었다. 하지만, 압축기의 작동 속도가 증가함에 따라 압축기에 연결된 배관계에서의 냉매 유동 기인 진동에 의한 소음의 상대적 기여도가 증가하였다. 본 논문에서는 에어컨 압축기 배기 배관계에서의 유체 기인 소음을 수치적으로 예측할 수 있는 해석방법을 정립하였다. 이 단계에서, 해석 결과와 실험결과의 비교를 통해 해석의 신뢰성을 확인하였다. 추가적으로, 압축기 배기 배관계 방사 소음에 대하여 압축기 맥동음과 압축기 진동에 의한 소음의 영향을 주파수 대역별로 비교하였다. 압축기 진동에 의한 소음이 저주파수 대역에 기여함을 확인하였으며, 압축기 맥동음이 고주파수에서의 소음에 영향을 줌을 확인하였다.
The plugging rate of reheater tubes of Wolsung unit 1 nuclear power plant has been increased by corrosion and erosion since 1990. As the dimensions of the new first stage reheater bundle tubes which were supplied by Hanjung company to replace were different from old one, numerical calculations are carried out for flow and heat transfer in the reheater bundle tubes of the N.P.P. Numerical calculations consists of thermal performance, drain line pressure drop, flow change by pressure drop of line, stress analysis of finned tubes and analysis of flow induced vibration. Computational analysis using heat transfer research institute program is adopted to verify the results of the numerical calculations. It contains the evalution of performance in the system with view to location of the new reheater bundle and it shows the differences between the numerical calculation results and heat transfer research institute program output.
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.
열교환기에서 유동 유발 진동은 배관의 파손을 유발할 수 있어서 열교환기의 구조 안정성을 위해 유동 유발 진동 특성을 규명할 필요가 있다. 본 연구는 단일 원관에서 입구의 유속이 일정한 경우와 주기적인 변동이 있는 경우에 대하여 시간에 따라 원관 주위에서 와류의 생성, 발달 및 분리 특성을 비교 분석하고 양력과 항력의 시간 변화 특성과 PSD 특성을 살펴보아 단일 원관에서 전방류의 주기적인 속도 변동에 따른 유동 특성을 규명하였다. 일정 입구 유속의 경우는 잘 알려진 칼만 와류 분포를 보여 주었으며 원관의 상하에서 교대로 와류가 발생, 성장, 분리하는 것을 관찰할 수 있었다. 주기적인 입구 유속의 경우는 원관의 상하에서 동시에 와류가 발생하는 것을 관찰할 수 있었다. 일정 입구 유속의 경우는 양력의 PSD 크기가 항력에 비해 약 500배 컸으며 주파수는 31.15 Hz이며 항력은 2배인 62.3 Hz로 나타났다. 주기적인 입구 유속의 경우는 항력의 PSD가 양력보다 약 500배 컸으며 주파수는 입구 유속의 주파수와 동일하게 15.57 Hz이며 양력의 주파수는 일정 입구 유속과 같은 칼만 와류 주파수인 31.15 Hz로 나타났다.
The phenomenon of fretting wear due to the flow-induced vibration in steam generator (SG) tube is a significant degradation mechanism in nuclear power plants. Fretting wear in SG tube is primarily attributed to the friction and impact forces between the SG tube and the tube support structures, experienced during nuclear power plants operation. While the Archard model has generally been used for the prediction of fretting wear in SG tube, it is limited by its linear nature. In this study, we introduced an "Impact Shear Work-rate" (ISW) model, which takes into account the combined effects of impact and sliding. The ISW model was evaluated using existing experimental data on fretting wear in SG tube and was compared against the Archard model. The prediction results using the ISW model were more accurate than those using the Archard model, particularly for impact forces.
전열관군으로 이루어진 열교환기에서 유동에 따른 진동은 전열 관군 배관의 파손을 유발할 수 있어서 열교환기에서 유동 유발 진동 특성을 규명할 필요가 있다. 본 연구는 전열 관군의 원관에서 입구의 유속이 일정한 경우와 주기적인 변동이 있는 경우에 대하여 시간에 따라 전열 관군 원관 1, 10 그리고 마지막 19번 원관에서 와류의 시간 변동 특성을 살펴보고 양력의 시간 변화 특성과 PSD 특성을 분석하여 전열 관군 원관에서 전방류의 주기적인 속도 변동에 따른 유동 특성을 규명하였다. 일정 입구 유속의 경우는 칼만 와류가 후류에 있는 원관의 유동에 영향을 미치고 있고 후류의 전열관군과 전방의 전열관군에서의 와류는 다소 시간적인 차이를 보여주지만 같은 주기의 칼만 와류를 발생하고 있음을 관찰할 수 있었다. 주기적인 입구 유속의 경우는 전열 관군에서 와류가 강한 유동이 흐르다가 유속이 줄어들 때는 와류가 약한 유동이 흐르는 것이 반복됨을 알 수 있다. 일정 입구 유속의 경우는 양력의 PSD로 살펴본 결과 주파수는 37.25Hz이며 19번 원관의 경우는 18.63Hz와 50Hz 근방에서 주파수가 관찰 되었다. 주기적인 입구 유속의 경우는 37.25Hz와 속도 주기인 18.63Hz에서 주된 주파수 특성을 보여주었다. 마지막 원관인 19번 원관은 20Hz에서 50Hz 사이에서 많은 피크 주파수를 관찰할 수 있었다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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