A correct understanding of vibration-based degradation is crucial from the standpoint of maintenance for Steam Generators (SG) as crucial mechanical equipment in nuclear power plants. This study has established a novel approach to developing a model for investigating tube bundle degradation according to crack growth caused by two-phase Flow-Induced Vibration (FIV). An important step in the approach is to calculate the two-phase flow field parameters between the SG tube bundles in various zones using the porous media model to determine the velocity and vapor volume fraction. Afterward, to determine the vibration properties of the tube bundles, the Fluid-Solid Interaction (FSI) analysis is performed in eighteen thermal-hydraulic zones. Tube bundle degradation based on crack growth using the sixteen most probable initial cracks and within each SG thermal-hydraulic zone is performed to calculate useful lifetime. Large Eddy Simulation (LES) model, Paris law, and Wiener process model are considered to model the turbulent crossflow around the tube bundles, simulation of elliptical crack growth due to the vibration characteristics, and estimation of SG tube bundles degradation, respectively. The analysis shows that the tube deforms most noticeably in the zone with the highest velocity. As a result, cracks propagate more quickly in the tube with a higher height. In all simulations based on different initial crack sizes, it was observed that zone 16 experiences the greatest deformation and, subsequently, the fastest degradation, with a velocity and vapor volume fraction of 0.5 m/s and 0.4, respectively.
Fluid-elastic instability and turbulence excitation for an under developing steam generator are investigated numerically. The stability ratio and the amplitude of turbulence excitation are obtained by using the PIAT (Program for Integrity Assessment of Steam Generator Tube) code from the information on the thermal-hydraulic data of the steam generator. The aspect ratio, the ratio between the height of U-tube from the upper most tube support plate (h) and the width of two vertical portion of U-tube (w), is defined for geometric parameter study. Several aspect ratios with relocation of tube support plates are adopted to study the effects on the mode shapes and characteristics of flow-induced vibration. When the aspect ratio exceeds value of 1, most of the mode shapes at low frequency are generated at the top of U-tube. It makes very high value of the stability ratio and the amplitude of turbulent excitation as well. We can consider that the local mode shape at the upper side of U-tube will develop the wear phenomena between the tube and the anti-vibration bars such as vertical, horizontal, and diagonal strips. It turns out that the aspect ratio reveals very important parameter for the design stage of the steam generator. The appropriate value of the aspect ratio should be specified and applied.
Fluid-elastic instability and turbulence excitation for an under developing steam generator are investigated numerically. The stability ratio and the amplitude of turbulence excitation are obtained by using the $PIAT^{(R)}$ (program for integrity assessment of steam generator tube) code from the information on the thermal-hydraulic data of the steam generator. The aspect ratio, the ratio between the height of U-tube from the upper most tube support Plate (h) and the width of two vertical portion of U-tube (w), is defined for geometric parameter study. Several aspect ratios with relocation of tube support plates are adopted to study the effects on the mode shapes and characteristics of flow-induced vibration. When the aspect ratio exceeds value of 1, most of the mode shapes at low frequency are generated at the top of U-tube. It makes very high value of the stability ratio and the amplitude of turbulent excitation as well. We can consider that the local mode shape at the upper side of U-tube will develop the wear phenomena between the tube and the anti-nitration bars such as vortical, horizontal, and diagonal strips. It turns out that the aspect ratio reveals very important parameter for the design stage of the steam generator. The appropriate value of the aspect ratio should be specified and applied.
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.
A Very High Temperature Gas Cooled Reactor (VHTR) has been selected as a high energy heat source of the order of $950^{\circ}C$ for nuclear hydrogen generation, which can produce hydrogen from water or natural gas. A primary hot gas duct (HGD) as a coaxial double-tube type cross vessel is a key component connecting a reactor pressure vessel and an intermediate heat exchanger in the VHTR. In this study, a structural sizing methodology for the primary HGD of the VHTR is suggested in order to modulate a flow-induced vibration (FIV). And as an example, a structural sizing of the horizontal HGD with a coaxial double-tube structure was carried out using the suggested method. These activities include a decision of the geometric dimensions, a selection of the material, and an evaluation of the strength of the coaxial double-tube type cross vessel components. Also in order to compare the FIV characteristics of the proposed design cases, a fluid-structure interaction (FSI) analysis was carried out using the ADINA code.
The PWR Nuclear Fuel assembly consists of more than 250 fuel rods that are supported by leaf springs in the cells of more than 10 Spacer Grids (SG) along the rod length. Since it is not easy to conduct mechanical tests on a full-scale model basis, the small-scaled rod bundle (5$\times$5) is generally used for various performance tests during the development stage. As one of the small-scaled tests, a flow test should be carried out in order to verify the performance of the spacer grid like the coolant mixing performance and to obtain the Flow-Induced Vibration (FIV) characteristics of the rod bundle over the specified flow range. A vibration test should be also performed to obtain the modal parameters of the bundle prior to the flow test. In this study, we want to develop the estimation procedure of the damping ratio for the small scaled test bundle. For the damping factor of the rod bundle and the grid case at the first vibration mode, as one of the vibration tests, a so-called pluck testing has been performed in air as a preliminary test prior to in-flow damping measurement test. Logarithmic decrement method is used for calculation of the damping ratio. Estimated damping ratio of the rod bundle is about 0.7% with reasonable error of 2% for the previous results. Nonlinear behavior of the rod bundle might be stem mainly Iron the rod-grid support configuration.
According to the wear detection history for the steam generator tubes in the nuclear power plant, the outer tubes inside the steam generator have more problems on the flow-induced vibration than inner tubes. Many researchers and engineers have used a specified added mass coefficient for a given tube array during the design stage of the steam generator even though the coefficient is not constant for entire tube in cylindrical shell. The aim of this study is to find out the distribution of added mass coefficients for each tube along the radial location. When numbers of tubes inside a cylindrical shell are increased, values of added mass coefficients are also increased. Added mass coefficients at outer tubes are less than those of inner tubes and they are decreased with increasing the gap between the outermost tube and the cylindrical shell. It also turns out when the gap between the outermost tube and the cylindrical shell approaches infinite value, the added mass coefficient converges to an asymptotic value of given tube array in a free fluid field.
The fuel rods in the Pressurized water reactor are continuously supported by a spring system called a spacer grid which is one of the main structural components for the fuel rod cluster(fuel assembly). The fuel rods vibrate within the reactor due to coolant flow. Since the vibration, which is called flow-induced vibration(FIV) can wear away the surface of the fuel rod, it is important to understand it's vibration characteristics. In this paper, the vibration analyses and the tests for the dummy rods supported by New Doublet(ND) spacer grids are described. A new FE model which reflects the contact area between the rod and ND spacer grid spring is developed to replace the previous one by which a good agreement could not be obtained with the vibration test. The natural frequency and mode shape calculated by both the Previous FE model and the new one are compared with those of experiment for a single-spanned rod supported by two ND spacer grids. The results of the new model showed good agreement with the experiment compared with those of previous model. In addition. the new FE model is applied to the vibration analysis for the dummy rod of 2.189 mm tall continuously supported by five ND spacer grids. It is also obtained that the analysis results of the new FE model well agreed to experiment ones as the single-spanned rod.
The fuel rods in the pressurized water reactor are continuously supported by a spring system called a spacer grid which is one of the main structural components for the fuel rod cluster (fuel assembly). The fuel rods are vibrating within the reactor due to coolant flow. Since the vibration, what is called flow-induced vibration(FIV), can wear away the surface of the fuel rod, it is important to understand the vibration characteristics of it. In this paper, the vibration analyses and the tests for the dummy rods supported by New Doublet(ND) spacer grids are described. A new FE model which reflects the contact area between the rod and ND spacer grid spring is developed to replace the previous one by which a good agreement could not be obtained with the vibration test. The natural frequency and mode shape calculated by both the previous FE model and the new one are compared with those of experiment fur a single-spanned rod supported by two ND spacer grids. The results by the new model show good agreement to experiment as compared with the ones by previous model. In addition, the new FE model is applied to the vibration analysis fur the dummy rod of 2.19 m tall continuously supported by five ND spacer grids. It is also obtained that the analysis results by the new FE model well agree to experiment ones as the single-spanned rod.
The PWR Nuclear Fuel assembly consists of more than 250 fuel rods that are supported by leaf springs in the cells of more than 10 Spacer Grids (SG) along the rod length. Since it is not easy to conduct mechanical tests on a full-scale model basis, the small-scaled rod bundle $(5\times5)$ which is called partial fuel assembly is generally used for various performance tests during the development stage. As one of the small-scaled tests, a flow test should be carried out in order to verify the performance of the spacer grid to obtain the Flow-Induced Vibration (FIV) characteristics of the scaled fuel assembly over the specified flow range. A vibration test should be also performed to obtain the modal parameters of the assembly prior to the flow test. In this study, we want to develop the estimation procedure of the damping ratio for the scaled test assembly. For the damping factor of the partial fuel assembly and the grid cage at the first vibration mode, as one of the vibration tests, a so-called pluck testing has been performed in air as a preliminary test prior to in-flow damping measurement test. Logarithmic decrement method is used for calculation of the damping ratio. Estimated damping ratio of the partial fuel assembly is about $0.7\%$ with reasonable error of $2\%$ for the previous results. Nonlinear behavior of the partial fuel assembly might be stem mainly from the rod-grid support configuration.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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