• 대한기계학회논문집
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• 제15권6호
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• pp.1948-1966
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• 1991

본 연구에서는 2상 횡유동을 받는 튜브군의 진동 메카니즘을 규명하기 위한 실험계획의 일환으로 실시된 실험으로부터 튜브군의 유체탄성 불안정성 상수에 관해 고찰하였다. 실험은 먼저 p/d=1.47 및 1.32 튜브군에 대해 수행되었는데, 이들 튜브 군의 결과는 참고문헌에 발표하였다. 본 논문은 후속 실험으로 수행된 p/d=1.22인 튜브군을 사용하여 유체탄성 불안정성 상수를 고찰한 참고문헌의 후속논문이다. 실 험은 액체상태로 부터 99% 보이드율(void fraction)까지 변화된 2상 유동에서 튜브가 유체탄성 불안정성 상태에 도달할 때까지 점진적으로 증가하였다.실험결과는 p/d= 1.32 alc 1.47 튜브군의 유체탄성 불안정성 결과들과 종합. 비교되었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(1)
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• pp.496-501
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• 1998

최근 국내의 PWR 발전소에서는 유체유발진동에 의한 핵연료의 Fretting Wear가 많이 발생하였다. 이는 Baffle Jetting이나 그 밖의 요인도 있을 수 있으나 핵연료의 장주기화, 높은 열적여유도등의 설계요건을 만족하기 위한 노심 내의 유동조건 변화에 기인한다. 특히 고리 2호기에서 발생한 핵연료 손상 중 15%정도가 유체유발진동으로 추정되고 있다. 따라서 본 연구는 손상 핵연료의 노심내 위치, 부위, 유동조건 등으로 부터 유체유발진동의 주요 손상 원인을 규명하는데 있다. 이를 위해 핵연료 집합체에서 발생할 수 있는 유체유발진동 메카니즘의 특징과 유동조건, 손상 핵연료의 노심내 위치, 파손 부위, 집합체와 지지격자의 기하학적 형태를 고려한 유동 방향 등을 연관 분석 결과 파손을 일으키는 주요원인을 단일 집합체 내에서 발생되는 Vortex Shedding과 인접한 집합체 사이에서 발생되는 Fluidelastic Instability의 중복효과로 규명하였다 또한 최근 핵연료 설계에 도입된 Mixing Vane의 효과가 과도하여 핵연료 손상을 일으키는 가설을 정립하였다.

• 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.