Proceedings of the Korean Society for Noise and Vibration Engineering Conference
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2003.05a
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pp.683-688
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2003
Vibration characteristics of a fuel rod to be used in KALIMER(Korean Advanced LIquid MEtal Reactor) have been estimated through 3-dimensional finite element analysis and verified by experiment. The fundamental natural frequencies are found to be 6㎐ in air and 2.5㎐ in water. respectively. It has been found that in-water natural frequencies of the fuel rod are lower than in-air ones due to the added mass effect of the fluid filled inside the outer cylinder and they further decreases as the gap between the fuel rod and the outer cylinder increases, namely the added mass effect increases as the gap increases(maximum 54%). It has been also shown that the mass of the wire wrap axially coiled around the fuel rod do not affect the natural frequencies.
Journal of the Korean Institute of Illuminating and Electrical Installation Engineers
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v.23
no.1
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pp.92-99
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2009
Deeply-driven ground rod in the rainy season may contact with rainwater and ground water. When surge voltages are applied to the submerged ground rods, the ionization around the ground rods are occurred. Ionization in soil and/or water is affected in dynamic performance of ground rod systems. This work aims at studying the transient performance of ground rod system under impulse voltage using scale model in an electrolytic tank. The potential reduction and energy dispersion caused by ionization were treasured and quantitatively analyzed using the Matlab Program. As a result, the peak voltage at the terminal of ground rod was varied with water resistivity and charging voltage of Marx generator. The potential at the terminal of the ground rod was approximately reduced to a half of the applied voltage just below breakdown voltage. Also the energy more than half of the applied energy was dispersed through the ground rod due to ionization just below breakdown voltage.
Journal of the Computational Structural Engineering Institute of Korea
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v.18
no.4
s.70
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pp.347-360
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2005
The fuel rod instability can be occurred because of the axial and cross flow due to the flow anomaly and/or flow redistribution in the lower core plate region of the pressurized water reactor. The fuel rod vibration due to the hydraulic instability is one of the root causes of fuel failure. The verification on the fuel rod vibration and instability is needed for the new fuel assembly design to verify the fuel rod instability. In this study, the fuel rod vibration and stability analyses were performed to investigate the effect of the grid height, fuel rod support condition, and span adjustment on the fuel rod vibration characteristics for the advanced $16{\times}16$ fuel assembly design. Based on the analysis results, the grid height and grid axial elevation of the advanced $16{\times}16$ fuel assembly design were proposed.
In this study, the strength of spatially reinforced composites (SRC) are predicted by using stiffness reduction for each structural element composed of a rod stiffness in each direction and a matrix stiffness proportional to its rod volume fraction. Maximum failure strain criteria is applied to rod failure, and modified Tsai-Wu failure criteria to matrix failure. The material properties composed of the tensile failure strain of a rod, the compressive failure strain of 3D SRC, the tensile and compressive strength of the 3D SRC in the $45^{\cir}$ rotated direction from a rod and the shear strength of the 3D SRC are measured to predict the SRC strength. The strength distributions of the 3D/4D SRC in rod and off-rod direction have the largest and the smallest values, respectively. A variable load step is selected to increase an efficiency of strength distribution calculation. Uniform load step is applied when a load history is needed. The results of compressive strength from analysis and experiment show the 18 % difference though the initial slop is coincident with each other.
This research has been proceeded over the potential core region(H/B=2) of two-dimensional impinging air jet sytem, in which square rods(width of 6 mm) has been set up in front of heating surface in order to increase heat transfer. The objective of this research was to investigate the characteristics of heat transfer and air flow, in eases of the clearance from rods to heating surface(C=1, 2, 4, 6 mm) and the pitch between each rods(P=30, 40, 50 mm) changed. And this research compared the above with the experimentation without rods. As result, heat transfer performance was best under the condition of C=1mm, in case clearance changed, and there was no serious difference in the effect of heat transfer augmentation in the case of pitch of rods changed.
Proceedings of the Korean Society for Noise and Vibration Engineering Conference
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2005.11a
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pp.503-506
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2005
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.
Park, Jeong Won;Ha, Jong Moon;Seung, Hong Min;Jang, Hun;Choi, Wonjae
Nuclear Engineering and Technology
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v.54
no.9
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pp.3272-3282
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2022
To improve the safety and life extension qualities of nuclear fuel rods which is currently made of zirconium (Zr) alloy, research on the application of chromium (Cr) coating was conducted. Cr coating has advantages such as increased corrosion resistance and reduced oxidation rate, but non-destructive thickness evaluation studies are needed to ensure the reliability of the steps taken to provide uniform coating thickness. Eddy current testing (ECT) is a representative non-destructive technique for such as thickness evaluation and surface defect inspection. To inspect changes in thickness at micron scale, the Swept Frequency Eddy Current Testing (SFECT) method was applied to select a frequency range sensitive to changes in thickness. The coating thickness was evaluated using changes in signals, such as that for impedance. In this study, basic research was performed to evaluate the thickness of the Cr coating on a rod using an encircling sensor and the SFECT technique. The sensor design parameters were determined through simulation, after which the new sensor was manufactured. A sensor capable of measuring the thickness of a non-uniformly Cr-coating rod was selected through an experiment evaluating the performance of the manufactured sensor. This was done using the impedance-difference of a Cr-coating rod and a Zr alloy rod. The possibility of evaluation of the Cr coating thickness was confirmed by comparing the experimental results with the selected sensor and the signals of the measured Cr-coating rod. All simulation results were verified experimentally.
Transactions of the Korean Society for Noise and Vibration Engineering
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v.13
no.5
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pp.384-392
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2003
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.
Journal of the Korean Institute of Illuminating and Electrical Installation Engineers
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v.13
no.3
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pp.1-6
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1999
SpeROD, the optical design program. is developed far specular reflectors of fluorescent luminaries. SpeROD can save much tirre when to design specular reflectors. SpeROD calculates conditions 2-dimensionally. The conditions for designing reflectors considered in this program are the intensity distribution, reflector type, and Tangent Spiral Design method. Using SpeROD, uniform intensity distribution type and bat-wing type reflectors are simulated in this paper, and alrrnn(T8) diarreter fluorescent lamp and lmnm width reflector are used for the setting. The sarre setting was simulated in FIElD, the intensity distribution prediction program. and the' result represented the intensity distribution and the efficacy simulated in SpeROD were satisfactory.actory.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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