Fracture mechanics is one of the major areas of the pressurized thermal shock (PTS) evaluation. To evaluate the reactor pressure vessel integrity associated with PTS, PFM methodology demands precise calculation of temperature, stress, and stress intensity factor for the variety of PTS transients. However, the existence of stainless steel cladding, with different thermal, physical, and mechanical property, at the inner surface of reactor pressure vessel complicates the fracture mechanics analysis. In this paper, treatment schemes to evaluate stress and resulting stress intensity factor for RPV with stainless steel clad are introduced. For a reference transient, the effects of clad thermal conductivity and thermal expansion coefficients on deterministic fracture mechanics analysis are examined.
The model of two-temperature magneto-thermoelasticity for a non-simple variable-thermal-conductivity infinitely-long solid cylinder is established. The present cylinder is made of an isotropic homogeneous thermoelastic material and its bounding plane is traction-free and subjected to a time-dependent temperature. An exact solution is firstly obtained in Laplace transform space to obtain the displacement, incremental temperature, and thermal stresses. The inversion of Laplace transforms has been carried out numerically since the response is of more interest in the transient state. A detailed analysis of the effects of phase-lags, an angular frequency of thermal vibration and the variability of thermal conductivity parameter on the field quantities is presented.
최근 고강도 콘크리트의 폭렬 방지용 보강 섬유로서 폴리프로필렌 섬유를 대신하여 나일론 섬유의 사용이 증가됨에 따라 고온에 노출된 나일론 섬유를 혼입한 고강도 콘크리트의 폭렬 및 역학적 특성에 관한 실험적 연구가 수행되고 있다. 그러나, 고온을 받은 나일론 섬유 보강 고강도 콘크리트에 관한 연구는 주로 폭렬 특성, 압축강도 및 탄성계수에 대한 평가만이 수행되고 있으며, 열팽창 변형, 전체 변형, 크리프 변형 및 과도 변형과 같은 거동은 평가된 바가 없다. 따라서 이 연구에서는 W/B 0.30~0.15에 따른 나일론 섬유를 혼입한 고강도 콘크리트에 대하여 열팽창 변형, 전체 변형, 크리프 및 과도 변형 등을 평가하였다. 실험 결과, 나일론 섬유는 고온을 받은 나일론 섬유를 혼입한 고강도 콘크리트의 성능에 특별한 영향을 미치지 않는 것으로 보였으며, 나일론 섬유 보강 고강도 콘크리트는 섬유를 혼입하지 않은 고강도 콘크리트 또는 보통 강도 콘크리트보다 큰 과도 변형을 나타냈다.
The objective of this study is to formulate a general 3D material-structural analysis framework for the thermomechanical behavior of steel-concrete structures in a fire environment. The proposed analysis framework consists of three sequential modeling parts: fire dynamics simulation, heat transfer analysis, and a thermomechanical stress analysis of the structure. The first modeling part consists of applying the NIST (National Institute of Standards and Technology) Fire Dynamics Simulator (FDS) where coupled CFD (Computational Fluid Dynamics) with thermodynamics are combined to realistically model the fire progression within the steel-concrete structure. The goal is to generate the spatial-temporal (ST) solution variables (temperature, heat flux) on the surfaces of the structure. The FDS-ST solutions are generated in a discrete form. Continuous FDS-ST approximations are then developed to represent the temperature or heat-flux at any given time or point within the structure. An extensive numerical study is carried out to examine the best ST approximation functions that strike a balance between accuracy and simplicity. The second modeling part consists of a finite-element (FE) transient heat analysis of the structure using the continuous FDS-ST surface variables as prescribed thermal boundary conditions. The third modeling part is a thermomechanical FE structural analysis using both nonlinear material and geometry. The temperature history from the second modeling part is used at all nodal points. The ABAQUS (2003) FE code is used with external user subroutines for the second and third simulation parts in order to describe the specific heat temperature nonlinear dependency that drastically affects the transient thermal solution especially for concrete materials. User subroutines are also developed to apply the continuous FDS-ST surface nodal boundary conditions in the transient heat FE analysis. The proposed modeling framework is applied to predict the temperature and deflection of the well-documented third Cardington fire test.
Lessons learned from the Fukushima Daiichi nuclear power plant accident directed that multiple failures should be considered more seriously rather than single failure in the licensing bases and safety cases because attempts to take accident management measures could be unsuccessful under the high radiation environment aggravated by multiple failures, such as complete loss of electric power, uncontrollable loss of coolant inventory, failure of essential safety function recovery. In the case of the complete loss of electric power called station blackout (SBO), if there is no mitigation action for recovering safety functions, the reactor core would be overheated, and severe fuel damage could be anticipated due to the failure of the active heat sink. In such a transient condition at CANDU-6 plants, the seal failure of the primary heat transport (PHT) pumps can facilitate a consequent increase in the fuel sheath temperature and eventually lead to degradation of the fuel integrity. Therefore, it is necessary to specify the regulatory guidelines for multiple failures on a licensing basis so that licensees should prepare the accident management measures to prevent or mitigate accident conditions. In order to explore the efficiency of implementing accident management strategies for CANDU-6 plants, this study proposed a realistic accident analysis approach on the SBO transient with multiple-failure sequences such as seal failure of PHT pumps without operator's recovery actions. In this regard, a comparative study for two PHT pump seal failure modes with and without coolant seal leakage was conducted using a best-estimate code to precisely investigate the behaviors of thermal-hydraulic parameters during transient conditions. Moreover, a sensitivity analysis for different PHT pump seal leakage rates was also carried out to examine the effect of leakage rate on the system responses. This study is expected to provide the technical bases to the accident management strategy for unmitigated transient conditions with multiple failures.
본 논문에서는 비정상열선법을 이용한 나노유체의 열전도도 측정시, 자연대류 개시점을 수치적 방법을 통하여 파악해 보았다. 측정 유체는 부피비 1, 4, 10% 를 갖는 물-기반 알루미나 나노유체이고, 이에 대한 물성치는 기존 이론모델 및 실험적 상관관계식을 이용하여 계산하였다. 비정상열선법 장치는 FDM 방식으로 모델링 되었으며, 자연대류의 개시점은 중력장하의 열선의 온도변화를 관찰함으로써 파악하였다. 자연대류의 개시점은 물의 경우 11.5 초이고, 10% 부피비에서 Maxwell 모델로 열전도도를 예측한 알루미나 나노유체인 경우 41.6 초로 계산되었다. 특히 부피비가 증가할수록 자연대류가 늦게 발생함을 확인하였으며, 계산된 결과를 이용하여 비정상열선법의 실린더 내부에서 나노유체의 자연대류 개시점을 예측할 수 있는 관계식을 제시하였다. 또한 비정상열선법으로 열전도도를 측정할 때, 기본유체의 자연대류 발생시점 이전에 측정이 이루어진다면 나노유체의 열전도도 측정시 자연대류에 의한 측정오차는 무시할 수 있음을 확인하였다.
콘크리트 중의 골재가 차지하는 비율은 약 70~80 vol%로서 콘크리트의 고온 역학적 성상에 큰 영향요소로 작용할 수 있다. 이 연구는 고온시 콘크리트의 역학적 특성을 평가하기 위한 일환으로써 다양한 환경조건, 즉 고온조건, 하중조건에 따른 역학적 특성을 비교하기 위하여 목표강도 60 MPa급 보통 골재 및 경량 골재 콘크리트를 대상으로 선정하였다. 사용된 시험체는 ${\phi}100{\times}200mm$로서 상온 압축강도의 0%, 20%, 40% 하중을 재하한 상태에서 고온에 따른 강도, 탄성계수, 열팽창 변형(thermal strain), 전체 변형(total strain), 내력저하수축(transient creep) 등 고온에서의 역학적 특성을 평가하였다. 시험 결과 골재의 열팽창계수가 작은 경량 콘크리트는 열팽창 변형이 일반 골재를 사용한 콘크리트에 비하여 전반적으로 작게 나타났으며, 고온조건인 $700^{\circ}C$에서도 압축강도 저하가 상온강도에 대하여 80% 수준으로 나타났다. 또한 재하에 의한 내력저하수축은 $500^{\circ}C$를 기준으로 콘크리트의 변형을 팽창에서 수축으로 전환시키는 영향요인으로써, 콘크리트와 골재의 열팽창 변형비(concrete /aggregate)가 수축의 경향이 큰 경우 콘크리트의 내력저하가 적은 경향을 확인할 수 있었다.
Cylindrical stainless-steel/sodium heat pipe for a high-temperature solar thermal application was manufactured and tested for transient and steady-state operations. Two layers of stainless-steel screen mesh wick was inserted as a capillary structure. The outer diameter of the heat pipe was 12.7 mm and the total length was 250 mm. The effective heat transport length, the thermal load, and the operating temperature were varied as thermal transport conditions of the heat pipe. The thermal load was supplied by an electric furnace up to 1kW and the cooling was performed by forced convection of air The effective thermal conductivity and the thermal resistance were investigated as a function of heat flux, heat transport length, and vapor temperature. Typical range of the total effective thermal conductivity was as low as 43,500 W/m K for heat flux of 176.4 kW/$m^2$ and of operating temperature of 1000 K.
When a cold HPSI (High pressure Safety Injection) fluid associated with an overcooling transient, such as SGTR (Steam Generator Tube Rupture), MSLB (Main Steam Line Break) etc., enters the cold legs of a stagnated primary coolant loop, thermal stratification phenomena will arise due to incomplete mixing. If the stratified flow enters the downcomer of the reactor pressure vessel, severe thermal stresses are created in a radiation embrittled vessel wall by local overcooling. As general thermal-hydraulic system analysis codes cannot properly predict the thermal stratification phenomena, RG 1.154 requires that a detailed thermal-mixing analysis of PTS (pressurized Thermal Shock) evaluation be performed. Also. previous PTS studies have assumed that the thermal stratification phenomena generated in the stagnated loop side of a partially stagnated primary coolant loop are neutralized in the vessel downcomer by the strong flow from the unstagnated loop. On the basis of these reasons, this paper focuses on the development of a 3-dimensional thermal-mixing analysis model using PHOENICS code which can be applied to both partial and total loop stagnated cases. In addition, this paper verifies the fact that, for partial loop stagnated cases, the cold plume generated in the vessel downcomer due to the thermal stratification phenomena of the stagnated loop is almost neutralized by the strong flow of the unstagnated loop but is not fully eliminated.
나노유체 개발 초기단계에서 기본유체 대비 제조한 나노유체의 열전도율이 얼마나 상승했는지 그 값을 정확히 비교하는 것이 중요하다. 지금까지는 기본유체와 나노유체의 열전도율을 비정상열선법으로 별도 측정한 후 수치적으로 나누어 비교하는 단순한 방법을 사용하였다. 이 때 두 유체의 열전도율 측정이 동시에 이루어지지 않고 절대측정방법의 특성상 측정시스템의 관련 수치들이 정확히 사용되지 않으면 개별 열전도율에 나타나는 오차를 피할 수 없다. 본 연구에서는 비교대상인 두 유체를 동시에 사용하여 열전도율 비를 상대적으로 측정하는 새로운 방법을 제시하였다. 기존 비정상열선법 회로를 변형한 측정회로와 데이터 처리과정을 자세히 설명하였고 엔진오일과 글리세린을 이용한 검증실험을 통하여 제시된 방법의 타당성을 검토하였다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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