• The Magazine of the Society of Air-Conditioning and Refrigerating Engineers of Korea
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• v.39 no.9
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• pp.41-51
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• 2010

건물의 배수 및 통기시스템에서 나타나는 현상중에 확실한 내용이 아직 밝혀지지 않은 부분이 몇 가지 남아 있다. 이것은 19세기 말엽의 근대 위생공학의 시작 단계에서부터 잘 알려진 사실이다. 건물의 배수 및 통기시스템 운용에 대한 내용은 일반 공학과 특정 유체역학의 범위 내에서 가장 잘 이해할 수 있다. 건물의 배수 및 통기시스템의 운영에 종사했던 초기의 기술진들은 이러한 점을 잘 알고 있었으며 유체역학에 적합하게 응용한 많은 사례를 확인할 수 있었다. 제2차 세계대전이 끝나고 이에 대한 많은 연구가 진행되어 왔으며 특히 유럽에서 시작된 전후 재건 붐을 통해 배수 및 통기시스템의 설계에 좀 더 효율적인 접근이 진척되게 되었다. 이러한 배수시스템의 중심에는 배수관 내부의 오염된 공기가 배수구 또는 위생기구를 통하여 주거 공간으로 유입되는 것을 방지하는 트랩(Water Trap)이 있다. 배수트랩의 주요 기능인 봉수는 일반적으로 깊이가 40 mm에서 50 mm 정도로 위생기구의 종류에 따라 봉수의 깊이는 다소 차이가 있다. 배수관내 공기의 흐름이 중요한 것처럼 트랩의 봉수 메커니즘이 중요하기 때문에 이 메커니즘을 소홀히 여긴다면 안전한 배수시스템의 운영을 기대하기는 어렵다. 배수관 내의 공기의 흐름은 배수에 의해 유입되거나 또는 배출된다. 배수관에서 내부 압력의 불규칙한 변화로 인하여 야기되는 불안정한 배수의 흐름은 트랩의 봉수를 파괴하고 나아가 주거공간으로 오염된 공기가 새어 나갈 수 있는 통로를 제공하게 된다. 관내압력의 천이는 이로 인한 문제가 발생할 가능성이 있는 위치에 그 압력을 완화할 수 있는 장치를 설계단계에 반영하여 적용함으로써 제어할 수 있다. 건물 내부에 상당한 길이의 통기배관을 설치하는 것은 배관의 마찰손실로 인하여 천이 현상을 효과적으로 제어할 수 있는 확실한 방법이 되지는 못한다. 그렇지만 통기밸브를 설치하는 것과 같이 배수관 내로 공기를 공급해주는 유입구를 건물 내부에 분산 설치하는 것이 효율적인 통기방식이 될 수 있고, 정압 천이로 인한 위험을 줄여줄 수 있다. 통기밸브는 정압 발생의 원인이 되지 않으며 단지 정압에 반응하여 더욱 기밀하게 닫히며, 약화된 압력파를 반사할 뿐이다. 고층 건물에서 배수입상관과 평행하게 설치된 통기입상관(Parallel Vent Pipe)의 경우 극히 일부분의 정압 천이 현상을 완화할 수 있다. (통기 배관의 직경이 배수 입상배관과 동일한 경우 대략 1/3 정도임), 그러므로 정압의 천이로 인한 압력 파동은 배수 시스템의 나머지 부분을 통해 전파되어 배수 트랩에 영향을 미치게 된다. 정압의 천이가 예상되는 위치에 정압천이 완화 장치(Positive Air Pressure Transient Alleviation Device)를 사용하면 배관 내부압력의 급격한 상승을 방지하여 연결된 트랩의 봉수를 보호할 수 있다. 이렇게 되면 순간적으로 발생하는 배관내 압력의 급등 현상을 90% 정도까지 완화 시킬 수 있다. 경험적으로 배수시스템에서 배관이 완전하게 막혀 과도한 정압이 발생하는 경우는 거의 없다. 이러한 경우에는 가장 낮은 위치에 있는 배수 트랩의 봉수가 깨지면서 자연스럽게 배수시스템의 압력이 해소되게 된다. 이러한 사례는 통기 방식과 상관없이 발생할 수 있다. 실제와 유사한 시뮬레이션을 통하여 통기 밸브(Air Admittance Valves)는 전면 통기 시스템 (Fully Vented System)에서 최소한 트랩의 봉수 보호용으로 적합한 것이 확인 되었다. 어떤 경우 에는 고층 건물에 더욱 적합하다는 것을 확인할 수 있었다. 부압 해소용으로 통기밸브를 이용하고 정압완화용으로 정압 완화장치(PAPAs: Positive Air Pressure Transient Attenuators)를 사용하는 전면적 능동 제어시스템(Fully Engineered Designed Active Control System)이 사용자에게 육안으로는 확인하지 못하는 기능을 보장하면서 배수 시스템의 안전과 효율성에 대한 효과적인 방법을 제공하고 있다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• v.25 no.2
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• pp.204-214
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• 1993

Work on fracture mechanics has provided a technical basis for elimination of main coolant loop double ended guillotine breaks from the structural design basis of reactor coolant system. Without main coolant loop pipe breaks, the tributary pipe breaks must be considered as design bases until further fracture mechanics work could eliminate some of these breaks from design consideration. This paper determines the core support barrel shell responses for the 3 inch pressurizer spray line nozzle break which is expected to be the only inlet break remaining in the primary side after leak-before-break evaluation is extended to smaller size pipes in the near future. The responses are compared with those due to 14 inch safety injection nozzle break and main coolant loop pipe break. The results show that, when the leak-before-break concept is applied to the primary side piping systems with a diameter of 10 inches or over, the core support barrel shell responses due to pipe breaks in the primary side are negligible for the faulted condition design.

• The Journal of the Acoustical Society of Korea
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• v.43 no.1
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• pp.112-121
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• 2024

The pipping system is widely used in many industries as equipment for transporting fluids over long distances. In high-pressure pipe, as the speed of the fluid increases, a loud noise is generated. Therefore, various studies have been conducted to reduce pipe noise. In this paper, a pipe noise analysis was developed to predict and quantitatively assess the flow-induced vibration and acoustic-induced vibration due to valve flow in high-temperature and high-pressure. To do this, a high-fidelity fluid analysis technique was developed for predicting internal flow in the pipe with valve. In additional, the contribution of compressible/incompressible pressure by frequency band was evaluated using the wavenumber-frequency analysis. To predict a low/middle frequency pipe noise, the vibroacoustic analysis method was developed based on Finite Element Method (FEM). And the pipe noise prediction method for the middle/high frequency was developed based on Statistical Energy Analysis (SEA).

• 한국전산유체공학회:학술대회논문집
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• 2010.05a
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• pp.127-128
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• 2010

As P-new-city is planned and constructed, district eating utilizing an existing near-by power plant's waste heat is considered as an economic and environment friendly way of providing heating to the new city. Many pipeline diameters and pumping station location and capacity were assumed, investigated and optimized, to satisfy the customers' heat demand considering common district heating pipe-network design and construction practice, and also and construction, pumping station land price and construction and the pumping energy cost during lifetime of DH systems.

• Transactions of the Korean Society of Machine Tool Engineers
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• v.11 no.3
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• pp.110-116
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• 2002

Here are shown on stress and vibration evaluations and application of piping system in petrochemical plant with and actual example. While stress evaluation by thermal growth has no argument on the calculated results, vibrational evaluations have some different results in accordance with the evaluation methods. In case of the static stress evaluation the ASME B3l.3 code defines 7000 cycles of fatigue lift: in operating the piping system with a design condition. However, the method of vibrational evaluation on piping systems in petrochemical plants has not been established clearly, yet. In this stuffy, it is purposed to present the requirement of a vibrational evaluation method for petrochemical plant piping system, with an actual application.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05d
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• pp.275-282
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• 1996

일체형 원자로는 증기발생기 및 가압기를 압력용기 내에 설치한 것으로서 연결배관이 없기 때문에 배관의 파단에 의한 대형 냉각재 상실사고를 근원적으로 배제하고 전체계통을 단순화 시킬 수 있다. 증기발생기는 대부분 관류식으로서 일체식과 모듈식이 사용되고 있다. 본 연구에서는 모듈식 나선형 증기발생기를 사용한 일체형 신형경수로의 예비 개념설계를 수행하였다. 가압기는 원자로 내에 별도의 용기를 설치하는 내장형 자기가압기를 채택하였다. 제어봉 구동장치는 핵분열 반응열을 이용한 원자로 기동을 위하여 반응도를 미세하게 조정하는 것이 가능하고 지진하중과 같은 동하중의 영향을 최소화하기 위하여 원자로용기 외부로의 돌출부분을 최소화하는 설계개념을 채택하였다. 냉각재 펌프는 Canned Motor Pump를 원자로용기 상부에 수직으로 직접 부착하는 개념을 사용하였다.

• Journal of the Korea Academia-Industrial cooperation Society
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• v.11 no.11
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• pp.4075-4079
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• 2010

In this paper, structural analysis was conducted by ANSYS code for three dimensional finite element method to the pipe butt welding machine. Based on this numerical structural analysis, stress, strain and total deformation were obtained and the design change of the pipe butt welding machine was made along with improved productivity and shorten design period.

• Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
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• v.38 no.11
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• pp.1257-1264
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• 2014

Efforts are presently underway for developing an optimal design methodology for GEN-IV nuclear reactors based on target failure probabilities. A typical example is the system-based code, in which the results are represented in the form of partial safety factors (PSFs). Thus, a PSF is one of the crucial elements in either component design or integrity assessment based on target failure probabilities during the operation period. In the present study, a procedure for calculating the PSF of a circumferential through-wall cracked pipe based on the elastic-plastic crack initiation criterion is established, in which the importance of each input variable is assessed. Elastic-plastic J-integrals are calculated using the GE/EPRI and reference stress methods, and the PSF values are calculated using both first- and second-order reliability methods. Moreover, the effect of statistical distributions of assessment variables on the PSF is also evaluated.

• 월간 기계설비
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• s.286
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• pp.69-75
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• 2014

• The KSFM Journal of Fluid Machinery
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• v.9 no.6 s.39
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• pp.91-95
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• 2006