• 제목/요약/키워드: Cold Flow Test

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맥동 유동이 있는 트윈 스크롤 터보과급기의 터빈 효율 측정 (Turbine Efficiency Measurement of Pulsating Flow in a Twin Scroll Turbocharger)

  • 정진은;전세훈
    • 한국산학기술학회논문지
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    • 제22권2호
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    • pp.386-391
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    • 2021
  • 터터보 과급은 디젤엔진과 가솔린엔진 모두에서 핵심기술이다. 특히 가솔린엔진에서 엔진 다운사이징 등 다른 제어 기술과 결합하여 이산화탄소(CO2) 배출을 감소시키는 데 효과적이다. 본 연구에서는 승용차용 가솔린엔진에 장착되는 트윈 스크롤 터빈 터보과급기에서 맥동유동의 터빈 효율을 측정하였다. 맥동 생성장치가 있는 저온 테스트 벤치를 제작하여 맥동 유동이 있는 비정상상태의 압력과 온도를 측정하고 터빈 효율을 산출하였다. 테스트 벤치는 공기 압축기, 트윈 스크롤 터빈, 온도 및 압력 측정 장치 등으로 구성되었다. 실제 승용차용 엔진에서 주로 사용되는 중저속 엔진 작동 영역에 해당하는 맥동 주파수 25.0 Hz와 33.3 Hz를 공급하면서 터보과급기 회전속도를 60,000 rpm에서 100,000 rpm까지 변화시키며 측정을 수행하였다. 이때 압축비를 1.088에서 1.600 사이의 값으로 조정하였다. 이 측정 조건에서 터빈 효율은 0.517~0.544 값을 보였다. 맥동 주파수 33.3 Hz의 경우, 터빈 회전수 60,000 rpm에서 터빈 효율의 변동은 7.7%이나 터빈 회전수 100,000 rpm에서 변동은 2.6%로 터빈 회전수가 증가함에 따라 맥동의 영향은 감소하였다. 맥동 유동에서의 터빈 효율은 정상 유동 터빈 효율에 비해 터빈 회전수 60,000 rpm 인 경우 7.0%, 회전수 100,000 rpm 인 경우 3.0% 낮은 값을 보이고 있어 맥동 유동이 터빈 효율을 악화시키는 결과를 보였으며 이러한 영향은 터빈 회전수가 증가함에 따라 감소하였다.

PTA-II 시험설비를 활용한 KSR-III Rocket 추진기관시스템 종합시험 (Test of KSR-III Rocket Propellant Feeding System Using PTA-II Test Facility)

  • 강선일;조상연;권오성;이정호;오승협;하성업;김영한
    • 대한기계학회:학술대회논문집
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    • 대한기계학회 2002년도 학술대회지
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    • pp.263-266
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    • 2002
  • The KSR-III developed by KARI is the first rocket vehicle which is adopting the liquid propellant rocket engine system in Korea. Not only the engine itself, but also the propellant feeding system is one of the most important component in liquid rocket vehicle. In this paper, the authors are intended to introduce the multi-purpose test facility(PTA-II Test Facility) which is constructed for the variety of tests on KSR-III feeding system(single component tests, verification tests, cold flow tests and combustion tests). With the results of these tests, we can identify the characteristics of rocket feeding system and decide the optimum setting values of feeding system for the successful flight.

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ROSA/LSTF test and RELAP5 code analyses on PWR 1% vessel upper head small-break LOCA with accident management measure based on core exit temperature

  • Takeda, Takeshi
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • 제50권8호
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    • pp.1412-1420
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    • 2018
  • An experiment was performed using the large-scale test facility (LSTF), which simulated a 1% vessel upper head small-break loss-of-coolant accident with an accident management (AM) measure under an assumption of total-failure of high-pressure injection (HPI) system in a pressurized water reactor (PWR). In the LSTF test, liquid level in the upper head affected break flow rate. Coolant was manually injected from the HPI system into cold legs as the AM measure when the maximum core exit temperature reached 623 K. The cladding surface temperature largely increased due to late and slow response of the core exit thermocouples. The AM measure was confirmed to be effective for the core cooling. The RELAP5/MOD3.3 code indicated insufficient prediction of primary coolant distribution. The author conducted uncertainty analysis for the LSTF test employing created phenomena identification and ranking table for each component. The author clarified that peak cladding temperature was largely dependent on the combination of multiple uncertain parameters within the defined uncertain ranges.

Numerical Analysis for Unsteady Thermal Stratified Turbulent Flow in a Horizontal Circular Cylinder

  • Ahn, Jang-Sun;Ko, Yong-Sang;Park, Byeong-Ho;Youm, Hag-Ki;Park, Man-Heung
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • 제28권4호
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    • pp.405-414
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    • 1996
  • In this paper, the unsteady 2-dimensional turbulent flow model for thermal stratification in a pressurizer surge line of PWR plant is proposed to numerically investigate the heat transfer and flow characteristics. The turbulence model is adapted to the low Reynolds number K-$\varepsilon$ model (Davidson model). The dimensionless governing equations are solved by using the SIMPLE (Semi-Implicit Method for Pressure Linked Equations) algorithm. The results are compared with simulated experimental results of TEMR Test. The time-dependent temperature profiles in the fluid and pipe nil are shown with the thermal stratification occurring in the horizontal section of the pipe. The corresponding thermal stresses are also presented. The numerical result for thermal stratification by the outsurge during heatup operation of PWR shows that the maximum dimensionless temperature difference is about 0.83 between hot and cold sections of pipe well and the maximum thermal stress is calculated about 322MPa at the dimensionless time 28.5 under given conditions.

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친환경 추진제 점화기 설계 및 혼합비에 따른 점화 특성 (Ignition Characteristics According to Mixture ratio of Catalyst Ignitor using Green Propellant)

  • 채병찬;이양석;고영성;김유;김선진;전영진
    • 한국추진공학회:학술대회논문집
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    • 한국추진공학회 2009년도 제33회 추계학술대회논문집
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    • pp.111-114
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    • 2009
  • 본 연구에서는 고농도 과산화수소와 케로신을 사용하는 저추력 엔진의 촉매방식 점화기를 설계 제작하고, 수류시험을 통해 설계 압력 대비 유량을 확인하였다. 점화 성능 확인을 위해 과산화수소 분해열이 정상상태에 도달하는 지점에서의 케로신 유량변화에 따른 혼합비를 변화시켰고, 넓은 범위의 혼합비에서 안정된 점화특성을 확인하였다.

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가변 노즐목 추력기의 핀틀 형상에 따른 정상상태유동 실험 및 수치해석 예비결과 (Preliminary Results of Experimental and Computational Study of Steady-state Pintle Driven Nozzle Throat Flow)

  • 이선경;허환일
    • 한국추진공학회:학술대회논문집
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    • 한국추진공학회 2012년도 제38회 춘계학술대회논문집
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    • pp.392-396
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    • 2012
  • 네 가지 핀틀 형상에 대한 정상상태 노즐 유동실험과 유동해석연구를 진행하였다. 실험과 해석결과 핀틀 형상에 따른 추력기 성능변화가 가장 컸으며, 이는 서로 다른 핀틀 형상이 추력기 안에서 움직임에 따라 연소실 압력과 노즐목 면적을 변화시키기 때문이다.

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핀틀 노즐 유동장의 수치해석적 연구 (Computational Investigation of Pintle Nozzle Flow)

  • 김중근;이지형;장홍빈
    • 한국추진공학회지
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    • 제13권2호
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    • pp.35-41
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    • 2009
  • 핀틀 움직임에 따라 노즐 팽창비와 압력비가 동시에 연소면적도 변함에 따라 노즐 내부의 유동장 구조는 물론 유동박리 특성도 변한다. 본 논문에서는 핀틀 위치가 노즐 내부 유동장 구조에 미치는 영향을 공압시험과 수치해석 기법을 이용하여 분석하였다. Fluent에서 제공하는 RANS를 위한 난류모델을 적용한 결과, Spalart-Allmaras 모델이 공압시험에 얻은 노즐벽면 압력을 잘 모사하는 것으로 나타났다. 적용된 노즐이 원뿔형 노즐이었음에도 핀틀 끝단에서 발생한 유동박리에 의한 충격파 때문에 Contoured 또는 Optimized 노즐에서 나타나는 Cap-shock pattern과 유사한 유동 구조가 나타났다.

An Experimental Study on the Mass and Energy Release for a Hot Leg Break LBLOCA During Post Blowdown

  • S.J. Hong;Kim, J.H.;Park, G.C.
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • 제32권2호
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    • pp.108-127
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    • 2000
  • Hot leg break LBLOCA(Large Break LOCA) had a potential to be a containment maximum pressure accident in YGN3&4, which was induced from excessive conservatism in the CE analysis methodology of mass and energy release. This study conducted mass and energy release experiment for the hot leg break LBLOCA during post blowdown with an integral test facility, SNUF(Seoul National University Facility). This facility simulated YGN 3&4 with volume ratio of 1/1140 based on Ishii's three level scaling. Experiment showed that SI(Safety Injection) water refilled cold leg first and core later. SI water was vaporized in the core, which resulted in the repressurization of reactor. This increase of pressure drove the water in cold leg to flow up half height of U tubes. However, since the water was drained back soon, the release through the SG side broken section by evaporation was negligibly small. This study also provided experimental assessment of RELAP5 results by KAERI for the release through the SG side broken section.

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치수생활력 검사를 위한 Laser Doppler Flowmeter의 이용 (THE USE OF LASER DOPPLER FLOWMETER FOR PULP VITALITY TEST)

  • 서완종;김현정;남순현;김영진
    • 대한소아치과학회지
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    • 제25권3호
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    • pp.562-568
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    • 1998
  • 저자는 본 병원에 내원한 환자중 미완성치근단을 가지고 있으며 외상받은 치아 및 자가이식치아를 대상으로 기존의 치수생활력 검사방법과 더불어 LDF를 이용한 검사방법을 통해 다음과 같이 요약할 수 있다. 1. 치수생활력유무를 판단함에 있어 현재까지 널리 사용된 전기치수검사, 냉검사등의 방법은 치수 내 신경발달 정도 및 피검자의 주관에 의해 반응이 다르게 나타나는 경우가 많다. 2. 이에 반해 LDF를 이용한 치수생활력 검사방법은 위음성 및 위양성 반응의 빈도가 낮아 신뢰도가 높으며 비교적 조기에 치수생활력을 측정할 수 있는 우수한 방법이다.

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알루미늄 다채널 평판관내 R22의 흐름응축 열전달 성능 비교 (A Comparison of Flow Condensation HTCs of R22 Alternatives in the Multi-Channel Tube)

  • 서영호;임대택;박기정;정동수
    • 대한기계학회:학술대회논문집
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    • 대한기계학회 2004년도 추계학술대회
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    • pp.1270-1275
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    • 2004
  • Flow condensation heat transfer coefficients(HTCs) of R22 and R134a were measured on horizontal aluminum multi-channel tube. The experimental apparatus was composed of three main parts ; a refrigerant loop, a water loop and a water-ethylene glycol loop. The test section in the refrigerant loop was made of aluminum multi-channel tube of 1.4 mm hydraulic diameter and 0.53 m length. The refrigerant was cooled by passing cold water through an annulus surrounding the test section. The data scan vapor qualities $(0.1{\sim}0.9)$, mass flux ($200{\sim}400$ $kg/m^{2}s$) and heat flux ($7.3{\sim}7.7$ $kW/m^{2}$) at $40{\times}0.2^{\circ}C$ saturation temperature in small hydraulic diameter tube. It was found that some well-known previous correlations were not suitable for multichannel tube. So, It must develop new correlations for multi-channel tubes.

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