• 제목/요약/키워드: Fuel assembly

검색결과 667건 처리시간 0.025초

협소 공간 절삭가공용 앵글 헤드 스핀들 케이스 소형화에 대한 연구 (A Study on the Miniaturization of Angle Head Spindle Case for Cutting in Narrow Spaces)

  • 성철훈;한성길;김성훈;송철기
    • 한국기계가공학회지
    • /
    • 제18권6호
    • /
    • pp.98-105
    • /
    • 2019
  • In order to improve the fuel economy and dynamic behavior of automobiles, the weight reduction tendency of automobile parts is obvious. Also, in order to maximize assembly and maintenance convenience, various parts are integrated and modularized. Multi-piece methods require many manufacturing processes and become a factor of lowering the strength of parts. It is advantageous to overcome the disadvantages by integrally manufacturing to reduce the processing steps and ensure the strength of the parts. However, when it is necessary to process in a narrow space inside the part, it is impossible to process with the existing spindle. The angle head spindle is only a component of a machine tool, but it is a core part that requires high technology and is highly utilizable in products requiring high precision machining. Therefore, various and continuous studies needs for angle head spindles in areas such as vibration absorption, operational safety, excellent dimensional stability, and strength. In this paper, we propose an optimal design for angle head spindle by performing structural analysis and shape optimization for angle head spindle gear and case.

Impact-resistant design of RC slabs in nuclear power plant buildings

  • Li, Z.C.;Jia, P.C.;Jia, J.Y.;Wu, H.;Ma, L.L.
    • Nuclear Engineering and Technology
    • /
    • 제54권10호
    • /
    • pp.3745-3765
    • /
    • 2022
  • The concrete structures related to nuclear safety are threatened by accidental impact loadings, mainly including the low-velocity drop-weight impact (e.g., spent fuel cask and assembly, etc. with the velocity less than 20 m/s) and high-speed projectile impact (e.g., steel pipe, valve, turbine bucket, etc. with the velocity higher than 20 m/s), while the existing studies are still limited in the impact resistant design of nuclear power plant (NPP), especially the primary RC slab. This paper aims to propose the numerical simulation and theoretical approaches to assist the impact-resistant design of RC slab in NPP. Firstly, the continuous surface cap (CSC) model parameters for concrete with the compressive strength of 20-70 MPa are fully calibrated and verified, and the refined numerical simulation approach is proposed. Secondly, the two-degree freedom (TDOF) model with considering the mutual effect of flexural and shear resistance of RC slab are developed. Furthermore, based on the low-velocity drop hammer tests and high-speed soft/hard projectile impact tests on RC slabs, the adopted numerical simulation and TDOF model approaches are fully validated by the flexural and punching shear damage, deflection, and impact force time-histories of RC slabs. Finally, as for the two low-velocity impact scenarios, the design procedure of RC slab based on TDOF model is validated and recommended. Meanwhile, as for the four actual high-speed impact scenarios, the impact-resistant design specification in Chinese code NB/T 20012-2019 is evaluated, the over conservation of which is found, and the proposed numerical approach is recommended. The present work could beneficially guide the impact-resistant design and safety assessment of NPPs against the accidental impact loadings.

다수로해석 방법론에 의한 국산핵연료 노심 열적 여유도 평가 (Evaluation of the Thermal Margin in a KOFA-Loaded Core by a Multichannel Analysis Methodology)

  • D. H. Hwang;Y. J. Yoo;Park, J. R.;Kim, Y. J.
    • Nuclear Engineering and Technology
    • /
    • 제27권4호
    • /
    • pp.518-531
    • /
    • 1995
  • 단일수로 해석 모형을 다수로 해석 모형으로 대체할 경우 얻을 수 있는 열적 여유도 향상에 대한 연구를 수행하였다. 이를 위하여 17$\times$17 국산핵 연료 장전 노심에 적용할 수 있는 새로운 임계열속 상관식을 개발하였으며, 여기에 사용된 부수로 국부 조건은 다수로 해석 코드인 TORC로 계산하였다. 그리고, 고온부구로 DNBR 분석을 위하여 전 노심에 대한 단일단계 해석 모형을 개발하였다. 분석 결과 다수로 해석 모형인 TORC/KRB-1 체제를 사용할 경우 단일수로 해석 모형인 PUMA/ERB-2 체제에 비하여 약 5% 이상의 열적 여유도를 회복할 수 있는 것으로 나타났다. 이러한 열적 여유도의 증가는 두 코드간의 고온부수로 국부조건 예측 성능 차이와 임계열속 상관식의 특성 차이에서 기인한 것이다.

  • PDF

PtCo/C 촉매를 사용한 PEMFC MEA의 활성화 프로토콜 비교 (The Comparison of Activation Protocols for PEMFC MEA with PtCo/C Catalyst)

  • 이기성;정현승;현진호;박찬호
    • 한국수소및신에너지학회논문집
    • /
    • 제34권2호
    • /
    • pp.178-186
    • /
    • 2023
  • Three activation methods (constant voltage, current cycling, and hydrogen pumping) were applied to investigate the effects on the performance of the membrane electrode assembly (MEA) loaded with PtCo/C catalyst. The current cycling protocol took the shortest time to activate the MEA, while the performance after activation was the worst among the all activation methods. The constant voltage method took a moderate activation time and exhibited the best performance after activation. The hydrogen pumping protocol took the longest time to activate the MEA with moderate performance after activation. According to the distribution of relaxation time analysis, the improved performance after the activation mainly comes from the decrease of charge transfer resistance rather than the ionic resistance in the cathode catalyst layer, which suggests that the existence of water on the electrode is the key factor for activation.

고분자 전해질 연료전지용 SPEEK 막의 어닐링에 의한 화학적 내구성 향상 (Increased Chemical Durability by Annealing of SPEEK Membrane for Polymer Electrolyte Fuel Cells)

  • 이미화;유동근;이혜리;나일채;박권필
    • 한국수소및신에너지학회논문집
    • /
    • 제34권6호
    • /
    • pp.673-681
    • /
    • 2023
  • Hydrocarbon-based polymer membranes to replace perfluorinated polymer membranes are being continuously researched. However, hydrocarbon-based membranes have a problem in that they are less durable than fluorine-based membranes. In this study, we sought to compare the annealing effect to improve the durability of sulfonated poly(ether ether ketone) (SPEEK). After membranes formation, thermogravimetric analysis and tensile strength were measured to compare changes in membranes properties due to annealing. After manufacturing the membrane and electrode assembly (MEA), the initial performance and chemical durability was compared with unit cell operation. During the 24-hour annealing process, the strength increased due to the increase in-S-O-S-crosslinking, and the sulfonic acid group decreased, leading to a decrease in I-V performance. By annealing, the hydrogen permeability was reduced to less than 1/10 of that of the nafion membrane, and as a result, open circuit voltage (OCV) and durability was improved. The SPEEK membranes annealed for 24 hours showed higher durability than the nafion 211 membranes of the same thickness.

데이터 마이닝 기법을 이용한 차량용 반도체의 불량률 예측 연구 (Prediction of field failure rate using data mining in the Automotive semiconductor)

  • 윤경식;정희운;박승범
    • 기술혁신연구
    • /
    • 제26권3호
    • /
    • pp.37-68
    • /
    • 2018
  • 본 논문에서는 차량용 반도체가 제품 출하 후 사용 환경에 따라 발생되는 불량률을 데이터 마이닝 기법을 이용하여 분석하였다. 20세기 이후 가장 보편적인 이동수단인 자동차는 전자 컨트롤 장치와 자동차용 반도체의 사용량이 급격히 증가하면서 매우 빠른 속도로 진화하고 있다. 자동차용 반도체는 차량용 전자 컨트롤 장치 중 핵심 부품으로 소비자들에게 안정성, 연료 사용의 효율성, 운전의 안정감을 제공하기 위해 사용되고 있다. 자동차용 반도체는 가솔린엔진, 디젤 엔진, 전기 모터를 컨트롤하는 기술, 헤드업 디스플레이, 차선 유지 시스템 등 많은 부분에 적용되고 있다. 이와 같이 반도체는 자동차를 구성하는 거의 모든 전자 컨트롤 장치에 적용되고 있으며 기계적인 장치를 단순히 조합한 이상의 효과를 만들어 내고 있다. 자동차용 반도체는 10년 이상의 자동차 사용 기간을 고려하여 높은 신뢰성, 내구성, 장기공급 등의 특성을 요구하고 있다. 자동차용 반도체의 신뢰성은 자동차의 안전성과 직접적으로 연결되기 때문이다. 반도체업계에서는 JEDEC과 AEC 등의 산업 표준 규격을 이용하여 자동차용 반도체의 신뢰성을 평가하고 있다. 또한 자동차 산업에서 표준으로 제시한 신뢰성 실험 방법과 그 결과를 이용하여 개발 초기 단계 및 제품 양산 초기단계에서 제품의 수명을 예측 하고 있다. 하지만 고객의 다양한 사용 조건 및 사용 시간 등 여러 변수들에 의해 발생되는 불량률을 예측하는 데는 한계가 있다. 이러한 한계점을 극복하기 위하여 학계와 산업계에서 많은 연구가 있어왔다. 그 중 데이터 마이닝 기법을 이용한 연구가 다수의 반도체 분야에서 진행되고 있지만, 아직 자동차용 반도체에 대한 적용 및 연구는 미비한 상태이다. 이러한 관점에서 본 연구는 데이터 마이닝 기법을 이용하여 반도체 조립(Assembly)과 패키지 테스트(Package test) 공정 중 발생 된 데이터들간의 연관성을 규명하고, 고객 불량 데이터를 이용하여 잠재 불량률 예측에 적합한 데이터 마이닝 기법을 검증하였다.

Large eddy simulation on the turbulent mixing phenomena in 3×3 bare tight lattice rod bundle using spectral element method

  • Ju, Haoran;Wang, Mingjun;Wang, Yingjie;Zhao, Minfu;Tian, Wenxi;Liu, Tiancai;Su, G.H.;Qiu, Suizheng
    • Nuclear Engineering and Technology
    • /
    • 제52권9호
    • /
    • pp.1945-1954
    • /
    • 2020
  • Subchannel code is one of the effective simulation tools for thermal-hydraulic analysis in nuclear reactor core. In order to reduce the computational cost and improve the calculation efficiency, empirical correlation of turbulent mixing coefficient is employed to calculate the lateral mixing velocity between adjacent subchannels. However, correlations utilized currently are often fitted from data achieved in central channel of fuel assembly, which would simply neglect the wall effects. In this paper, the CFD approach based on spectral element method is employed to predict turbulent mixing phenomena through gaps in 3 × 3 bare tight lattice rod bundle and investigate the flow pulsation through gaps in different positions. Re = 5000,10000,20500 and P/D = 1.03 and 1.06 have been covered in the simulation cases. With a well verified mesh, lateral velocities at gap center between corner channel and wall channel (W-Co), wall channel and wall channel (W-W), wall channel and center channel (W-C) as well as center channel and center channel (C-C) are collected and compared with each other. The obvious turbulent mixing distributions are presented in the different channels of rod bundle. The peak frequency values at W-Co channel could have about 40%-50% reduction comparing with the C-C channel value and the turbulent mixing coefficient β could decrease around 25%. corrections for β should be performed in subchannel code at wall channel and corner channel for a reasonable prediction result. A preliminary analysis on fluctuation at channel gap has also performed. Eddy cascade should be considered carefully in detailed analysis for fluctuating in rod bundle.

SMART-ITL 1 계열 피동안전계통을 이용한 안전주입배관 파단 소형냉각재상실사고 모의에 대한 실험적 연구 (Experimental Study of SBLOCA Simulation of Safety-Injection Line Break with Single Train Passive Safety System of SMART-ITL)

  • 류성욱;배황;유효봉;변선준;김우식;신용철;이성재;박현식
    • 대한기계학회논문집B
    • /
    • 제40권3호
    • /
    • pp.165-172
    • /
    • 2016
  • 노심보충탱크(Core Makeup Tank, CMT), 안전주입탱크(SafetyInjection Tank, SIT)와 자동감압계통(Auto Depressurization System, ADS)로 구성된 1 계열의 SMART 피동안전주입계통의 주입특성을 파악하기 위한 소형냉각재상실사고(SBLOCA) 모의에 대한 실험적 연구가 수행되었다. SBLOCA의시험은 0.4 인치 안전주입수 배관파단에 대해 수행되었으며, 정상상태 조건은 실험요건서에 제시된 시험 초기 조건을 만족시키도록 746초 동안 운전되었다. 노심 출력 및 안전주입 유량 등의 경계 조건도 적절히 모의되었으며, 안전주입계통 배관에서의 파단, 히터 트립 및 잔열곡선 인가, 원자로냉각재펌프 관성서행(Coastdown), 급수 중단, CMT 및 SIT의 주입, ADS #1 개방이 SBLOCA 시나리오에 따라 적절히 모의되었다. 노심지지원통 내부의 액체환산수위는 파단 초반에 감소하다가 CMT와 SIT가 주입되면서 서서히 회복되었으며, 피동안전주입계통의 주입유량이 노심 수위를 회복하기에 충분한 것으로 판단할 수 있다.

폴리피롤로 개질된 SPE 전극촉매의 제조 및 PEMFC로의 응용 (Preparations of SPE Electrocatalysts Modified with Polypyrrole and Its Application for PEMFC)

  • 김정훈;오승덕;김한성;박종호;한정우;이강택;조영일
    • Korean Chemical Engineering Research
    • /
    • 제43권1호
    • /
    • pp.118-124
    • /
    • 2005
  • 본 연구에서는 폴리피롤로 개질된 Nafion 막에 직접적으로 백금촉매를 담지하는 방법을 제시하고 PEMFC로의 응용을 검토하였다. 개시제로 $FeCl_3$$Na_2S_2O_8$을 사용하여 피롤을 Nafion 막에 중합하였다. 제저된 PPy/Nafion 복합체 막의 양이온 전도도와 함수율을 측정한 결과, $Na_2S_2O_8$을 사용하여 제조된 복합체 막은 피롤 중합시간이 증가할수록 양이온 전도도와 함수율은 감소하였고, $FeCl_3$의 경우 함수율은 감소하지만 양이온 전도도는 유지되었다. 폴리피롤로 개질된 Nafion 막에 백금 촉매를 화학적 환원법에 의해 함침한 결과, 폴리피롤의 전자 전도성 특성에 의해 백금 담지가 향상됨을 알 수 있었다. 또한 Pt/PPy/Nafion 전극촉매와 확산 전극으로 구성된 MEA를 단위 연료전지 성능평가를 행한 결과, 0.3 V의 전위에서 $569mA/cm^2$의 전류밀도 값을 갖는 연료전지 성능을 얻을 수 있었다.

고리 1호기에 대한 증기배관 파열사고 연구 (Study on the Steam Line Break Accident for Kori Unit-1)

  • Tae Woon Kim;Jung In Choi;Un Chul Lee;Ki In Han
    • Nuclear Engineering and Technology
    • /
    • 제14권4호
    • /
    • pp.186-195
    • /
    • 1982
  • SYSRAN code를 사용하여 고리 1호기의 중기배관파열사고를 분석하였다. SYSRAN code는 중성자출력과 열선속계산은 각각 점근사 중성자 운동방정식과 집중정수 모형을 이용하고 냉각수 계통 과도현상에 대해서는 전 계통을 균일한 압력으로 취급하여 질량 및 에너지 평형방정식을 이용하여 계산한다. 사고 결과를 심각하게 만드는 노심상태로 부냉각재 온도계수가 커지는 노심말기와 증기발생기의 유체함량이 가장 많은 고온 정지상태를 호기조건으로 하여, 격납용기외부의 가장 큰 배관면적인 1.4f $t^2$ 크기의 증기배관이 파열되었을때 Moody critical flow model에 따라 증기가 방출된다고 가정하여 분석하였다. 그 결과 노심의 최대 열선속은 사고후 60초에 정상상대의 38%로서 FSAR의 26%에 비해 높은 값을 나타냈으나 모든 과도현상의 경향은 FSAR의 결과와 잘 일치하였다. 민감도 조사결과 이 사고는 냉각재밀도 계수와 노심 하부공간혼합인자에 가장 민감한 것으로 나타났다. B bank중 한 개의 RCCA가 완전인출 상태에서 노심에 삽입되지 않았다고 가정했을 경우의 FSAR 분석결과인 $F_{$\Delta$H}$를 3.66으로 Fz를 1.55로 하여 DNBR을 계산해 본 결과, 최소 DNBR은 1.62가 되어 핵연료의 손상은 예상되지 않았다. 점근사중성자 운동방정식, 집중 정수모형 및 질량과 에너지평형 방정식을 이용한 계통 과도 현상모델은 발전소 전 계통의 과도 현상의 경향을 연구하는데 적합한 것으로 밝혀졌다.구하는데 적합한 것으로 밝혀졌다.

  • PDF