A flexible riser consists of several layers which have different materials, shapes and functions. The layers designed properly can take the design load safely, and each property of layer provides a complexity of flexible riser. Such complexity/unit-property is an input for global analysis of flexible riser. There are several approaches to calculate the complexity of flexible riser, those are experimental, numerical and theoretical methods. This paper provides a complexity from numerical and theoretical analysis for 2.5 inch flexible riser of which details and the experimental data are already produced under tension, external pressure, and bending moment. In addition, comparison of stiffness and stress are also provided. Especially, analysis of stress could lead to researches on ultimate strength or fatigue strength of flexible risers.
As a part of the integrated disease system in greenhouse, an antifungal fungus(AF1) was isolated from greenhouse soil. It exhibited strong inhibitory activites against Pythium ultimum, Phytophtora capsici, Rhizoctonia solani, Botrytis cinerea, and Fusarium oxysporum based on dual culture on 1/5 strength of potato dextrose agar between antagonistic fungus and several plant pathogens. The antagonistic fungus was identified as Chaetomium cochliodes, based on morphological characteristics; the body of the perithecium bears straight or slightly wavy, unbranched hairs, whilst the apex bears a group of spirally coiled hairs. To investigate antagonistic principles, antifungal compound was extracted and fractionated by different solvent systems. An antifungal compound was isolated as pure crystal from is culture filtrate using organic solvent extraction and column chromatography, followed by preparative thin layer chromatography. The chemical structure of the purified antifungal compound was identified as chaetoglobosin A based on the data obtained form $^1H-NMR$, $^{13}C-NMR$, DEPT 90, 135, $^1H-^1H$ COSY, $^1H-^{13}C$ COSY and EI/MS. $ED_{50}$ values of the chaetoglobosin A against P. ultimum, P. capsici, R. solani, B. cinerea and F. oxysporum were 1.98, 4.01, 4.16, 2.67 and 35.14 ppm, respectively.
In the present study, the advanced procedure has been proposed to estimate higher accuracy of embedment of pipes that are installed on soft clay seabed. Numerical simulation by OrcaFlex simulation code was performed to investigate dynamic seabed embedment, and two steps, i.e., static and dynamic analysis, were adopted. In total, four empirical curves were developed to estimate the seabed embedment including dynamic phenomena, i.e., behaviour of vessel, environmental condition, and behaviour of nonlinear soil. The obtained results were compared with existing methods (named general method) such as design code or guideline to examine the difference of seabed embedment for existing and advance methods. Once this process was carried out for each case, a diagram for estimating seabed embedment was established. The applicability of the proposed method was verified through applied examples with field survey data. This method will be very useful in predicting seabed embedment on soft clay, and the structural behaviours of installed subsea pipelines can be changed by the obtained seabed embedment in association with on-bottom stability, free span, and many others.
To assess the risk of nuclear power plant operation and to determine the risk impact of digital systems, there is a need to quantitatively assess the reliability of the digital systems in a justifiable manner. The Probabilistic Risk Analysis (PRA) is a tool which can reveal shortcomings of the NPP design in general and PRA analysts have not had sufficient guiding principles in modelling particular digital components malfunctions. Currently digital I&C systems are mostly analyzed simply and conventionally in PRA, based on failure mode and effects analysis and fault tree modelling. More dynamic approaches are still in the trial stage and can be difficult to apply in full scale PRA-models. As basic events CPU failures, application software failures and common cause failures (CCF) between identical components are modelled.The primary goal is to model dependencies. However, it is not clear which failure modes or system parts CCF:s should be postulated for. A clear distinction can be made between the treatment of protection and control systems. There is a general consensus that protection systems shall be included in PRA, while control systems can be treated in a limited manner. OECD/NEA CSNI Working Group on Risk Assessment (WGRisk) has set up a task group, called DIGREL, to develop taxonomy of failure modes of digital components for the purposes of PRA. The taxonomy is aimed to be the basis of future modelling and quantification efforts. It will also help to define a structure for data collection and to review PRA studies.
Three triterpenoids, one sterol glycoside and a phenylpropanoid glycoside were isolated from the n-BuOH soulble fraction of Paulownia coreana twigs. On the basis of spectral data, the structure of isolated compounds were identified as pomolic acid (1), euscaphic acid (2), arjunic acid (3), daucosterol (4), and syringin (5), respectively. All compounds are isolated from this plant for the first time.
Finite element model of pressurized water reactor internals were obtained using ANSYS software package to analyze dynamic characteristics. The pressure vessel, hold-down ring, alinement key, core support barrel(CSB), upper guide structure(UGS) and fluid gap were fully modeled using structural solid element(SOLID45) and fluid element(FLUID80) which is one of element types. Also modal analysis using the above finite element model has been performed. As a result, it was found that the fundamental beam mode natural frequency of the CSB were 8.2 Hz, the shell mode one 14.5 Hz. To verify the Finite Element Analysis(FEA), we compare the analysis result with experimental data that is obtained from the plant IVMS(internal Vibration Monitoring System). The experimental results are good agreement with the FEA model.
Moon, Seongin;Han, Seongjin;Kang, To;Han, Soonwoo;Kim, Kyungmo;Yu, Yongkyun;Eom, Joseph
Nuclear Engineering and Technology
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제53권4호
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pp.1199-1209
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2021
The detection of unexpected loose parts in the primary coolant system in a nuclear power plant remains an extremely important issue. It is essential to develop a methodology for the localization and mass estimation of loose parts owing to the high prediction error of conventional methods. An effective approach is presented for the localization and mass estimation of a loose part using machine-learning and deep-learning algorithms. First, a methodology was developed to estimate both the impact location and the mass of a loose part at the same times in a real structure in which geometric changes exist. Second, an impact database was constructed through a series of impact finite-element analyses (FEAs). Then, impact parameter prediction modes were generated for localization and mass estimation of a simulated metallic loose part using machine-learning algorithms (artificial neural network, Gaussian process, and support vector machine) and a deep-learning algorithm (convolutional neural network). The usefulness of the methodology was validated through blind tests, and the noise effect of the training data was also investigated. The high performance obtained in this study shows that the proposed methodology using an FEA-based database and deep learning is useful for localization and mass estimation of loose parts on site.
Recently, electric power usages and peak loads from buildings are increasing due to higher outdoor air temperatures and/or abnormal climate during the summer period. As one of the eco-friendly measures, a renewable energy system has been received much attention. Particularly, interest on a photovoltaic (PV) system using solar energy has been rapidly increasing in a building sector due to its broad applicability. In using the PV system, one of important factors is the PV efficiency. The normal PV efficiency is determined based on the STC(Standard Test Condition) and the NOCT(Nominal Operating Cell Temperature) performance test. However, the actual PV efficiency is affected by the temperature change at the module surface. Especially, higher module temperatures generally reduce the PV efficiency, and it leads to less power generation from the PV system. Therefore, the analysis of the relation between the module temperature and PV efficiency is required to evaluate the PV performance during the summer period. This study investigates existing algorithms for calculating module surface temperatures and analyzes resultant errors with the algorithms by comparing the measured module temperatures.
Since containment building is the major shielding structure to ensure safety of nuclear power plant, the structural behavior and ultimate pressure capacity of containments must be studied in depth. This paper addresses ambiguous issue of determining free-field position for liner failure by suggesting an expanded free-field region and comparing internal pressure capacities obtained by test data, conservative assumption and suggested free-field region. For this purpose, a practical approach to determine the free-field position for the evaluation of liner tearing is carried out. The maximum principal strain histories versus internal pressure capacities among different free-field positions at various azimuths and elevations are compared with those at the equipment hatch as a conservative assumption. The comparison shows that there are considerable differences in the internal pressure capacity at liner failure within the expanded free-field region compared to the vicinity of the equipment hatch. Additionally, this study proposes an approximate correlation with conservative factors by considering the expanded free-field ranges and material characteristics to determine realistic failure criteria for liner. The applicability of the proposed correlation is demonstrated by comparing the internal pressure capacities of full-scale containment buildings following liner failure criteria according to RG 1.216 and an approximate correlation.
Since, in case of high energy piping, steam jets ejected from the rupture zone may cause damage to nearby structure, it is necessary to design it into consideration of nuclear power plant design. For the existing nuclear power plants, the ANSI / ANS 58.2 technical standard for high-energy pipe rupture was used. However, the US Nuclear Regulatory Commission (USNRC) and academia recently have pointed out the non-conservativeness of existing high energy pipe fracture evaluation methods. Therefore, it is necessary to develop a highly reliable evaluation methodology to evaluate the behavior of steam jet ejected during high energy pipe rupture and the effect of steam jet on peripheral devices and structures. In this study, we develop a method for analyzing the impact load of a jet by high energy pipe rupture, and plan to carry out an experiment to verify the evaluation methodology. In this paper, the basic data required for the design of the jet impact load experiment equipment under construction, 1) the load change according to the jet distance, 2) the load change according to the jet collision angle, 3) the load variation according to structure diameter, and 4) the load variation depending on the jet impact position, are numerically obtained using the developed steam jet analysis technique.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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