In this study, a mathematical model of the pneumatic part in a gas blow-down system is proposed. The mathematical model consists of four major parts: pressure vessel, reservoir, pressure regulator and pipe-line. To ensure accuracy in long-time simulations, heat transfer between gas and pressure vessel is considered. The model is validated by comparing simulation results with experimental data. Experiments are conducted on the ground, where free convection can be assumed. Simulation results indicate the proposed model can accurately describe behavior of a gas blow-down system. Therefore, it may be used for design and analysis of similar systems with a slight modification.
In this study, a pressure vessel for a heat pipe was fabricated by bonding a metal thin film using a polymer compound sheet. In order to confirm the applicability of the experimentally manufactured copper material thin heat pipe of 0.6 mm or less, the pressure resistance and effective thermal conductivity for pressure generated according to the type of the working fluid of the heat pipe were evaluated to suggest the commercialization potential of the thin heat pipe. As a result of evaluating the pressure resistance and effective thermal conductivity performance of the thin heat pipe, the following conclusions were drawn. 1) Using a PEEK-based polymer compound sheet, it was possible to fabricate a pressure vessel for a thin heat pipe with a pressure resistance of up to 1.0 MPa by bonding a copper thin film, and the possibility of commercialization was confirmed at a temperature below 120 ℃. 2) In the case of the effective thermal conductivity performance evaluation test, the effective thermal conductivity of ethanol was higher than that of FC72 and Novec7000, and in the case of ethanol, the maximum effective thermal conductivity was 2,851 W/mK at 3.0 W of heating.
원자력 산업에 있어서 파이프의 감육결함은 수명평가 및 안전평가에 막대한 손실을 발생 할 수 있다. 비파괴검사 기법을 이용하여 변형, 진동, 결함 평가를 수행하고 있지만, 넓은 면적의 결함을 평가하는 기법이 적으며, 시간이 오래 걸리는 단점이 있다. 원자력 발전소의 2차계통에서 주로 사용되는 탄소강 배관을 대상으로 내부에 인공 감육결함을 가공하고 두께를 서로 다르게 하여 제작하여 Shearography를 이용하여 감육결함부의 변형을 측정하였다. 또한 광 계측을 통하여 변형, 진동, 결함 평가뿐만 아니라 압력용기의 결함깊이를 정량적으로 평가하고자 한다. 본 논문은 전단간섭계를 이용하여 파이프의 내부 감육 결함을 측정하고, 압력에 따른 변형을 제시한 기법을 이용하여 정량적인 결함의 잉여두께를 평가하고자 한다. 변형량을 이용하여 잉여두께 예측결과 실제 결함깊이와 약 7%의 오차로 신뢰성을 확보하였으며, 압력에 따른 변형량과 잉여두께의 DB구축을 통하여 원전 배관의 감육부 건전성 평가에 활용될 수 있을 것이다. 따라서, 본 연구에서 제안하는 압력용기 결함깊이 측정법은 원자력배관의 감육결함 예측 및 건정성 평가 기술 개발 등 이론과 실험이 결함된 기초연구로서 압력용기의 안정성, 건전성, 보수성을 증진시킬 수 있는 기반확립에 기여할 것으로 기대한다.
The problem of determining the discharge rates of gases from pressurized vessels through pressure relief devices was dealt with comprehensively. First, starting from basic fluid flow equations, detailed modeling procedures were presented for isentropic nozzle flows and frictional flows in a pipe, respectively. Meanwhile, physical explanations were given to choking phenomena in terms of the acoustic velocity, elucidating the widespread use of Mach numbers in gas flow models. Frictional flows in a pipe were classified into adiabatic, isothermal, and general flows according to the heat transfer situation around the pipe, but the adiabatic flow model was recommended suitable for gas discharge through pressure relief devices. Next, for the isentropic nozzle flow followed by adiabatic frictional flow in the pipe, two equations were established for two unknowns that consist of the Mach numbers at the inlet and outlet of the pipe, respectively. The relationship among the ratio of downstream reservoir pressure to upstream pressure, mass flux, and total frictional loss coefficient was shown in various forms of MATLAB 2-D plot, 3-D surface plot and contour plot. Then, the profiles of gas properties and velocity in the pipe section were traced. A method to quantify the relationship among the pressure head, velocity head, and total friction loss was presented, and was used in inferring that the rapid increase in gas velocity in the region approaching the choked flow at the pipe outlet is attributed to the conversion of internal energy to kinetic energy. Finally, the Levenspiel chart reproduced in this work was compared with the Lapple chart used in API 521 Standatd.
In this study, the pressure vessel piping with corrosion used during long term were investigated from the time-frequency analysis method. The damage of piping could be evaluated the attenuation factor by ultrasonic parameters such as center frequency and echo waveform. Based on NDE analysis by time-frequency analysis method, it should also be possible to evaluate from various damages and defects in piping members.
Because of abrupt changes for velocity in water, transient flow is occurred in practical life. To reduce and avoid the high or low pressure of pipe network system, various surge protection facilities are used to prevent the risk in pipe network system. Especially, we focused on study not only preventing positive and negative pressure but also selecting adequate equipment for high pressurized pipelines. Several critical cases were considered by undertaking a steady state hydraulic study and transient dynamic simulation and we suggested that the surge vessel of various surge protection system was recommended to control high and low pressures on pipeline system in perspective.
The pipe which it uses from the nuclear power plant or factory by a long period use and a corrosive action the inside defect occurs on the inside. abstract here. The ESPI method is in order to investigate the laser light in the measurement object it will be able to measure the wide territory whole in once, does not receive an effect in direction of defect not to be, has the strong point it will be able to measure a change of place arrowhead real-time defect. It measured a inside defect of pressure vessel by using Out of plane ESPI and In plane of ESPI. It compared a each method result.
The pipe which it uses from the nuclear power plant or factory by a long period use and a corrosive action the inside defect occurs on the inside. abstract here. The ESPI method is in order to investigate the laser light in the measurement object it will be able to measure the wide territory whole in once, does not receive an effect in direction of defect not to be. has the strong point it will be able to measure a change of place arrowhead real-time defect. It measured a inside defect of pressure vessel by using ESPI and FEM. It compared a each method result.
배관을 구속시키기 위한 원통형 배관 지지대(Trunnion Pipe Support)가 부착된 배관의 응력해석을 위하여 유한요소해석을 사용하였다. 해석결과로 부터 얻어진 응력은 두께에 대한 평균(막응력) 및 선형 응력(굽힘응력)으로 분류되었으며, 분류된 응력값은 압력에 에 의한 일차응력계수(B/sub 1/)와 이차응력계수(C/sub 1/), 모멘트에 의한 일차응력계수(B/sub 28/, B/sub 2T/)와 이차응력계수(C/sub 28/, C/sub 2T/)를 추정하기 위하여 ASME Code에 정의된것과 일치하게 해석되었다. 무차원의 함수로써 응력계수에 대한 경험식을 개발하기 위하여 여러 모델의 해석을 수행하였다.
The Fuel Test Loop (FTL) consists of In-Pile Test Section (IPS) and Out-of-Pile System (OPS). The test condition in IPS such as pressure, temperature and quality of the main cooling water, can be controlled by the OPS. The FTL has been developed to be able to irradiate three pins to the core irradiation hole (IR1 hole) by considering for its utility and user's irradiation requirement. The IPS vessel assembly (IVA) consists of IPS head, outer pressure vessel, inner pressure vessel, inner assembly and test fuel carrier. The IVA is approximately 5.6 m long and fits within a 74 mm in diameter envelope over the full height of the chimney. Above the top of the chimney, the head of the IPS is enlarged to allow the closure flanges and pipe work connections. IVA was designed to test the CANDU and PWR nuclear fuel pin together. Specially, wished to minimize interference by nuclear fuel change in design and synthesize these items and shape design for IVA.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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