• 한국소음진동공학회:학술대회논문집
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• 한국소음진동공학회 2012년도 춘계학술대회 논문집
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• pp.734-738
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• 2012

A comprehensive vibration assessment program for the Advanced Power Reactor 1400 reactor vessel internals is established in accordance with the United States Nuclear Regulatory Commission Regulatory Guide 1.20 Revision 3. This paper is related to instruments and measurement locations based on the vibration and stress response analysis results at the inner barrel assembly top plate in the reactor. The analysis results of the inner barrel assembly top plate in the reactor show that the deterministic stress and deformation due to the reactor coolant pump induced pressure pulsations are larger than the random stress and deformation induced by the flow turbulence. The selection of the instruments and measurement locations at Inner barrel assembly top plate in the reactor is essential requirements and very important study process for the vibration and stress measurement program in comprehensive vibration assessment program for the Advanced Power Reactor 1400 reactor vessel internals.

• 한국소음진동공학회논문집
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• 제22권5호
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• pp.474-479
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• 2012

A comprehensive vibration assessment program for the advanced power reactor 1400(APR1400) reactor vessel internals is established in accordance with the united states nuclear regulatory commission regulatory guide 1.20 revision 3. This paper is related to instruments and measurement locations based on the vibration and stress response analysis results of the inner barrel assembly top plate in APR1400. The analysis results of the inner barrel assembly top plate in the reactor show that the deterministic stress and deformation due to the reactor coolant pump induced pressure pulsations are larger than the random stress and deformation induced by the flow turbulence. The selection of the instruments and measurement locations at inner barrel assembly top plate in the reactor is essential requirements and very important study process for the vibration and stress measurement program in comprehensive vibration assessment program for APR1400 reactor vessel internals.

• 설비공학논문집
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• 제23권8호
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• pp.549-555
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• 2011

For a $CO_2$ one-stage twin rotary compressor, a T-shaped suction port was used to effectively supply the suction gas stream into two individual suction chambers of the twin cylinders. Suction gas pulsations were observed in the pressure sensor signals and these were simulated by using the acoustic modeling of Helmholz resonators in parallel. The module of acoustic modeling was combined to a computer simulation program for the compressor performance. Validation of the simulation program has been carried out for a bench model compressor in a compressor calorimeter. Cooling capacity and the compressor input power were reasonably well compared between the simulation and the calorimeter test. Particularly, good agreement on P-V diagram between the simulation and the test was obtained.

• 한국항공우주학회지
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• 제32권8호
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• pp.29-36
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• 2004

초음속 흡입구 buzz는 입구에서의 충격파 패턴의 진동과 내부압력요동을 동반하는 불안정한 아임계 작동으로 정의할 수 있다. 이러한 유동섭동은 연소실 실화나 엔진의 구조직 손상을 일으킬 수 있다. 축대칭, 외부 압축형 흡입구에서 초음속 흡입구의 buzz 현상을 조사하기 위한 실험적 연구가 수행되었다. 자유류 마하수 2.0에서 카울 입구 직경이 30mm인 흡입구 모델이 시험되었다. 아임계 불안정성은 압력섭동의 주파수 및 입구에서의 충격파 구조 분석을 통해 조사되었다. 실험결과 전압럭 회복비는 0.42에서 0.78까지, 포획 면적 비는 0.34에서 0.98까지 변화했다. 아임계 유동의 주파수는 포획 면적비 감소에 따라 증가했으며 주파수는 범위는 $224{\sim}240Hz$였다.

• 소음진동
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• 제9권1호
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• pp.85-96
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• 1999

For ASME Code pumps in nuclear power plants, inservice test is required to assess the operational readiness in accordance with ASME code and related regulations. The objective of this study therefore, is to develop the technical background of the degradation of pump performances and conditions due to low flow rate operation. In addition. the detection techniques of pump operating conditions are to be developed to enhance the safety and economy of nuclear power plants. A test loop consisted of pump, motor. water tank, flow rate measurements and piping system with flow control devices was established for this study. Two typical pumps, 1-stage volute pump and 3-stage turbine pump, were selected and the test was performed upon two major point of views ; i.e., pump discharge pressure pulsations analysis and pump vibration spectrum analysis. From the test results, it is concluded that (1) the pump vibration affected by the natural frequency of operating pump is significant in the low frequency zone (around 1 Hz) : the vibration amplitude. especially. is an important factor during low flow rate operation. and shall be monitored to ensure that it is within the limit of ASME OM code Part 6, (2) the vibration frequency and pump discharge pressure are affected by vane pass frequency and running speed, (3) the wave phenomena due to the compressiblity of water is anticipated during low flow rate operation. and the pump system shall be designed to prevent it and. finally, (4) the technical background of the degradation of pump performances and conditions due to low flow rate operation is provided.

• 한국추진공학회지
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• 제22권4호
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• pp.61-67
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• 2018

액체로켓엔진용 산화제펌프의 캐비테이션 시험 중 입출구 배관과 펌프 케이싱에서 계측된 고주파 신호를 분석하였다. 각각의 데이터의 RMS 값을 캐비테이션 수에 따라 표현하였다. 또한 회전수 동기 주파수와 날개 개수 성분, 캐비테이션 불안정성 주파수의 크기를 검토하였다. 입출구 배관의 압력섭동은 캐비테이션 불안정성의 영향을 받았다. 출구 배관의 신호에서는 인듀서 날개 주파수인 3x 성분이 탁월하였다. 이러한 현상은 임펠러의 날개 개수가 인듀서의 날개 개수의 배수인 것과 관계가 있는 것으로 추정된다. 케이싱에 부착된 가속도계에서도 캐비테이션 불안정성 주파수가 확인되었다.

• 대한기계학회논문집B
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• 제39권1호
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• pp.89-95
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• 2015

터보압축기의 서지는 압축기의 불안정 운전영역으로 주로 소음과 맥동을 유발하며 수회 지속될시 압축기 시스템 전반에 걸쳐 막대한 피해를 입힌다. 압축기의 안전한 운전을 위해서는 서지현상에 대한 특성파악과 제어전략 수립이 중요하다. 서지현상의 제어는 주로 압축가스의 통과유동량 증대, 필요한 헤드 저감, 압축기 회전수 감속, 가스의 바이패스를 통하여 이루어진다. 본 연구에서는 차량용 터보차저에 서지를 유발했을 때 각 운전 구간별 발생되는 압력변동 특성을 연구하고자 한다. 서지 특성 확인을 위한 파라미터는 압축기 입구 유량과 출구 유량, 관경, 회전수 등으로 선정하였다. 입구단과 출구단 유량을 조절하여 서지 압력 변동을 조사한 결과, 출구단 보다는 입구단 유량의 급격한 변화가 서지와 압축기 내구에 더 영향이 크다는 것을 확인하였다.

• 한국추진공학회지
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• 제7권1호
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• pp.18-27
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• 2003

KSR-III 발사체를 위하여 개발된 추진기관 공급계와 엔진에 대한 연계시험을 위하여 수직형 시험설비가 구축되었으며, 연소시험이 진행되었다. 수직형으로 장착이 이루어진 시험에서 배플이 없는 엔진은 점화순간 즉시 불안정 연소현상이 발생하였으며, STS 배플과 복합재 배플 엔진의 경우 점화에 의한 불안정 발달이나 연소중 불안정 연소현상은 억제되었다. 배플이 있는 엔진의 경우 정상연소중 비정규적 압력섭동이 일시적으로 발생하였으나, 배플에 의해 음향적 특성을 가지는 불안정 연소로의 발달이 강력히 억제됨을 확인하였다. 이러한 일련의 시험을 통하여 복합재 배플을 가지는 최종 개발형 엔진이 비행용 KSR-III 추진기관시스템으로서 정상운용될 수 있음을 확인할 수 있었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제20권4호
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• pp.253-264
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• 1988

본 논문에서는 불란서에서 건설한 900 MWe급 가압경수형 원자로의 중성자 잡음해석 결과를 제시하였다. 중성자 잡음해석이란 노심내의 반응도 변화 및 노심의 수평운동으로 인한 노외검출기 신호의 변화를 해석하는 기법을 의미한다 이러한 방법은 Deterministic Dynamic Testing 기법중에서도 발전소의 정상운전 조건을 유지시키며 기존의 발전소 계측설비를 이용할 수 있다는 장점을 지니고 있다. 본 논문에 사용된 잡음신호는 울진 1호기 원자로의 시운전 시험기간에 구하였으며 이를 통계적 기술함수인 에너지 밀도함수(PSD), 검출기간의 상관함수 (CF)및 위상차(Phase Difference)로 나타내었다. 실험결과, 원자로 용기내의 냉각수 흐름 및 압력맥동 등에 의해 유도되는 Core Support Barrel(CSB)의 진동 주파수가 8Hz 근처임을 규명하였다.