Due to safety of the plant, it became very clear the importance of study occurrence reactor coolant system (RCS) issues specially the primary water stress corrosion cracking (PWSCC). The Systems Engineering (SE) approach is characterized by the application of a structured engineering methodology for the design of a complex system or component. Robotic devices have been used for internal inspection, maintenance and performing remote welding and inspection in high-radiation areas. In this paper, PWSCC overview and inlay and over lay welding methodology introduced, concept of robotic device that can be inserted into the piping via Steam Generator (SG) main way to access to primary piping of pressurized water reactor (PWR) is developed based on SE methodology. A 3D model of the inspection system was developed along with the APR1400 (Advanced Power Reactor)reactor coolant systems (RCS) and internals with virtual 3D simulation of the operation for visualization to prove the validity of the concept.
The design of mechanical structures aims to meet criteria, together with the safety of operators and lives in the vicinity of the equipment. Thus, there are several cases that meeting the desired specification causes the mechanical device to perform unstable and, sometimes, chaotic behavior. In these cases, control methods are applied in order to stabilize the device when in operation, aiming at the physical integrity of the component and the device operators. In this work, we will develop a study about the influence of a controller applied in a non-ideal capsule system operating with uncertain parameters, being non-existent in the literature. For this, two initial conditions were used: one that the capsule starts from rest and another that it is already in motion. Thus, the effectiveness of the controller can be assessed in both initial conditions, restricting the movement of the internal vibration-impact system to the capsule.
연구목적: 최근 노후한 안전관리 미비 시설물의 구조적 결함으로 인한 건축물 및 시설물 붕괴사고 등이 발생하고 있다. 본 연구는 전시 공간 건축물의 위험징후를 분석하고 계측기술을 개발하기 위해 시지각적 요소를 갖춘 건축물 센서 모니터링을 위한 최적의 센서 위치를 결정하는 상시 모니터링 시스템 설치가이드라인을 개발하는 것을 목적으로 한다. 연구방법: 위험징후 계측 기기의 구성요소, 설치위치, 기기의 경보 기준, 관리 방안 등을 제시한다. 연구결과: 센서의 위치를 결정하고, 통일된 시지각을 갖춤으로서 분석을 위한 신호처리 기술을 확보하고, Test-bed 운영 통해서 센서 모니터링 기반의 최적 '위험징후 감지장치'를 구성하는 방안을 제시하였다. 결론: 본 연구의 결과는 전시 공간 건축물 붕괴로 발생할 수 있는 재난으로부터 대비하고, 안전관리 역량을 강화에 기여할 수 있다.
In this paper, the VR(Virtual Reality) simulation system is developed to analyze driver's perceptive response on the ASV(Advanced Safety Vehicle). The ASV is the vehicle of next generation equipped with various warning systems. For the purpose, the VR simulation system consists of VR database, vehicle dynamic model, graphic/sound system, and driving system. The VR database which generates 3D graphic and sound information is organized for the driving reality. Mathematical models of vehicle dynamic analysis are constructed to represent the dynamic behavior of a vehicle. The driving system and the graphic/sound system provide a driver with the operation of a vehicle and the feedback of a driving situation. Also, the real-time simulation algorithm synchronizes the vehicle dynamic model with the VR database. To check the validity of the developed system, a simple scenario is applied to investigate driver's perceptive response time and vehicle acceleration on an emergency situation. It is confirmed that the proposed system is useful and helpful to design the FVCWS(Forward Vehicle Collision Warning System).
원심 해수냉각 펌프를 분석하기 위하여 다른 운전 유량에 대한 캐비테이션 거동을 조사하였다. 3D 2상 해석은 ANSYS-CFX 상용코드로 수행되었다. 해석에는 $k-{\varepsilon}$ 난류와 Rayleigh-Plesset cavitation 모델이 사용되었다. 수치 예측에 기초하여 세 가지 토출 유량값에 대하여 헤드 드롭 특성곡선이 작성되었다. 더 높은 유량에서 임펠러는 버블 캐비테이션에 보다 취약하다. 0.7Q, Q 및 1.3Q(Q: 설계 유량)에서 작동하는 펌프의 3 % 헤드 드롭 위치는 각각 NPSHa 1.21 m, 1.83 m 및 3.45 m에 해당한다. 증기 기포의 볼륨이 예측되고 캐비테이션의 위치는 임펠러 내에서 발생하는 캐비티를 시각화하여 예상하였다. 또한, 압력계수와 날개 부하 분포가 구체적으로 제시되어 캐비테이션이 펌프 운전에 미치는 해로운 영향을 나타냈다. 또한, 압력계수 분포와 날개부하 차트가 구체적으로 제시되어, 펌프 운전에 캐비테이션이 미치는 해로운 영향을 나타냈다.
This paper presents the development of the underwater cleaning robot platform for a higher efficiency in manufacturing industry. Human operators directly go into the cistern and clean sludge after drainage of the water so far. It is sometimes dangerous because of the harmful chemical materials from the product making process. In addition, it takes long time for water drainage and supplying it back. However, the robot cleaning operation does not need to drain water so that it could be applied to the sludge cleaning work at any time without the plant pause. Moreover, it can prevent the safety accidents because human operators are not necessary to enter directly the sludge cisterns. This paper shows the performance of cleaning work that can be applied in the industrial field through the design and development of underwater cleaning robot platform. And these results demonstrate that the developed underwater cleaning robot has great possibilities to clean other industrial water cisterns.
The Rural Housing Standard Plans for improving the quality of life and housing stability in rural areas has been developed 87 types from 1994 to 2012. However, some types of Plans do not satisfy the current legal standard in accordance with social and legal changes. Standard plans has the same effect as a building permit, and replace it, so legal suitability of Plans is an important. Therefore, it is required the suitability analysis on the legal standards of Rural Housing Standard Plans. The Purpose of this study is to derive improper types and items of the Rural Housing Standard Plans on the legal standards. In this study, we analyzed its suitability on the legal standards(law on fire-fighting system installation and safety management, energy saving design criteria for buildings, structural checklist for small buildings, the types of drawing for building permit) in accordance with "rules for the operation of standard plans". And we analyzed the utilization of the Rural Housing Standard Plans through downloads from welchon portal.
LNG는 극저온액체로 저장탱크의 열유입으로 인하여 지속적으로 BOG가 발생하고 있으며, 이의 효과적인 방법의 재액화가 요구되고 있다. 이 BOG의 재액화에는 공급되는 저압 펌프 후의 LNG의 냉열을 이용하는 데, 현재의 공정은 BOG 단위 발생량에 대하여 10배 이상의 LNG 흐름이 요구되고 있다. 본 연구에서는 NGL분리액화와 2차 고압펌프 후의 LNG 냉열을 이용하는 공정을 새롭게 고안하였으며, 이를 분석한 결과 LNG 소요유량이 3~4배에 불과한 매우 효과적인 재액화 시스템이 되었다. 본 고안에 의하면 하절기에도 원활한 BOG 재액화가 가능하므로, LNG기지의 안전성 향상과 공급 의 효율을 높일 수 있는 매우 효과적인 공정으로 분석되었다.
Park June-soo;Song Ha-cheol;Yoon Ki-seok;Choi Taek-sang;Park Jai-hak
Journal of Mechanical Science and Technology
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제19권11호
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pp.1988-1997
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2005
This study is concerned with structural integrity evaluations for the interference-fit flywheels in reactor coolant pumps (RCPs) of nuclear power plants. Stresses in the flywheel due to the shrinkage loads and centrifugal loads at the RCP normal operation speed, design overspeed and joint-release speed are obtained using the finite element method (FEM), where release of the deformation-controlled stresses as a result of structural interactions during rotation is considered. Fracture mechanics evaluations for a series of cracks assumed to exist in the flywheel are conducted, considering ductile (fatigue) and non-ductile fracture, and stress intensity factors are obtained for the cracks using the finite element alternating method (FEAM). From analysis results, it is found that fatigue crack growth rates calculated are negligible for smaller cracks. Meanwhile, the material resistance to non-ductile fracture in terms of the critical stress intensity factor (K$_{IC}$) and the nil-ductility transition reference temperature (RT$_{NDT}$) are governing factors for larger cracks.
The extension of design life among power plants is increasingly becoming a world-wide trend. Kori #1 unit in Korea is operating two cycle. It has two man-ways for tube inspection in a steam generator which is one of the important components in a nuclear power plant. Especially, stud bolts fur man-way cover have damaged by disassembly and assembly several times and degradation for bolt materials for long term operation. It should be evaluated and compared by ASME Code criteria for integrity evaluation. Integrity evaluation criteria which has been made by the manufacturer is not applied on the stud bolts of nuclear pressure vessels directly because it is controlled by the yield stress of ASME Code. It can apply evaluation criteria through FEM analysis to damaged female threads and to evaluated safety fer helical-coil method which is used according to Code Case-N-496-1. From analysis results, we found .that it is the same results between stress intensity which got from FEM analysis on damaged female threads over 10% by manufacture integrity criteria and 2/3 yield strength criteria on ASME Code. It was also confirmed that the helical-coil repair method would be safe.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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