Journal of the Society of Naval Architects of Korea
/
v.42
no.3
/
pp.183-189
/
2005
A modeling of a hydraulic-gun-aerator is proposed to set up a design procedure for such devices. The aerators are used to destroy any thermal stratification that are responsible for the degradation of water qualify of lakes. The aerator produces ascending flow by using air bubbies released instantly near the bottom of the lake into a cylindrical pipe installed vertically. Differently form the diffuser-aerators, they can pull up the cold, oxygen depleted water directly to the region of the free surface, and they are believed to work effectively especially for relatively deeper lakes. Their design procedure has not been established yet though, and we propose a model focusing on the exit flow velocity at the top of the aerator through the examination of presently operating devices.
Transactions of the Korean Society of Automotive Engineers
/
v.22
no.5
/
pp.20-28
/
2014
The high velocity oxygen fuel spraying (HVOF) is a kind of surface modification process technology to form the sprayed coating layer after spraying the powder to molten or semi-molten state by the ultra-high speed at the high-temperature heat source and conflicting with a substrate. It is desirable to melt completely the thermal spray powder in order to produce the coating layer with an optimal adhesion, however, because a semi-molten powder in a spray process has the low efficiency and become a factor that degrades the mechanical property by the inducement of pore-forming within the coating layer. To improve the wear resistance, corrosion resistance and heat resistance, in this study, the plungers of high-speed and ultra-high pressure reciprocating hydraulic pumps for oil and water used in ironwork are produced with $420J_2$ and the coating layers of plungers are formed by the powders of WC-Co-Cr and WC-Cr-Ni including the high hardness WC. The surface of these plungers is modified by the super-mirror face grinding machine using variable air pressure developed in this laboratory, and then the characteristics of cross-sectional microstructure, and surface roughness and hardness values between no operation and 100 days-operation are examined and made a comparison. The fine tops and bottoms on surface roughness curve of oil-hydraulic pump plunger sprayed by WC-Cr-Ni are molded more and higher than those of water-hydraulic pump sprayed by WC-Co-Cr because the plunger diameter of oil-hydraulic pump is 0.4 times smaller than that of water-hydraulic pump and the pressure of oil-hydraulic pump exerted on the plunger is operated with the 70 bars higher than that of water-hydraulic pump. As a result, it is found that the values of centerline average surface roughness and maximum height for oil-hydraulic pump plunger are bigger than those of water-hydraulic pump plunger.
Grazevicius, Audrius;Seporaitis, Marijus;Valincius, Mindaugas;Kaliatka, Algirdas
Nuclear Engineering and Technology
/
v.54
no.8
/
pp.3166-3175
/
2022
The most numerical investigations of the thermal-hydraulic phenomena following the loss of the residual heat removal capability during the mid-loop operation of the pressurized water reactor were performed according to simplifications and are not sufficiently accurate. To perform more accurate and more reliable predictions of thermal-hydraulic accidents in a nuclear power plant using computational fluid dynamics codes, a more detailed methodology is needed. Modelling results identified that thermal stratification and natural convection are observed. Temperatures of lower monitoring points remain low, while temperatures of upper monitoring points increase over time. The water in the heated region, in the upper unheated region and the pipe region was well mixed due to natural convection, meanwhile, there is no natural convection in the lower unheated region. Water temperature in the pipe region increased after a certain time delay due to circulation of flow induced by natural convection in the heated and upper unheated regions. The modelling results correspond to the experimental data. The developed computational fluid dynamics methodology could be applied for modelling of two-component single/two-phase natural convection and thermal stratification phenomena during the mid-loop operation of the pressurized water reactor or other nuclear and non-nuclear installations at similar conditions.
A multi-dimensional thermal-hydraulic system analysis code, MARS 1.3.1, has been developed in order to have the realistic analysis capability of two-phase thermal-hydraulic transients for pressurized water reactor (PWR) plants. As the backbones for the MARS code, the RELAP5/MOD3.2.1.2 and COBRA-TF codes were adopted in order to take advantages of the very general, versatile features of RELAP5 and the realistic three-dimensional hydrodynamic module of COBRA-TF. In the MARS code, all the functional modules of the two codes were unified into a single code first. Then, the source codes were converted into the standard Fortran 90, and then they were restructured using a modular data structure based on "derived type variables" and a new "dynamic memory allocation" scheme. In addition, the Windows features were implemented to improve user friendliness. This paper presents the developmental work of the MARS version 1.3.1 including the hydrodynamic model unification, the heat structure coupling, the code restructuring and modernization, and their verifications.their verifications.
RELAP5/MOD3.2 was modified to perform the thermal-hydraulic safety analysis for HANARO transients. Several aspects of RELAP5/MOD3.2 were modified or replaced by new features to properly simulate the unique HANARO characteristics such as the finned fuel element, the cooling mechanisms by both plate type heat exchanger and the natural circulation. Especially, the heat transfer packages were modified to be more appropriate for the safety analysis and the heat transfer models were developed for the plate type heat exchanger as well as natural circulation through the pool water. This modified version of RELAP5/MOD3.2 is renamed as RELAP5/HANARO. The thermal-hydraulic simulations of the single fuel pin test and plate type heat exchanger were peformed to assess the realistic predicting capabilities of RELAP5/HANARO and compared with experimental results and manufacturer's data in this paper. In addition, the natural circulation experiment using the scaled bundle was simulated to validate the capability of RELAP5/HANARO. The simulation results show almost similar trend with experimental data. Therefore, it is proved that RELAP5/HANARO has a confidence to use for the safety analyses of HANARO.
It had been disputed how to apply wall drag to the dispersed phase in the framework of the conventional two-fluid model for two-phase flows. Recently, Kim et al. [1] introduced the volume-averaged momentum equation based on the equation of a solid/fluid particle motion. They showed theoretically that for dispersed two-phase flows, the overall two-phase pressure drop by wall friction must be apportioned to each phase, in proportion to each phase fraction. In this study, the validity of the proposed wall drag model is demonstrated though one-dimensional (1D) simulations. In addition, it is shown that the existing form loss model incorrectly predicts the motion of the dispersed phase. A new form loss model is proposed to overcome that problem. The newly proposed form loss model is tested in the region covering the lower plenum and the core in a nuclear power plant. As a result, it is shown that the new models can correctly predict the relative velocity of the dispersed phase to the surrounding fluid velocity in the core with spacer grids.
This paper deals with the Safety Analysis for $CANDU^{(R)}$ 6 nuclear reactors as affected by main Heat Transport System (HTS) aging. Operational and aging related changes of the HTS throughout its lifetime may lead to restrictions in certain safety system settings and hence some restriction in performance under certain conditions. A step in confirming safe reactor operation is the tracking of relevant data and their corresponding interpretation by the use of appropriate thermal-hydraulic analytic models. Safety analyses ranging from the assessment of safety limits associated with the prevention of intermittent fuel sheath dryout for a slow Loss of Regulation (LOR) analysis and fission gas release after a fuel failure are summarized. Specifically for fission gas release, the thermal-hydraulic analysis for a fresh core and an 11 Effective Full Power Years (EFPY) aged core was summarized, leading to the most severe stagnation break sizes for the inlet feeder break and the channel failure time. Associated coolant conditions provide the input data for fuel analyses. Based on the thermal-hydraulic data, the fission product inventory under normal operating conditions may be calculated for both fresh and aged cores, and the fission gas release may be evaluated during the transient. This analysis plays a major role in determining possible radiation doses to the public after postulated accidents have occurred.
Lee, Dong Hyun;Lim, Ho-Gon;Yoon, Han Young;Jeong, Jae Jun
Nuclear Engineering and Technology
/
v.46
no.4
/
pp.541-546
/
2014
Probabilistic Safety Assessment (PSA) has been widely used to estimate the overall safety of nuclear power plants (NPP) and it provides base information for risk informed application (RIA) and risk informed regulation (RIR). For the effective and correct use of PSA in RIA/RIR related decision making, the risk estimated by a PSA model should be as realistic as possible. In this work, a best-estimate thermal-hydraulic analysis of loss-of-coolant accidents (LOCAs) for the Hanul Nuclear Units 3&4 is first carried out in a systematic way. That is, the behaviors of peak cladding temperature (PCT) were analyzed with various combinations of break sizes, the operating conditions of safety systems, and the operator's action time for aggressive secondary cooling. Thereafter, the results of the thermal-hydraulic analysis have been reflected in the improvement of the PSA model by changing both accident sequences and success criteria of the event trees for the LOCA scenarios.
Na, Young Su;Ha, Kwang Soon;Park, Rae-Joon;Park, Jong-Hwa;Cho, Song-Won
Nuclear Engineering and Technology
/
v.46
no.6
/
pp.797-802
/
2014
This study investigated the thermal hydraulic issues in the Containment Filtered Venting System (CFVS) for a long operating time using the MELCOR computer code. The modeling of the CFVS, including the models for pool scrubbing and the filter, was added to the input file for the OPR-1000, and a Station Blackout (SBO) was chosen as an accident scenario. Although depressurization in the containment building as a primary objective of the CFVS was successful, the decontamination feature by scrubbing and filtering in the CFVS for a long operating time could fail by the continuous evaporation of the scrubbing solution. After the operation of the CFVS, the atmosphere temperature in the CFVS became slightly above the water saturation temperature owing to the release of an amount of steam with high temperature from the containment building to the scrubbing solution. Reduced pipe diameters at the inlet and outlet of the CFVS vessel mitigated the evaporation of scrubbing water by controlling the amount of high-temperature steam and the water saturation temperature.
Liquid droplet impingement erosion (LDIE) known to be generated in aircraft and turbine blades is recently appeared in nuclear piping. UT thickness measurements with both A-scan and B-scan UT inspection equipments were performed for a component estimated as susceptible to LDIE in feedwater heater vent system. The thickness data measured with B-Scan equipment were compared with those of A-Scan. Thermal hydraulic analysis based on ANSYS FLUENT code was performed to analyze the behavior of liquid droplets inside piping. The wall thinning rate and residual lifetime based on both existing Sanchez-Caldera equation and measuring data were also calculated to identify the applicability of the existing equation to the LDIE management of nuclear piping. Because Sanchez-Caldera equation do not consider the feature of magnetite formed inside piping, droplet size, colliding frequency, the development of new evaluation method urgently needs to manage the pipe wall thinning caused by LDIE.
본 웹사이트에 게시된 이메일 주소가 전자우편 수집 프로그램이나
그 밖의 기술적 장치를 이용하여 무단으로 수집되는 것을 거부하며,
이를 위반시 정보통신망법에 의해 형사 처벌됨을 유념하시기 바랍니다.
[게시일 2004년 10월 1일]
이용약관
제 1 장 총칙
제 1 조 (목적)
이 이용약관은 KoreaScience 홈페이지(이하 “당 사이트”)에서 제공하는 인터넷 서비스(이하 '서비스')의 가입조건 및 이용에 관한 제반 사항과 기타 필요한 사항을 구체적으로 규정함을 목적으로 합니다.
제 2 조 (용어의 정의)
① "이용자"라 함은 당 사이트에 접속하여 이 약관에 따라 당 사이트가 제공하는 서비스를 받는 회원 및 비회원을
말합니다.
② "회원"이라 함은 서비스를 이용하기 위하여 당 사이트에 개인정보를 제공하여 아이디(ID)와 비밀번호를 부여
받은 자를 말합니다.
③ "회원 아이디(ID)"라 함은 회원의 식별 및 서비스 이용을 위하여 자신이 선정한 문자 및 숫자의 조합을
말합니다.
④ "비밀번호(패스워드)"라 함은 회원이 자신의 비밀보호를 위하여 선정한 문자 및 숫자의 조합을 말합니다.
제 3 조 (이용약관의 효력 및 변경)
① 이 약관은 당 사이트에 게시하거나 기타의 방법으로 회원에게 공지함으로써 효력이 발생합니다.
② 당 사이트는 이 약관을 개정할 경우에 적용일자 및 개정사유를 명시하여 현행 약관과 함께 당 사이트의
초기화면에 그 적용일자 7일 이전부터 적용일자 전일까지 공지합니다. 다만, 회원에게 불리하게 약관내용을
변경하는 경우에는 최소한 30일 이상의 사전 유예기간을 두고 공지합니다. 이 경우 당 사이트는 개정 전
내용과 개정 후 내용을 명확하게 비교하여 이용자가 알기 쉽도록 표시합니다.
제 4 조(약관 외 준칙)
① 이 약관은 당 사이트가 제공하는 서비스에 관한 이용안내와 함께 적용됩니다.
② 이 약관에 명시되지 아니한 사항은 관계법령의 규정이 적용됩니다.
제 2 장 이용계약의 체결
제 5 조 (이용계약의 성립 등)
① 이용계약은 이용고객이 당 사이트가 정한 약관에 「동의합니다」를 선택하고, 당 사이트가 정한
온라인신청양식을 작성하여 서비스 이용을 신청한 후, 당 사이트가 이를 승낙함으로써 성립합니다.
② 제1항의 승낙은 당 사이트가 제공하는 과학기술정보검색, 맞춤정보, 서지정보 등 다른 서비스의 이용승낙을
포함합니다.
제 6 조 (회원가입)
서비스를 이용하고자 하는 고객은 당 사이트에서 정한 회원가입양식에 개인정보를 기재하여 가입을 하여야 합니다.
제 7 조 (개인정보의 보호 및 사용)
당 사이트는 관계법령이 정하는 바에 따라 회원 등록정보를 포함한 회원의 개인정보를 보호하기 위해 노력합니다. 회원 개인정보의 보호 및 사용에 대해서는 관련법령 및 당 사이트의 개인정보 보호정책이 적용됩니다.
제 8 조 (이용 신청의 승낙과 제한)
① 당 사이트는 제6조의 규정에 의한 이용신청고객에 대하여 서비스 이용을 승낙합니다.
② 당 사이트는 아래사항에 해당하는 경우에 대해서 승낙하지 아니 합니다.
- 이용계약 신청서의 내용을 허위로 기재한 경우
- 기타 규정한 제반사항을 위반하며 신청하는 경우
제 9 조 (회원 ID 부여 및 변경 등)
① 당 사이트는 이용고객에 대하여 약관에 정하는 바에 따라 자신이 선정한 회원 ID를 부여합니다.
② 회원 ID는 원칙적으로 변경이 불가하며 부득이한 사유로 인하여 변경 하고자 하는 경우에는 해당 ID를
해지하고 재가입해야 합니다.
③ 기타 회원 개인정보 관리 및 변경 등에 관한 사항은 서비스별 안내에 정하는 바에 의합니다.
제 3 장 계약 당사자의 의무
제 10 조 (KISTI의 의무)
① 당 사이트는 이용고객이 희망한 서비스 제공 개시일에 특별한 사정이 없는 한 서비스를 이용할 수 있도록
하여야 합니다.
② 당 사이트는 개인정보 보호를 위해 보안시스템을 구축하며 개인정보 보호정책을 공시하고 준수합니다.
③ 당 사이트는 회원으로부터 제기되는 의견이나 불만이 정당하다고 객관적으로 인정될 경우에는 적절한 절차를
거쳐 즉시 처리하여야 합니다. 다만, 즉시 처리가 곤란한 경우는 회원에게 그 사유와 처리일정을 통보하여야
합니다.
제 11 조 (회원의 의무)
① 이용자는 회원가입 신청 또는 회원정보 변경 시 실명으로 모든 사항을 사실에 근거하여 작성하여야 하며,
허위 또는 타인의 정보를 등록할 경우 일체의 권리를 주장할 수 없습니다.
② 당 사이트가 관계법령 및 개인정보 보호정책에 의거하여 그 책임을 지는 경우를 제외하고 회원에게 부여된
ID의 비밀번호 관리소홀, 부정사용에 의하여 발생하는 모든 결과에 대한 책임은 회원에게 있습니다.
③ 회원은 당 사이트 및 제 3자의 지적 재산권을 침해해서는 안 됩니다.
제 4 장 서비스의 이용
제 12 조 (서비스 이용 시간)
① 서비스 이용은 당 사이트의 업무상 또는 기술상 특별한 지장이 없는 한 연중무휴, 1일 24시간 운영을
원칙으로 합니다. 단, 당 사이트는 시스템 정기점검, 증설 및 교체를 위해 당 사이트가 정한 날이나 시간에
서비스를 일시 중단할 수 있으며, 예정되어 있는 작업으로 인한 서비스 일시중단은 당 사이트 홈페이지를
통해 사전에 공지합니다.
② 당 사이트는 서비스를 특정범위로 분할하여 각 범위별로 이용가능시간을 별도로 지정할 수 있습니다. 다만
이 경우 그 내용을 공지합니다.
제 13 조 (홈페이지 저작권)
① NDSL에서 제공하는 모든 저작물의 저작권은 원저작자에게 있으며, KISTI는 복제/배포/전송권을 확보하고
있습니다.
② NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 상업적 및 기타 영리목적으로 복제/배포/전송할 경우 사전에 KISTI의 허락을
받아야 합니다.
③ NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 보도, 비평, 교육, 연구 등을 위하여 정당한 범위 안에서 공정한 관행에
합치되게 인용할 수 있습니다.
④ NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 무단 복제, 전송, 배포 기타 저작권법에 위반되는 방법으로 이용할 경우
저작권법 제136조에 따라 5년 이하의 징역 또는 5천만 원 이하의 벌금에 처해질 수 있습니다.
제 14 조 (유료서비스)
① 당 사이트 및 협력기관이 정한 유료서비스(원문복사 등)는 별도로 정해진 바에 따르며, 변경사항은 시행 전에
당 사이트 홈페이지를 통하여 회원에게 공지합니다.
② 유료서비스를 이용하려는 회원은 정해진 요금체계에 따라 요금을 납부해야 합니다.
제 5 장 계약 해지 및 이용 제한
제 15 조 (계약 해지)
회원이 이용계약을 해지하고자 하는 때에는 [가입해지] 메뉴를 이용해 직접 해지해야 합니다.
제 16 조 (서비스 이용제한)
① 당 사이트는 회원이 서비스 이용내용에 있어서 본 약관 제 11조 내용을 위반하거나, 다음 각 호에 해당하는
경우 서비스 이용을 제한할 수 있습니다.
- 2년 이상 서비스를 이용한 적이 없는 경우
- 기타 정상적인 서비스 운영에 방해가 될 경우
② 상기 이용제한 규정에 따라 서비스를 이용하는 회원에게 서비스 이용에 대하여 별도 공지 없이 서비스 이용의
일시정지, 이용계약 해지 할 수 있습니다.
제 17 조 (전자우편주소 수집 금지)
회원은 전자우편주소 추출기 등을 이용하여 전자우편주소를 수집 또는 제3자에게 제공할 수 없습니다.
제 6 장 손해배상 및 기타사항
제 18 조 (손해배상)
당 사이트는 무료로 제공되는 서비스와 관련하여 회원에게 어떠한 손해가 발생하더라도 당 사이트가 고의 또는 과실로 인한 손해발생을 제외하고는 이에 대하여 책임을 부담하지 아니합니다.
제 19 조 (관할 법원)
서비스 이용으로 발생한 분쟁에 대해 소송이 제기되는 경우 민사 소송법상의 관할 법원에 제기합니다.
[부 칙]
1. (시행일) 이 약관은 2016년 9월 5일부터 적용되며, 종전 약관은 본 약관으로 대체되며, 개정된 약관의 적용일 이전 가입자도 개정된 약관의 적용을 받습니다.