This paper presents preliminary analysis and results on IASCC sensitivity of a core shroud in the reactor pressure vessel. First, neutron irradiation flux distribution of the reactor internals was calculated by using the Monte Carlo simulation code, MCNP6.1 and the nuclear data library, ENDF/B-VII.1. Second, based on the neutron irradiation flux distribution, temperature and stress distributions of the core shroud during normal operation were determined by performing finite element analysis using the commercial finite element analysis program, ABAQUS, considering irradiation aging-related degradation mechanisms. Last, IASCC sensitivity of the core shroud was assessed by using the IASCC sensitivity definition of EPRI MRP-211 and the finite element analysis results. As a result of the preliminary analysis, it was found that the point at which the maximum IASCC sensitivity is derived varies over operating time, initially moving from the shroud plate located in the center of the core to the top shroud plate-ring connection brace over operating time. In addition, it was concluded that IASCC will not occur on the core shroud even after 60 years of operation (40EFPYs) because the maximum IASCC sensitivity is less than 0.5.
이 논문은 퇴적물내 포함되어 있는 가스하이드레이트의 포화도를 계산하는 여러 방법에 대하여 토론하고자 한다. 가스하이드레이트의 포화도를 계산하는 방법은 물리검층 자료를 이용하는 방법과 코어자료(압력코어 포함)를 이용하는 방법, 그리고 탄성파 탐사자료로부터 얻을 수 있는 속도 자료를 이용하는 방법 등 크게 세가지 방법으로 나눌 수 있다. 물리검층 자료중 전기비저항 자료를 이용하는 방법의 경우 Archie 식을 주로 이용하는데 이 경우 각각의 변수 값을 정확하게 정의하는 게 중요하다. 또한 가스하이드레이트의 산출형태도 포화도 계산에 큰 영향을 주기 때문에 주의해야 한다. 코어자료를 이용하는 경우 공극수의 염소량을 측정하는 방법과 압력코어를 취득할 경우 이를 이용하는 방법이 있다. 지금까지 발표된 정량적이고 가장 정확한 가스하이드레이트 포화도값을 구할 수 있는 방법이 압력코어를 이용하는 것이다. 그러나 이는 비용과 시간이 많이 소요되기 때문에 연속적인 자료를 얻기가 어렵다는 단점이 있다. 지금까지 발표된 가스하이드레이트 포화도 값을 비교해 보면 전기비저항 값을 이용한 경우가 가장 높은 값을 압력코어를 이용하여 측정한 경우가 가장 낮은 값을 보여주는 경향이 있다. 그러나 이러한 값이 모든 경우에 있어서 절대적인 경향을 보여준다고 볼 수는 없다. 그러므로 가스하이드레이트의 포화도를 정확하게 계산하기 위해서는 여러 가지 방법을 이용하여 계산해야 하며 이를 비교하여 가장 적절한 값을 사용해야 할 것이다.
본 연구에서는 국내 비전통에너지자원인 셰일가스, 석탄층메탄가스(CBM) 및 가스하이드레이트 개발사업의 정확한 매장량을 위해 온도와 압력을 실시간으로 기록하는 DLS (Data Logging System)가 내장된 저류층 PCS (Pressure Core Sampler)를 개발하여 국산화시키고, 지하심부의 시료가 채취된 순간부터 시료의 압력을 유지함으로써 시료 내 가스의 손실 없이 시추코어를 회수하는데 있다. 저류층 PCS는 일반적인 코어 샘플러와는 달리 입구 부분에 볼밸브와 같은 개폐 장치가 있어 일정 길이의 코어 샘플이 채취되면 입구를 밀폐하여 원위치 상태의 압력이 그대로 유지되게 하는 기능을 갖고 있다. 이것은 특히 셰일가스나 석탄층메탄가스 및 가스하이드레이트와 같은 기체를 포함한 시료의 정확한 분석을 위해 아주 중요한 역할을 하게 된다. 현재 PCS 장비 및 이를 활용한 기술은 미국과 유럽 등에서 독점하고 있는 상황이다. 이에 따라 기존 PCS의 동작원리 및 메커니즘 분석과 상세설계를 수행하여 저류층PCS를 개발중이며, 성능은 PCS 최대 사용압력 100 bar, PCS 최대 사용온도 $-20{\sim}40^{\circ}C$, PCS 압력 손실율 10%를 목표로 하고 있다.
Journal of Advanced Marine Engineering and Technology
/
제39권9호
/
pp.973-980
/
2015
비전통 에너지자원은 전통 에너지자원에 비해 지리적으로 넓은 지역에 걸쳐 연속적인 형태로 분포되어 있으나, 잔존 기술적 회수가능 자원량(TRR : Technical Recoverable Resource)은 전통자원과 비슷하여 그 개발이 확대되고 있으며, 특히 셰일가스, 치밀가스, 석탄층 메탄가스, 가스하이드레이트 등의 비전통 가스자원의 개발이 활기를 띄고 있다. 그러나 현재의 물리검층 기술로는 비전통 자원에 포함된 물성, 특히 가스의 함량을 정확히 계산하기 어려우며 관련 기자재 또한 일부 해외 업체에서 독점하고 있다. 따라서 본 연구에서는 지하심부의 시료채취 순간부터 그 지점의 심부압력을 유지하여 시료 내 가스의 손실 없이 코어를 회수하고, 온도와 압력을 실시간으로 기록하는 저류층 PCS(Pressure Core Sampler)를 개발하였으며, 제작된 시제품의 검증을 위한 성능실험을 수행하였다. 모든 성능평가를 통과한 시제품은 In-situ 물성자료의 취득은 물론이고 정확하고 신뢰성 있는 시추코어를 확보하는 데 기여할 것이다.
Lead-alloys are very attractive nuclear coolants due to their thermo-hydraulic, chemical, and neutronic properties. By utilizing the HELIOS (Heavy Eutectic liquid metal Loop for Integral test of Operability and Safety of PEACER$^2$) facility, a thermal hydraulic benchmarking study has been conducted for the prediction of pressure loss in lead-alloy cooled advanced nuclear energy systems (LACANES). The loop has several complex components that cannot be readily characterized with available pressure loss correlations. Among these components is the core, composed of a vessel, a barrel, heaters separated by complex spacers, and the plenum. Due to the complex shape of the core, its pressure loss is comparable to that of the rest of the loop. Detailed CFD simulations employing different CFD codes are used to determine the pressure loss, and it is found that the spacers contribute to nearly 90 percent of the total pressure loss. In the system codes, spacers are usually accounted for; however, due to the lack of correlations for the exact spacer geometry, the accuracy of models relies strongly on assumptions used for modeling spacers. CFD can be used to determine an appropriate correlation. However, application of CFD also requires careful choice of turbulence models and numerical meshes, which are selected based on extensive experience with liquid metal flow simulations for the KALLA lab. In this paper consistent results of CFX and Star-CD are obtained and compared to measured data. Measured data of the pressure loss of the core are obtained with a differential pressure transducer located between the core inlet and outlet at a flow rate of 13.57kg/s.
ABB-CE's regionalization methodology for the core inlet flow distribution map is reviewed. This methodology merges the test data of fuel assembly locations which are either in symmetry or strongly correlated with others. It increases the number of available test data for each regional flow factor It makes up effectively for the deficiency due to limited number of test data. It also contributes to making the core inlet flow distribution smoother not only locally but also over the entire core, and to relieving the impacts of test errors that may happen due to some do- calibrated local pressure measurement taps. As a result, the core inlet How distribution data becomes more statistically useful and thus the conservatism involved in handling the core inlet flow factors for the thermal margin analysis is expected to be reduced. Meanwhile, the regionalized map may lose the unique local characteristics in core inlet flow distribution too much. By an alternative approach introduced in the present work, it is shown that such a disadvantage can be mitigated somewhat if the engineering judgement is made more
This study reviews studies on the core stabilization of respiratory muscle training for the elderly health. Previous research data and presenting basic literature data suggest that respiratory activation is an important mechanism for core strengthening via exercise interventions for the elderly. The review found that first, the mechanism of improving the respiratory muscles weakened by aging to address the loss of core function due to old age sarcopenia among the elderly results entails promoting the autonomic nervous system by focusing on the respiratory muscle activation pattern, the core muscle sensation mobilized for body centering. Second, nerve roots, intraperitoneal pressure, and deep muscles in the trunk of the body can be promoted while controlling respiratory stimulation with cognitive feedback. Effortful inspiration increases the activation of respiratory assistive muscles and effortless exhalation can improve the core muscle mobilization by involving abdominal muscles. Third, through respiratory muscle training, the elderly can increase their awareness of spinal centering and improve the ability to control the deep core muscles that must be mobilized for core stabilization. In conclusion, respiratory muscle training to increase the utilization of the trunk muscles seems to be a useful core stabilization exercise for the elderly with chronic tension and joint degeneration.
In this study, an experiment with large-scale model was performed according to raising embankment in order to investigate the behaviour of failure due to overtopping. The pore water pressure, earth pressure and settlement by high water level, a rapid drawdown and overtopping were compared and analyzed. Also, seepage analysis and slope stability analysis were performed for steady state and transient conditions. The pore water pressure and earth pressure for inclined core type showed high value at the base of the core, but they showed no infiltration by leakage. The pore water pressure and earth pressure by overtopping increased at the upstream slope and core, it is considered a useful data that can accurately estimate the possibility of failure of the reservoir. The behavior of failure due to overtopping was gradually enlarged towards the downstream slope from reservoir crest, and the inclined core after the raising embankment was influenced significantly to prevent the reservoir failure. The pore water pressure distribution for steady state and transient condition showed positive (+) pore water pressure on the upstream slope, it was gradually changed negative (-) pore water pressure on the downstream slope. The pore water pressure by overtopping showed a larger than the high water level at the downstream slope, it was likely to be the piping phenomenon because the hydraulic gradients showed largely at the inclined core and reservoir crest. The safety factor showed high at the steady state, and transient conditions did not show differences depending on the rapid drawdown.
It follows from the basic principles of mechanics of deformable solids relating to the strength, stability and propagation of elastic waves that the Earth's inner core cannot exist in the form of a spherical structure in the assumed thermobaric conditions and calculation values of physico-mechanical parameters. Pressure level reaches a value that is significantly greater than the theoretical limit of medium strength in the model approximations at the surface of the sphere of the inner core. On the other hand, equilibrium state of the sphere is unstable on the geometric forming at much lower loads under the influence of the "dead" surface loads. In case of the action of "follower" loads, the assumed pressure value on the surface of the sphere is comparable with the value of the critical load of "internal" instability. In these cases, due to the instability of the equilibrium state, propagation of homogeneous deformations becomes uneven in the sphere. Moreover, the elastic waves with actual velocity cannot propagate in such conditions in solid medium. Violation of these fundamental conditions of mechanics required in determining the physical and mechanical properties of the medium should be taken into account in the integrated interpretations of seismic and laboratory (experimental) data. In this case, application of the linear theory of elasticity and elastic waves does not ensure the reliability of results on the structure and composition of the Earth's core despite compliance with the required integral conditions on the mass, moment of inertia and natural oscillations of the Earth.
The methods and performance of a pin-level nuclear reactor core thermal-hydraulics (T/H) code ESCOT employing the drift-flux model are presented. This code aims at providing an accurate yet fast core thermal-hydraulics solution capability to high-fidelity multiphysics core analysis systems targeting massively parallel computing platforms. The four equation drift-flux model is adopted for two-phase calculations, and numerical solutions are obtained by applying the Finite Volume Method (FVM) and the Semi-Implicit Method for Pressure-Linked Equation (SIMPLE)-like algorithm in a staggered grid system. Constitutive models involving turbulent mixing, pressure drop, and vapor generation are employed to simulate key phenomena in subchannel-scale analyses. ESCOT is parallelized by a domain decomposition scheme that involves both radial and axial decomposition to enable highly parallelized execution. The ESCOT solutions are validated through the applications to various experiments which include CNEN $4{\times}4$, Weiss et al. two assemblies, PNNL $2{\times}6$, RPI $2{\times}2$ air-water, and PSBT covering single/two-phase and unheated/heated conditions. The parameters of interest for validation include various flow characteristics such as turbulent mixing, spacer grid pressure drop, cross-flow, reverse flow, buoyancy effect, void drift, and bubble generation. For all the validation tests, ESCOT shows good agreements with measured data in the extent comparable to those of other subchannel-scale codes: COBRA-TF, MATRA and/or CUPID. The execution performance is examined with a mini-sized whole core consisting of 89 fuel assemblies and for an OPR1000 core. It turns out that it is about 1.5 times faster than a subchannel code based on the two-fluid three field model and the axial domain decomposition scheme works as well as the radial one yielding a steady-state solution for the OPR1000 core within 30 s with 104 processors.
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.