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접촉한 두 평면과 균열한 틈새에서의 유동마찰계수 비교
Comparison of the Friction-Loss Coefficient for the Gap of Two Contact Surfaces and a Crack 원문보기

大韓機械學會論文集. Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers. B. B, v.35 no.10 = no.313, 2011년, pp.1075 - 1081  

남호윤 (한국원자력연구원) ,  최병해 (한국원자력연구원) ,  김종범 (한국원자력연구원) ,  이용범 (한국원자력연구원)

초록
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이중벽관 증기발생기에서 전열관의 내관과 외관 사이의 틈새에 채워진 헬륨가스의 압력변동으로 전열관의 파손을 감지하는 방법이 개발되고 있다. 이 현상을 모사하기 위해 압력으로 밀착된 두 평판사이의 미세한 틈새에서의 누설률을 측정하여 실험식을 개발하였다. 이 실험식에서는 틈새의 간격과 유동마찰계수가 표면조도에 의해 상호 결합된 형태로 기술되는데, 간단한 평판접촉 모델을 사용하여 유동마찰계수 식을 분리하였다. 이 실험식과 균열에서의 누설률 예측에 사용되고 있는 기존의 유동마찰계수 관련 실험식들을 상호 비교하였다. 레이놀즈 수의 적용범위가 상이함에도 불구하고 개발한 실험식이 0.1~0.35 에서는 레이놀즈 수가 높은 경우에 적용되는 실험식들과 유사한 값을 보였다.

Abstract AI-Helper 아이콘AI-Helper

A leak-detection method has been developed by measuring the pressure variation between the inner and outer heattransfer tubes of a double-wall tube steam generator. An experiment was carried out to measure the leak rate in the gap between two surfaces pressed with a hydraulic press in order to simul...

주제어

AI 본문요약
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문제 정의

  • 이 논문에서는 이중벽관에서의 누설률을 모사하기 위해 가압되는 두 개의 맞붙은 평판의 틈새에서 누설되는 헬륨가스의 양을 측정하였다. 실험인자는 인발 시에 가해지는 압력을 모사한 초기압력, 잔류응력을 모사하는 접촉압력, 평판의 표면조도 및 레이놀즈수이다.

가설 설정

  • 이다. 그러나 꼭지점과 골이 만날 확률도 있으므로 실제의 넓이는 이 넓이의 1/2 로 가정하였다. 즉, AF =εSm 이다.
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질의응답

핵심어 질문 논문에서 추출한 답변
균열에서의 누설률은 무엇에 많은 영향은 받는가? 균열에서의 누설률은 균열의 간격과 형태에 많은 영향을 받는다. 균열의 문제에서 다루어지는 틈새의 간격은 수십 µm 정도이고, 균열의 형태가 주요한 인자이다.
내관과 외관 사이에 형성된 틈새에 헬륨가스를 채우는 이유는 무엇인가? 내관과 외관 사이에 형성된 틈새에는 열전달 성능을 향상시키기 위해 제작시 생성된 잔류응력을 그대로 유지시킨 채로 헬륨가스를 채운다. 증기발생기의 물 측의 압력은 16.
증기발생기의 신뢰성을 높이기 위한 방안 중 하나로 전열관을 이중벽관으로 하는 것은 어떤 개념인가? 소듐냉각 고속로에서는 증기발생기의 신뢰성을 높이기 위한 방안 중 하나로 전열관을 이중벽관으로 하는 연구가 수행되고 있다. 반응성이 강한 두 유체 사이에 두 겹의 방호막을 형성시켜 전열관파손으로 인한 소듐-물 반응사고 확률을 줄임으로써 증기발생기의 신뢰성을 향상시키는 개념이다.
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참고문헌 (12)

  1. Nam, H., Choi, B. and Kim, J., 2010, "On the Design Concept Technology Development of a Double Wall Tube Steam Generator," Trans. of the KSME (A), 34(9), 1217-1225. 

  2. Grine, L. and Bouzid, A., 2009, "Correlation of Gaseous Mass Leak Rates Through Micro and Nano-Porous Gaskets," Proc. of ASME: Pressure Vessel and Piping Conf., Prague, Czech. 

  3. Cazauran, X, Birembaut, Y. and Hahn, R., Kockelmann, H., Moritz, S., 2009, "Gas Leakage Correlation," Proc. of ASME: Pressure Vessel and Piping Conf., Prague, Czech. 

  4. Rahman, S., Ghadiali, N., Wilkowski, G.M. and Paul, D.A., 1997, "Computer Model for Probabilistic Leak-Rate Analysis of Nuclear Piping and Piping Welds," Int. J. of Pressure Vessels and Piping, 70, 209-221. 

  5. Rudland, D.L., Wilkowski, G. and Scott, P., 2002, "Effects of Crack Morphology on Leak-Rate Calculations in LBB Evaluations," Int. J. of Pressure Vessels and Piping, 79, 99-102. 

  6. Beck, S.B.M., Bagshaw, N.M. and Yates, J.R., 2005, "Explicit Equations for Leak Rates Through Narrow Crack," Int. J. of Pressure Vessels and Piping, 82, 565-570. 

  7. Majumdar, S., Kasza, K., Bakhtiari, S., Park, J.Y., Oras, J., Franklin, J., Yulak, C. and Shack, W.J., 2009, "Stambaugh M. Steam Generator Tube Integrity Issues: Pressurization Rate Effects, Failure Maps, Leak Rate Correlation Models, and Leak Rates in Restricted Areas," NUREG/CR-6879, U.S. NRC. 

  8. Chang, Y.S., Jeong, J.U., Kim, Y.J., Hwang, S.S. and Kim, H.P., 2010, "Enhancement of Leak Rate Estimation Model for Corroded Cracked Thin Tubes," Int. J. of Pressure Vessels and Piping, 87, 52-57. 

  9. Li, X., Shi, S., Zhang, Z. and Li, X., 2010, "Leak Rate Calculation for LBB Analysis in High Temperature Gascooled Reactors," Nuclear Engineering Design, 240, 3231-3237. 

  10. Narabayashi, K., Fujii, M., Matsumoto, K. and Horimizu, Y., 1991, "Experimental Study on Leak Flow Model Through Fatigue Crack in Pipe," Nuclear Engineering Design, 28, 17-27. 

  11. Nam, H., Kim, J., Choi, B., Kim, J. and Lee, Y., 2010, "Experimental Investigation of the Leak Detection Capability for a Double Tube," KAERI/TR-4160/2010. 

  12. Idelchik, I.E., 1986, "Handbook of Hydraulic Resistance," Hemisphere Publishing Co., New York, 57-112. 

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