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Turbulence Induced Fretting Wear Characteristics of Steam Generator Helical Tubes
정명조(Myung Jo Jhung),조종철(Jong Chull Jo),김효정(Hho Jung Kim),윤영길(Young Gill Yune),유선오(Seon Oh Yu) 대한기계학회 2005 대한기계학회 춘추학술대회 Vol.2005 No.5
This study addresses safety assessment of the potential for fretting wear damages on steam generator helical tubes due to turbulence induced vibration in operating nuclear power plants. To get the natural frequency, corresponding mode shape and participation factor, modal analyses are performed for helical type tubes with various conditions. Special emphases are put on the effects of coil diameter and the number of turns on the modal and fretting wear characteristics of tubes. Also, investigated are the effects of external pressure on the tube modal characteristics as well as the effects of turbulence induced vibration on the fretting wear characteristics of tubes.
정명조,최순,송희갑,박근배,Jhung, Myung-Jo,Choi, Suhn,Song, Heuy-Gap,Park, Keun-Bae Computational Structural Engineering Institute of 1992 전산구조공학 Vol.5 No.3
원자로 내부구조물의 설계시 필요한 동적응답해석을 위하여 각 구조물의 정확한 진동특성을 파악할 필요가 있다. 한국 표준형 원자력발전소를 위하여 설계된 제어봉집합체 보호구조물은 기존의 설계로 부터 많은 설계변경이 있었고, 또 이 구조물은 튜우브와 얇은 판이 사각격자 형태로 이루어져 있고 연결봉에 의해 고정되는 등 매우 복잡한 형태로 구성되어 있어서 해석과 시험에 의한 진동측정 프로그램을 수행할 필요성이 대두되었다. 따라서 본 논문에서는 진동측정 프로그램의 첫 단계로서 범용구조해석코드인 ANSYS를 이용하여 시험전 해석을 수행하였다. 또 자유도의 수와 얇은 판에 있는 구멍 및 연결봉의 pre-load가 구조물의 자유진동수에 미치는 영향을 검토하였다. 이로부터 결정된 유한요소모델에 대하여 모우드해석을 수행하여 구조물의 고유진동수와 모우드형상을 구하였고, 조화운동해석(Harmonic Analysis)을 행하여 주요모우드에 대한 응답을 측정함으로써 추후에 수행될 진동측정 시험조건 즉 응답측정부위, 측정위치의 수, 측정진동수의 범위 및 가진력의 크기 등을 결정하였다. The design of reactor internals requires the accurate vibration characteristics of each component for subsequent dynamic structural response analysis. For Korean standard nuclear power plant some modifications on the Control Element Assembly shroud from the reference design have been made. Since the shroud is complex in geometry having an array of vertical round tubes and webs in a square grid pattern, and being tied down by preloaded tie rods into position, it is planned to perform a vibration measurement program consisting of both experimental and analytical modal studies upon that component. To determine the proper test conditions, the pre-test analysis has been performed using the general purpose structural analysis program ANSYS. Also the effects of the number of master degrees of freedom, holes in the web and tie-rod preload on the natural frequencies are examined prior to the pre-test analysis. After decision of appropriate finite element model, frequency analysis and harmonic analysis are performed and ideas for the test conditions such as the number of measurement points, their locations, measurement frequency range and the excitation force level are determined.
Free Vibration Analysis of Perforated Shell Submerged in Fluid
정명조,조종철,Jhung Myung-Jo,Jo Jong-Chull Computational Structural Engineering Institute of 2006 한국전산구조공학회논문집 Vol.19 No.3
물에 잠긴 다공 원통형 쉘의 경우 물에 잠긴 상태로 유한요소해석을 하기에는 거의 불가능하므로 등가물성치를 사용하여야 한다. 다공 평판의 경우 이에 대한 등가물성치를 ASME 코드에서 제시하고 있지만, 다공 원통형 쉘의 등가물성치에 대한 연구는 아직까지 수행된 적이 없다. 따라서 본 연구에서는 유한요소해석을 이용하여 다공 원통형 쉘의 동적 해석에 이용할 수 있는 등가물성치를 제안하였고 그 타당성을 검증하였다. For the perforated cylindrical shell submerged in fluid, it is almost impossible to develop a finite element model due to the necessity of the fine meshing of the shell and the fluid at the same time. This necessitates the use of solid shell with equivalent material properties. Unfortunately the effective elastic constants are not found in any references even though the ASME code is suggesting those for perforated plate. Therefore in this study the equivalent material properties of perforated shell are suggested by performing several finite element analyses with respect to the ligament efficiencies.
한국표준형 원자력발전소 제어봉집합체 보호구조물의 모우드 특성 II
정명조,박근배,송희갑,최순,Jhung, Myung-Jo,Park, Keun-Bae,Song, Heuy-Gap,Choi, Suhn Computational Structural Engineering Institute of 1992 전산구조공학 Vol.5 No.4
The design of reactor internals requires the accurate vibration characteristics of each component for subsequent dynamic structural response analyses. For Korean standard nuclear power plant some modifications on the Control Element Assembly shroud from the reference design have been made, Since the shroud is complex in geometry having an array of vertical round tubes and webs in a square grid pattern, and being tied down by preloaded tie rods into position, it is planned to perform a vibration measurement program consisting of both experimental and analytical modal studies upon that component. The shroud modal testing was performed on the low frequency global survey to measure the first several modes. The analysis using the finite element model was also performed for the as-tested conditions. The natural frequencies and mode shapes from both test and analysis have been acquired and compared to be in good agreement. It is concluded that finite element model generated is good enough to be used in the design for the dynamic response analysis under various loading conditions. 원자로내부구조물의 설계시 필요한 동적응답해석을 위하여 각 구조물의 정확한 진동특성을 파악할 필요가 있다. 한국표준형 원자력발전소를 위하여 설계된 제어봉집합체 보호구조물은 기존의 설계로 부터 많은 설계변경이 있었고, 또 이 구조물은 튜우브와 얇은 판이 사각격자형태로 이루어져 있고 연결봉에 의해 고정되는 등 매우 복잡한 형태로 구성되어 있어서 해석과 시험을 위한 진동측정프로그램을 수행할 필요성이 대두되었다. 따라서 본 논문에서는 보호구조물의 진동시험을 수행하여 동적특성을 구하였고 또한 유한요소모델을 이용하여 해석에 의해 시험조건하에서의 고유진동수와 모우드형상을 구하였다. 시험과 해석에 의한 모우드특성을 비교한 결과 매우 잘 일치함으로써 구조물의 동적응답을 구하기 위한 해석모델의 타당성을 보였다.
지점운동을 받는 정정보의 동해석을 위한 동지점 유한요소 개발
김용우(Yong-Woo Kim),정명조(Myung Jo Jhung) 대한기계학회 2013 大韓機械學會論文集A Vol.37 No.4
지점운동을 받는 베르누이-오일러 보의 동적 유한요소해석을 위하여, 준정적 분해법을 사용하여 유한요소 정식화 및 지점운동 묘사를 위한 보요소를 개발하였다. 이 보요소들은 전통적인 2 절점 Hermitian 보 요소로서 기존의 모델링 방법을 그대로 따르면서 한 쪽 절점이 운동하는 지점과 일치하는 경우 해당 요소만을 본 연구에서 제안하는 요소로 대체하여 사용할 수 있도록 수식화하였다. 이 요소의 유용성과 정확성을 보이기 위해 지점운동을 받는 정정보들에 대해 수치실험을 실시하고 그 결과들을 이론해와 비교함으로써 사용이 간편함과 동시에 정확도가 매우 높다는 사실을 보였다. A finite element formulation for a Rayleigh-damped Bernoulli-Euler beam subjected to support motions, which accompanies quasi-static rigid-body motion, is presented by using the quasi-static decomposition method. Moving support beam elements, one of whose nodes is coincident with the moving support, are developed to represent the effect of a moving support. Statically determinate beams subjected to support motions can be modeled successfully by using moving support elements. Examples of cantilever and simply-supported beams subjected to support motions are illustrated, and the numerical results are compared with the analytical solutions. The comparison shows good agreement.
국내 가압경수형 원자로에 대한 가압열충격 기준온도 평가
최영환,박정순,정명조,Choi, Young Hwan,Park, Jeong Soon,Jhung, Myung Jo 한국압력기기공학회 2010 한국압력기기공학회 논문집 Vol.6 No.2
The evaluation method for the failure frequency of reactor vessel under pressurized thermal shock(PTS) is developed using probabilistic fracture mechanics. The probabilistic reactor integrity evaluation code, named R-PIE code, is developed. The validity and uncertainty of the R-PIE code is investigated. The reactor failure frequencies under PTS for Kori-1 nuclear power plant and other type of domestic nuclear power plants are evaluated. The reference PTS temperature for domestic nuclear power plants is obtained for the rule making against PTS failure.
이택진(Taek-Jin Lee),정명조(Myung-Jo Jhung),이진호(Jin-Ho Lee),박윤원(Yoon-Won Park) 대한기계학회 2001 대한기계학회 춘추학술대회 Vol.2001 No.8
For the safe operation of an RPV, its safety under PTS accident should be proved Since the procedure of PTS analysis is so complex, several round robin analyses have been proposed to develop a standard analysis procedure. In this study, the effect of each analysis variable on PTS analysis is estimated. The result of domestic PTS round robin analysis is compared with that of PTS-ICAS. For comparison, the result of P-T limit curve round robin analysis is introduced. The effects of 이ad and crack size on PTS analyses are qualitatively explained. And it is shown that a crack size effect depends on accident transients. The same trend is observed in P-T limit curve analysis.