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대한기계학회 대한기계학회 춘추학술대회 대한기계학회 2006년도 추계학술대회 강연 및 논문 초록집
발행연도
2006.11
수록면
6 - 11 (6page)

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이 논문의 연구 히스토리 (3)

2010

굽힘시험에 의한 핵연료집합체 구조부품의 응력해석
윤경호 ,  김재용 ,  김형규 대한기계학회 춘추학술대회 2010.04 학술대회자료

2006

자유낙하에 의한 경수로용 핵연료집합체의 동적 거동 해석
윤경호 ,  김형규 ,  전태현 외 1명 대한기계학회 춘추학술대회 2006.11 학술대회자료

2005

유한요소법에 의한 경수로용 핵연료집합체의 낙하충격 해석
윤경호 ,  안창기 ,  이강희 외 1명 대한기계학회 춘추학술대회 2005.11 학술대회자료

초록· 키워드

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The objective of this research is to propose the methodology that could predict the dynamic failure behavior on the pressurized water reactor (PWR) fuel assembly structure for the reactor coolant pump (RCP) over-speed transient event. To perform this objective, the finite element analysis method for predicting the axial impact behavior on the fuel structure is established by a commercial finite element codes ANSYS and DYNA-3D. In this FE analysis method, appropriate boundary conditions and impact loading conditions are applied to simulate the actual core conditions. The drop impact analysis of a fuel assembly for PWR power plant is executed by the finite element analysis method. The analysis results are compared with the previous experimental results. The impact force results differed from the analysis condition depending on how many fuel rods slipped down to the bottom nozzle. And the joint and connection parts between components of a fuel assembly are very important for determining the stiffness of it. In the analysis, the fuel assembly experienced an impact force of approximately 111.53 kN when dropped from a height 25 mm with the fuel rods on the bottom nozzle. The secondary peak value is about 57.55 kN and the duration is about 6 milliseconds. After comparing with the previous test results, the developed finite element model and analysis procedure will be useful tool for evaluating the dynamic stiffness and strength of a fuel assembly. It is found that the joint and connection characteristics among parts are dominant factor which determine the non-linear behavior of a fuel during free fall event.
#actual model(실제 모델) #contact(접촉) #duration(충격 유지시간) #dynamic behavior(동적 거동) #free fall accident(자유낙하 사고) #fuel assembly(핵연료집합체) #impact(충격) #RCP over-speed(냉각수펌프 과속) #transient(천이)

목차

Abstract
1. 서론
2. 핵연료집합체의 충격해석모델
3. 결과 및 고찰
4. 결론
5. 후기
참고문헌

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핵연료봉 지지 구조물의 모드해석 및 유한요소 모형 개선
우성현 ,  김홍배 ,  문상무 외 1명 한국소음진동공학회 학술대회논문집 1999 .11
사용후핵연료 수송용기의 수평낙하충격에 관한 연구 ( A Study on the Side Drop Impact of a Nuclear Spent Fuel Shipping Cask )
정성환 ,  이영신 대한기계학회 논문집 A권 1997 .03

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UCI(KEPA) : I410-ECN-0101-2009-550-016804097