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논문 기본 정보

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학술저널
저자정보
송기남 (한국원자력연구원) 김용완 박상철 (에이블맥스)
저널정보
대한기계학회 대한기계학회 논문집 A권 대한기계학회논문집 A권 제33권 제10호
발행연도
2009.10
수록면
1,108 - 1,118 (11page)

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A Very High Temperature Gas Cooled Reactor (VHTR) has been selected as a high energy heat source of the order of 950℃ for nuclear hydrogen generation, which can produce hydrogen from water or natural gas. A primary hot gas duct (HGD) as a coaxial double-tube type cross vessel is a key component connecting a reactor pressure vessel and an intermediate heat exchanger in the VHTR. In this study, a structural sizing methodology for the primary HGD of the VHTR is suggested in order to modulate a flow-induced vibration (FIV). And as an example, a structural sizing of the horizontal HGD with a coaxial double-tube structure was carried out using the suggested method. These activities include a decision of the geometric dimensions, a selection of the material, and an evaluation of the strength of the coaxial double-tube type cross vessel components. Also in order to compare the FIV characteristics of the proposed design cases, a fluid-structure interaction (FSI) analysis was carried out using the ADINA code.

목차

Abstract
1. 서론
2. 원자력수소시스템의 개념
3. 축류에 의한 관의 유동기인진동
4. 1차 HGD의 구조정산
5. FIV 저감용 구조정산방법 제안
6. 1차 HGD의 구조정산 예
7. 결언
후기
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