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저널정보
한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Nuclear Engineering and Technology 제45권 제2호
발행연도
2013.1
수록면
249 - 256 (8page)

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In accordance with the US Nuclear Regulatory Commission (US NRC), Regulatory Guide 1.20, the reactor vessel internals comprehensive vibration assessment program (RVI CVAP) has been developed for an Advanced Power Reactor 1400 (APR1400). The purpose of the RVI CVAP is to verify the structural integrity of the reactor internals to flow-induced loads prior to commercial operation. The APR1400 RVI CVAP consists of four programs (analysis, measurement, inspection, and assessment). Thoughtful preparation is essential to the measurement program, because data acquisition must be performed only once. The optimized design of a vibration and stress measurement system for the RVI CVAP is essential to verify the integrity of the APR1400 RVI. We successfully designed a vibration and stress measurement system for the APR1400 RVI CVAP based on the design materials, the hydraulic and structural analysis results, and performance tests of transducers in an extreme environment. The measurement system designed in this paper will be utilized for the APR1400 RVI CVAP as part of the first construction project in Korea.
#APR1400 #RVI #CVAP #Vibration and Stress #Measurement System

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참고문헌 (18)

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Combustion Engineering Inc / 1984 / A Comprehensive Vibration Assessment Program for the Prototype System 80 Reactor Internals Palo Verde Nuclear Generating Station Unit 1 google schola Do-Young Ko / 2012 / VIBRATION AND STRESS ANALYSIS OF A UGS ASSEMBLY FOR THE APR1400 RVI CVAP / Nuclear Engineering and Technology 44 (7) : 817 ~ 824 google schola K. H. Kim / 2011 / Hydraulic and Structural Analysis for APR1400 Reactor Vessel Internals against Hydraulic Load Induced by Turbulence / International Journal of Safety 2 : 1 google schola KEPCO Engineering and Construction Company Inc / 2008 / Shin- Kori Unit 3 and 4 Comprehensive Vibration Assessment Program On-site Test & Support Requirements for Visual Inspection google schola KEPCO Engineering and Construction Company Inc / 2008 / Shin- Kori Unit 3 and 4 Design Data for the Hydraulic Loads on Reactor Internals during Normal Operation google schola

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