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논문 기본 정보
- 자료유형
- 학술저널
- 저자정보
- 발행연도
- 2020.6
- 수록면
- 229 - 238 (10page)
- DOI
- 10.5050/KSNVE.2020.30.3.229
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미국 원자력규제위원회 규제지침 1.20은 원자로 냉각재의 유동유발진동에 의한 신규 건설원전의 안전성 확인을 위해 원자로 내부구조물 종합진동평가를 요구한다. 원자로 내부구조물 종합진동평가는 해석, 측정 및 검사로 구성된다. 이 논문은 신고리4호기 원자로 내부구조물 종합진동평가를 수행한 결과에 근거하여 APR1400 원자로 내부구조물의 구조적 건전성을 확인한 것이다. 유동 및 구조 해석결과는 측정결과보다 크게 보수적으로 예측되어 수립된 해석방법론은 적절하게 개발되었다. 또한, 해석된 최대응력은 허용응력보다 낮게 나타났으며 검사결과 어떠한 결함도 나타나지 않아 APR1400 원자로 내부구조물의 구조적 건전성을 확인하였다.
목차
ABSTRACT
요약
1. Introduction
2. Comprehensive Vibration Assessment Program
3. Discussion
4. Conclusions
References
참고문헌 (21)
참고문헌 신청
U.S. Nuclear Regulatory Commission, 1976, Comprehensive Vibration Assessment Program for Reactor Internals during Preoperational and Initial Startup Testing, Regulatory Guide 1.20(Rev.2), Washington, D.C.
Kim, K. H., Ko, D. Y. and Kim, S. H., 2013, Validation of Vibration and Stress Analysis Method for APR1400 Reactor Vessel Internals Comprehensive Vibration Assessment Program, Transactions of Korean Society for Noise and Vibration Engineering, Vol. 23, No. 4, pp. 308~314.
Ko, D. Y. and Kim, K. H., 2013, Design of a Vibration and Stress Measurement System for an Advanced Power Reactor 1400 Reactor Vessel Internals Comprehensive Vibration Assessment Program, Nuclear Engineering and Technology, Vol. 45, No. 2, pp. 249~256.
Kim, K. H., Ko, D. Y. and Kim, T. S., 2014, Overview for the Analysis Methodology of Reactor Vessel Internals Comprehensive Vibration Assessment Program, Proceedings of the KSNVE Annual Spring Conference, pp. 297~299.
Kim, K. H., Kim, Y. S. and Gu, J. Y., 2011, Deterministic Hydraulic Load Analysis on Reactor Internals of APR1400, Transactions of the Korean Nuclear Society Spring Meeting, pp. 26~27.
Kim, K. H., Ko, D. Y. and Kim, S. H., 2013, Validation of Vibration and Stress Analysis Method for APR1400 Reactor Vessel Internals Comprehensive Vibration Assessment Program, Transactions of Korean Society for Noise and Vibration Engineering, Vol. 23, No. 4, pp. 308~314.
Ko, D. Y. and Kim, K. H., 2013, Design of a Vibration and Stress Measurement System for an Advanced Power Reactor 1400 Reactor Vessel Internals Comprehensive Vibration Assessment Program, Nuclear Engineering and Technology, Vol. 45, No. 2, pp. 249~256.
Kim, K. H., Ko, D. Y. and Kim, T. S., 2014, Overview for the Analysis Methodology of Reactor Vessel Internals Comprehensive Vibration Assessment Program, Proceedings of the KSNVE Annual Spring Conference, pp. 297~299.
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