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학술저널
저자정보
고도영 (KHNP-CRI) 김규형 (KHNP-CRI) 장호철 (KEPCO Engineering & Construction)
저널정보
한국소음진동공학회 한국소음진동공학회논문집 한국소음진동공학회논문집 제33권 제2호(통권 271호)
발행연도
2023.4
수록면
135 - 140 (6page)
DOI
10.5050/KSNVE.2023.33.2.135

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이 논문의 연구 히스토리 (4)

2023

APR1400 원자로 축소모델 하향유로 수력하중 평가
고도영 ,  김규형 ,  장호철 한국소음진동공학회논문집 2023.10 학술저널
APR1400 원자로 축소모델시험의 유체탄성불안정 평가
고도영 ,  김규형 ,  장호철 외 1명 한국에너지학회 학술발표회 2023.04 학술대회자료
APR1400 원자로 축소모델 구조해석을 위한 상관길이
고도영 ,  김규형 ,  장호철 한국소음진동공학회논문집 2023.04 학술저널

2020

원자로 축소모델시험 동압계 배치
고도영 ,  김규형 ,  임상규 외 2명 한국소음진동공학회 학술대회논문집 2020.11 학술대회자료

초록· 키워드

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The correlation length for structural analysis can be calculated by installing several dynamic pressure transducers and evaluating the measured values in scale model testing. This study was conducted under the normal operating condition of the reactor in KHNP-STAR, which was designed and manufactured as a 1/7 scale-down model for APR1400. To verify conservative design at APR1400 reactor internals, the correlation length was evaluated at two locations: (1) the downcomer of the reactor coolant, and (2) the control element assembly guide tube. The correlation length calculated in this study will be used for the structural analysis aspect in the scale model testing of the APR1400 reactor internals.
#Correlation Length(상관길이) #Cross Correlation Coefficient(교차상관계수) #SMT(scale model testing, 축소모델시험) #CVAP(comprehensive vibration assessment program, 종합진동평가) #Structural Analysis(구조해석)

목차

ABSTRACT
1. 서론
2. 원자로 축소모델 구조해석을 위한 상관길이 측정
3. 원자로 축소모델 구조해석을 위한 상관길이 평가
4. 결론
References

참고문헌 (11)

참고문헌 신청
U.S. Nuclear Regulatory Commission, 2017, Comprehensive Vibration Assessment Program for Reactor Internals During Preoperational and Initial Testing, Rev.4, Regulatory Guide 1.20, Washington, DC. google schola Korea Institute of Nuclear Safety, 2015, Comprehensive Vibration Assessment Program for Reactor Internals, Rev.1, KINS/RG-N05.02, Daejeon. google schola Ko, D. Y., Kim, K. H., Lim, S. K., Moon, J. S. and Lee, D. H., 2021, The New Analysis Methodology for Comprehensive Vibration Assessment Program for Reactor Vessel Internals, Proceedings of the KSNVE Annual Spring Conference, p. 81. google schola Westinghouse, 2007, AP1000 Reactor Internals Flow-induced Vibration Assessment Program, WCAP-15949-NP, Rev.2. google schola AREVA NP Inc., 2009, Comprehensive Vibration Assessment Program for U.S. EPR Reactor Internals, ANP-1036NP, Rev.0. google schola

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