• 한국소음진동공학회:학술대회논문집
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• 한국소음진동공학회 2011년도 춘계학술대회 논문집
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• pp.821-826
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• 2011

A basic concept for selection criteria of measuring places of RVI CVAP is to determine measuring places and sensors based on the results of the hydraulic and structural analysis for RVI CVAP in APR1400. In addition, there is the important selection criteria to determine measuring places for measurement of RVI CVAP ; the first is to choose measuring places according to U.S. NRC R.G. 1.20, the second is to select measuring places by RVI design review, the third is to option on the basis of measurement results of SYSTEM 80, the forth is to decide using review results on a design change of a reactor and the last is to determine using the review on the possibility of installation/removal of sensors and structures for the measurement. We developed selection criteria of measuring places for RVI CVAP in APR1400 and this will be directly applied to the measurement program for RVI CVAP.

• 한국소음진동공학회:학술대회논문집
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• 한국소음진동공학회 2012년도 추계학술대회 논문집
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• pp.306-311
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• 2012

A reactor vessel internals comprehensive vibration assessment program (RVI CVAP) of an advanced power reactor 1400 (APR1400) is being performed as a non-prototype category-2 type of reactor based on the US Nuclear Regulatory Commission Regulatory Guide (NRC RG) 1.20. The aim of this paper is to present the results of structural response analysis and measuring locations of a upper guide structure (UGS) assembly of the APR1400 reactor. The analysis results of the UGS assembly results show that meet the specified integrity levels of the design acceptance criteria. Also, the measuring locations are set by the analysis results of the UGS assembly and selection criteria of measuring locations prior to this study. These analysis results and measuring locations will be used as fundamental materials to design a measurement system for the APR1400 RVI CVAP.

• 한국소음진동공학회:학술대회논문집
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• 한국소음진동공학회 2012년도 춘계학술대회 논문집
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• pp.734-738
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• 2012

A comprehensive vibration assessment program for the Advanced Power Reactor 1400 reactor vessel internals is established in accordance with the United States Nuclear Regulatory Commission Regulatory Guide 1.20 Revision 3. This paper is related to instruments and measurement locations based on the vibration and stress response analysis results at the inner barrel assembly top plate in the reactor. The analysis results of the inner barrel assembly top plate in the reactor show that the deterministic stress and deformation due to the reactor coolant pump induced pressure pulsations are larger than the random stress and deformation induced by the flow turbulence. The selection of the instruments and measurement locations at Inner barrel assembly top plate in the reactor is essential requirements and very important study process for the vibration and stress measurement program in comprehensive vibration assessment program for the Advanced Power Reactor 1400 reactor vessel internals.

• 한국소음진동공학회논문집
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• 제22권5호
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• pp.474-479
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• 2012

A comprehensive vibration assessment program for the advanced power reactor 1400(APR1400) reactor vessel internals is established in accordance with the united states nuclear regulatory commission regulatory guide 1.20 revision 3. This paper is related to instruments and measurement locations based on the vibration and stress response analysis results of the inner barrel assembly top plate in APR1400. The analysis results of the inner barrel assembly top plate in the reactor show that the deterministic stress and deformation due to the reactor coolant pump induced pressure pulsations are larger than the random stress and deformation induced by the flow turbulence. The selection of the instruments and measurement locations at inner barrel assembly top plate in the reactor is essential requirements and very important study process for the vibration and stress measurement program in comprehensive vibration assessment program for APR1400 reactor vessel internals.

• 한국소음진동공학회논문집
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• 제23권1호
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• pp.49-55
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• 2013

A reactor vessel internals comprehensive vibration assessment program(RVI CVAP) of an advanced power reactor 1400(APR1400) is being performed as a non-prototype category-2 type of reactor based on the US nuclear regulatory commission regulatory guide(NRC RG) 1.20. The aim of this paper is to present the results of structural response analysis and measuring locations of a upper guide structure(UGS) assembly of the APR1400 reactor. The analysis results of the UGS assembly show that the specified integrity levels meet the design acceptance criteria. Also, the measuring locations are determined by the analysis results of the UGS assembly and selection criteria of previous study. These analysis results and measuring locations will be used as a guide to design a measurement system for the APR1400 RVI CVAP.

• 대한기계학회논문집B
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• 제33권9호
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• pp.643-657
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• 2009

This paper introduces the current nuclear experimental research activities in KAERI, the unique nuclear research institute in Korea, and the universities in Korea to solve and assess the issues which have been faced in the design of new reactors such as APR1400, SMART, GEN-IV reactors as well as fusion reactor. Also the experimental evaluations of safety for operating nuclear plants have been presented. The nuclear thermalhydraulic experiments performed in such organizations are classified the fundamental test, the separated effect test, and the integral effect test with ATLAS and SNUF. Introduction is deployed according to institutes. Finally, the future works and the direction of research voyage in the nuclear thermal-hydraulic field were suggested.

• 플랜트 저널
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• 제12권4호
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• pp.37-43
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• 2016

원자력발전소의 사고 대처 부하에 전력을 공급하는 전원계통은 다양한 조건에서도 일정 전압이 유지됨을 분석을 통하여 입증한다. 이를 위하여 발전소를 일정부하 운전 상태로 유지하고, 대용량 전동기(원자로냉각재펌프(RCP), 기기냉각수펌프(CCWP))를 각각 기동하여 기동 전 후 안전관련 모선의 전압을 측정하였다. 현장 시험으로 확보된 자료(예, 전압, 전류, 역율 등)는 기존 전력계통해석 모델의 운전 조건으로 재입력하고 재분석을 수행하였다. 이는, 기존 전력계통분석에 사용된 분석기법과 가정들을 실질적인 측정과 결과 분석으로 입증하는 과정이다. 결국, 두 경우의 전압 강하는 발전소 안전에 중요한 기기의 전압이 허용전압 이하로 저하되지 않음과 두 값의 비교 결과가 요구되는 제한치 이내임을 검증한다.

• 원자력산업
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• 제37권11호
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• pp.30-38
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• 2017

완전 통합 디지털 계측제어 시스템을 갖춘 APR1400 신형경수로 초호기 신고리 3호기가 지난해 연말부터 가동되고 있다. 본고는 이 최첨단 원자로의 종합 계측제어 시스템을 상세히 설명하고 있다. 지금 세계의 많은 원전들은 디지털 계측제어 시스템의 확보를 위해 확실하고, 효율적이며, 무엇보다 안전한 기술 혁신을 추구하는데 매진하고 있다. 기술이 밀집되어 복잡하지 않고, 모듈 방식의 개인별 계기반과 전산화된 공정, 그리고 스마트 경보 발령 시스템 등을 갖춘 첨단 제어실은 더욱 간편하고 안전한 업무 환경을 제공해 주고 있다. 신고리 3,4호기의 성공 사례를 통해서 독립형 계측제어 시스템을 성공적으로 통합시킬 수 있는 혁신적인 방법이 확인됨으로써 이제는 종합 디지털 계측제어 시스템을 적시에, 안전하고, 경제적으로 실용화할 수 있다는 것을 보여주고 있는 것이다.

• 한국소음진동공학회논문집
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• 제25권9호
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• pp.599-605
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• 2015

U.S. Nuclear Regulatory Commission(NRC), Regulatory Guide(RG) 1.20(Rev.3, 2007년)은 원자로 냉각재계통, 주증기, 주급수 및 복수시스템의 주요 배관 및 기기에 대하여 압력변동 및 진동에 의한 잠재적 유해효과에 대한 평가를 요구한다. 그러나 증기발생기와 연결된 주증기, 주급수 및 복수시스템의 주요 배관 전체에 대하여 상세 해석하는 것은 매우 복잡하여 한계가 있다. 이 논문은 APR1400 원전의 종합진동평가(comprehensive vibration assessment program, CVAP)를 수행하기 위하여 증기발생기에 연결된 2차측 주요 배관의 음향공진과 펌프유발진동을 위한 간이평가 방법에 관한 것이다. 이 논문에서는 이러한 배관시스템의 잠재적 진동 원인이 무엇인지, 음향공진과 펌프유발진동의 가능성을 예방하기 위한 간이평가 방법은 무엇인지를 고찰하고자 한다. 이 논문은 APR1400 원전 증기발생기와 연결된 주증기 및 주급수 배관의 유동유발진동 간이평가를 위해 사용될 것으로 판단된다.