The construction technology for reactor vessel internals (RVI) modularization is one of the most important factors to be considered in reducing the construction period of nuclear power plants. For RVI modularization, gaps between the reactor vessel (RV) core-stabilizing lug and the core support barrel (CSB) snubber lug must be measured using a remote method from outside the RV. In order to measure RVI gaps remotely at nuclear power plant construction sites, certain core technologies must be developed and verified. These include a remote measurement system to measure the gaps between the RV core-stabilizing lug and the CSB snubber lug, an RVI mockup to perform the gap measurement tests, and a new procedure and schedule for RVI installation. A remote measurement system was developed previously, and a gap measurement test was completed successfully using the RVI mockup. We also developed a new procedure and schedule for RVI installation. This paper presents the new and improved installation procedure and schedule for RVI modularization. These are expected to become core technologies that will allow us to shorten the construction period by a minimum of two months compared to the existing installation procedure and schedule.
Reactor vessel internals comprehensive vibration assessment program(RVI CVAP) is one of the necessary tests to ensure the safety of nuclear power plants. RVI CVAP of U.S. Nuclear Regulatory Commission Regulatory Guide 1.20(U.S. NRC R.G. 1.20) consists of the analysis, measurement, and inspection. One of the core technologies of the measurement program for RVI CVAP is to select suitable sensors. We analyzed RVI design data of Palo Verde nuclear generating station(U.S.) and Yonggwang nuclear generating station(Korea) and investigated measuring sensors used in both of them; moreover, we investigated sensors used for measurement of RVI CVAP for the last 20 years throughout the world. Based on these results, we selected the most suitable sensors for RVI CVAP in Advanced Power Reactor 1400(APR1400).
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 using the non-prototype category II is being conducted to verify integrity of the RVI design and to secure the CVAP technology. The measurement programs are to confirm vibration analysis results for reactor internals during pre-operational and initial startup testing and to determine the safety margin. One of the important basis for the measurement programs is test acceptance criteria. Therefore, this paper is on establishment of response instrumentation test acceptance criteria for APR1400 RVI CVAP. The established acceptance criteria show that the stress criteria of APR1400 RVI are more conservative values than those of the valid prototype plant(Palo Verde unit 1) and, the displacement criteria of the inner barrel assembly and the upper guide structure were established to 0.03 in and 0.01 in, respectively.
Reactor vessel internals comprehensive vibration assessment program(RVI CVAP) is one of the necessary tests to ensure the safety of nuclear power plants. RVI CVAP of U.S. nuclear regulatory commission regulatory guide 1.20(U.S. NRC R.G. 1.20) consists of the analysis, measurement and inspection. One of the core technologies of the measurement program for RVI CVAP is to select suitable sensors because the measurement is conducted during the critical path of the construction period of nuclear power plants. Therefore, we analyzed RVI thermal-hydraulic and structure design data of Palo Verde nuclear power plant(U.S.), Yonggwang nuclear power plant(Korea) and APR1400 and researched measuring sensors used in them; moreover, we investigated sensors used for measurement of RVI CVAP for the last 20 years throughout the world. Based on these results, we selected suitable measuring sensors for RVI CVAP in advanced power reactor 1400(APR1400).
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.
APR1400 RVI CVAP using the non-prototype category is being conducted to verify integrity of the RVI design and to secure the CVAP technology. The measurement programs are to confirm vibration analysis results for reactor internals during preoperational and initial startup testing and to detemine the safety margin. One of the important basis for the measurement programs is test acceptance criteria. Therefore, this paper is on establishment of response instrumentation test acceptance criteria for APR1400 RVI CVAP. The established acceptance criteria show that the stress criteria of APR1400 RVI are more conservative values than those of the valid prototype plant(Palo Verde unit 1) and, the displacement criteria of the IBA and the UGS were established to 0.03 in and 0.01 in, respectively.
The most important component of a nuclear power plant is its nuclear reactor. Studies on the integrity of reactors have become an important part regarding the safety of a nuclear power plant. The US Nuclear Regulatory Commission Regulatory Guide (NRC RG) 1.20 presents a Comprehensive Vibration Assessment Program (CVAP) to be used to verify the structural integrity of the Reactor Vessel Internals (RVI) for flow-induced vibration prior to commercial operation. However, there are few published studies related to the RVI CVAP. We classified the Advanced Power Reactor 1400 (APR1400) RVI CVAP as a non-prototype category-2 reactor as part of an independent validation of its design. The aim of this paper is to present the results of structural response analyses of the Upper Guide Structure (UGS) assembly of the APR1400 reactor. These results show that the UGS and the Inner Barrel Assembly (IBA) meet the specified integrity levels of the design acceptance criteria. The vibration and stress analysis results in this paper will be used as basic information to select measurement locations of the vibration and stress for the APR1400 RVI CVAP.
미국 원자력규제위원회 규제지침(US NRC RG) 1.20의 비원형범주(non-prototype category)-2를 기준으로 신형경수로 1400(APR1400) 원자로내부구조물(RVI)의 설계수명기간 동안 건전성이 확보될 수 있는지를 확인하기 위해 종합진동평가프로그램(CVAP)을 수행하고 있다. US NRC RG 1.20의 비원형범주-2는 진동 및 응력 해석프로그램, 제한적 진동 측정프로그램, 검사프로그램 그리고 이런 프로그램들의 비교, 평가로 구성된다. 이 논문은 APR1400 RVI CVAP 측정프로그램의 측정계획, 시험, 허용기준과 결과 및 문서화에 대한 내용을 기술하였다. 우리는 이 논문의 진동측정 계획 및 시행에 따라서 APR1400 RVI CVAP 제한적 진동 측정프로그램을 수행할 것이다.
The vegetation index is a crucial parameter in many biophysical studies of vegetation, and is also a valuable content in ecological processes researching. The OVIs (Optical Vegetation Index) that of using multispectral and hyperspectral data have been widely investigated in the literature, while the RVI (Radar Vegetation Index) that of considering volume scattering measurement has been paid relatively little attention. Also, there was only some efforts have been put to fuse the OVI with the RVI as an integrated vegetation index. To address this issue, this paper presents a novel FVI (Fusion Vegetation Index) that uses multispectral and full-PolSAR (Polarimetric Synthetic Aperture Radar) data. By fusing a NDVI (Normalized Difference Vegetation Index) of RapidEye and an RVI of C-band Radarsat-2, we demonstrated that the proposed FVI has higher separability in different vegetation types than only with OVI and RVI. Also, the experimental results show that the proposed index not only has information on the vegetation greenness of the NDVI, but also has information on the canopy structure of the RVI. Based on this preliminary result, since the vegetation monitoring is more detailed, it could be possible in various application fields; this synergistic FVI will be further developed in the future.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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