Steel plate concrete (SC) composite structure is now being recognized as a promising technology applicable to nuclear power plants as it is faster and suitable for modular construction. It is required to identify its dynamic characteristics prior to perform the seismic design of the SC structure. Particularly, the damping ratio of the structure is one of the critical design factors to control the dynamic response of structure. This paper compares the criteria for the damping ratios of each type of structures which are prescribed in the regulatory guide for the nuclear power plant. In order to identify the damping ratio of SC shear wall, this study made SC wall specimens and conducted experiments by cyclic lateral load tests and vibration tests with impact hammer. During the lateral loading test, SC wall specimens exhibited large ductile capacities with increasing amplitude of loading due to the confinement effects by the steel plate and the damping ratios increased until failure. The experimental results show that the damping ratios increased from about 6% to about 20% by increasing the load from the safe shutdown earthquake level to the ultimate strength level.
The main objective of this work is to propose a reliable routine standard operation procedures (SOP) for structural health monitoring and diagnosis of nuclear power plants (NPPs). At present, NPPs have monitoring systems that can be used to obtain the quantitative health record of containment (CTMT) buildings through system identification technology. However, because the measurement signals are often interfered with by noise, the identification results may introduce erroneous conclusions if the measured data is directly adopted. Therefore, this paper recommends the SOP for signal screening and the required identification procedures to identify the dynamic characteristics of the CTMT of NPPs. In the SOP, three recommend methods are proposed including the Recursive Least Squares (RLS), the Observer Kalman Filter Identification/Eigensystem Realization Algorithm (OKID/ERA), and the Frequency Response Function (FRF). The identification results can be verified by comparing the results of different methods. Finally, a preliminary CTMT healthy record can be established based on the limited number of earthquake records. It can be served as the quantitative reference to expedite the restart procedure. If the fundamental frequency of the CTMT drops significantly after the Operating Basis Earthquake and Safe Shutdown Earthquake (OBE/SSE), it means that the restart actions suggested by the regulatory guide should be taken in place immediately.
The auxiliary-feed-water pump (AFWP) used to supply water during a station black out situation at nuclear power plants should meet the seismic qualification regulations stipulated in IEEE Std 323 and 344, so as to withstand earthquakes or dangerous situations. Here, we establish a model for the estimation of the structural integrity of this type of pump. If the natural frequency that results from a modal analysis is less than 33 Hz, we adopt a dynamic analysis, instead of a static analysis. A dynamic analysis was carried out taking into consideration seismic conditions such as the floor response spectra (FRS), an operation-base earthquake (OBE), and a safe-shutdown earthquake (SSE). Finally, an analytical estimation of the structural integrity of an AFWP is made through a comparison of calculated values and allowable values. If the result is less than the allowable stress, the pump is deemed to have good structural integrity. In addition, future studies will involve a stability check for rotor accidents that may occur during the operation of the pump.
In this study, a response spectrum analysis of an electric distributing board (EDB) was conducted to investigate seismic integrity in the design stage. For the seismic analysis, the required response spectra of a safe shutdown earthquake with 2% damping (RRS/SSE-2%) specified in GR-63-CORE Zone 4 was used as the ground spectral acceleration input. A finite element method modal analysis of the EDB was also performed to examine the occurrence of resonance within the frequency range of the earthquake response spectrum. Furthermore, static stress caused by deadweight was analyzed. The resultant total maximum stress of the EDB structure was calculated by adding the maximum stresses from both seismic and static loads using the square root of the sum of the squares (SRSS) method. Finally, the structural safety of the EDB was investigated by comparing the resultant total maximum stress with the allowable stress.
Standard design of APR+(advanced power reactor plus) was certified at 2014 by Korea regulatory body. Based on the experience gained from OPR1000 and APR1400, the APR1400 was being developed as a 1,500MWe class reactor using Korean technologies for design code, reactor coolant pump, and man-machine interface system. APR+ has been basically designed to have the seismic design basis of safe shutdown earthquake (SSE) 0.3g, a 4-train safety concept based on N+2 design philosophy, and a passive auxiliary feedwater system (PAFS). Also, safety issues on the Fukushima-type accidents have been extensively reviewed and applied to enhance APR+ safety. APR+ provides higher reliability and safety against tsunami and earthquake. The purpose of this paper is to implement probabilistic safety assessment considering these design features and to analyze sensitivity of core damage frequency for large loss of coolant accident of APR+.
Journal of Advanced Marine Engineering and Technology
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제27권6호
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pp.790-796
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2003
As a fluid machinery for piping liquid in the reactor cooling system, multi-stage centrifugal pump requires the structural dynamic stability against external dynamic excitation. This paper is concerned with the finite element analysis of its eigen behavior and seismic response to RRS(Required Response Spectrum) curves in the case of SSE (Safe Shutdown Earthquake). Through the finite element analysis, the major vibration characteristics of multi-stage centrifugal pump(MSCP) are investigated and seismic qualification based on the IEEE codes is executed. The numerical results show that the MSCP used in this study has enough seismic strength.
URANUS (Ubiquitous, Robust, Accident-forgiving, Non-proliferating, Ultra-lasting and Sustainer) has been developed with 35MWe (100MWth) operating without primary coolant pump, capitalizing on natural circulation capability of lead-bismuth eutectic (LBE) for long-life small and robust power units. To ensure the structural integrity, the large safety margin against Safe Shutdown Earthquake, 0.3g, and furthermore the cost effectiveness for URANUS, three-dimensional seismic base isolation design has been developed. The analytical model has been developed and seismic time history analyses have been carried out. The advantage for using three-dimensional seismic base isolation for URANUS has been discussed.
This study is a seismic analysia of absorber rod in KMRR Reactivity Control Mechanism. The model being studied i8 two coaxial tubes (control absorber rod and flow tube) immersed in the water and partially coupled (overlap) by water Hap. The hydrodynamic mass effects by the water in each surrounding conditions are considered in the model. The natural frequencies, stresses and displacements of the system due to Safe Shutdown Earthquake are computed in the cases of in-phase modes and out-of-phase modes of two coaxial tubes. The results show that maximum stresses are well below the allowable limit and maximum displacements at the ends of both tubes in out-of-phase modes are so huck that the tubes contact each other in the overlap zone.
This study is for the seismic analysis and the structural integrity evaluation of the box beam for supporting nuclear fuel-transfer-basket of the HANARO reactor pool. For performing the seismic analysis and evaluating the structural integrity in air or submerged condition, the finite element model of the fuel-transfer-basket and its supporting box beam(the coupled model) was developed. The hydrodynamic effect is also considered by using added mass concept. The seismic response spectrum analyses of the coupled model under the design floor response spectrum loads of Safe Shutdown Earthquake(SSE) were performed. Through the numerical experiments, the analysis results show that the stress values of the coupled model lot the structural integrity are within the ASME Code limits.
본 논문은 안전정지지진에 대한 spacer grid충격하중의 동적특성을 고찰한 것이다. 안전정지지 진 (SSE: Safe Shutodown Earthquake)을 가진력으로 사용하였고 모델로는 가장 긴 15 row의 핵연료집합체 모델을 사용하였다. 외부에서 제공되는 입력데이타의 불확실성을 보상하기 위하여 흔히 사용되는 10%증가된 입력값과, NRC 권고사항인 입력응답스펙트럼의 이동효과의 영향이 평가되었다. 평가대상으로는 spacer grid의 충격력이 사용되었다. 해석결과로서 입력응답 스펙트럼의 이동효과의 영향은 거의 무시할 수 있으나 증가된 입력값의 영향은 spacer grid의 충격력에 큰 영향을 줌을 알 수 있었다. 따라서 원자로노심의 동적응답을 위해서는 입력응답 스펙트럼을 이동시키면서 해석할 필요가 없음을 확인하였다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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