• 한국정밀공학회지
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• 제22권12호
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• pp.131-140
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• 2005

Responses of the cabinet of the reactor safety system under seismic leadings are analyzed, its dynamic characteristics and structural reliability being evaluated. Analyzed natural frequencies are compared with those measured from a resonance test. Structural safety of the cabinet is evaluated in consideration of the required response spectrums of the operation-base and safe-shutdown earthquakes. Transient responses of the cabinet are analyzed with input ground acceleration measured during the seismic test, accelerations being extracted at the locations of the main internal parts. The transient responses are compared with those from the seismic test, favorable results being shown.

• 대한기계학회:학술대회논문집
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• 대한기계학회 2001년도 추계학술대회논문집A
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• pp.465-470
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• 2001

In this study, the seismic analysis of rack structure with fluid-structure interaction is performed through use of the Finite Element Method(FEM) code ANSYS. Fluid-structure interaction can specify in terms of an hydrodynamic effect which is defined as the added mass per unit length divided by the area of the cross section. Using the Floor Response Spectrum(FRS) obtained through the time-history analysis, modal analysis and seismic analysis under Operating Basis Earthquake(OBE) and Safe Shutdown Earthquake(SSE) condition is carried out. The fluid-structure interaction effects on the rack structure are investigated.

• 한국정밀공학회지
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• 제28권2호
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• pp.233-238
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• 2011

In piping design of nuclear power plant facilities, the load stress according to self-weight is important for design values in test run(shutdown and starting). But sometimes it needs more studies, such as seismic analysis of an earthquake of power plant area and fatigue life and stress of thermal expansion and anchor displacement in operating run. In this paper, seismic evaluations were performed to nuclear piping system of Shin-Kori NO. 3&4 being built in Pusan lately. Results of seismic analysis are evaluated on basis of KEPIC MN code. The structural integrity on RCB piping system was proved.

• 한국소음진동공학회:학술대회논문집
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• 한국소음진동공학회 2011년도 추계학술대회 논문집
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• pp.480-485
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• 2011

In this study, the seismic analysis of power plant piping system was performed using finite element model. This study was performed by ANSYS 12.1. For qualification of power plant piping system, the response spectrum analysis was performed using the given operating basis earthquake(OBE) and safe shutdown earthquake(SSE) floor response spectrum. The maximum stresses of power plant piping system were 166 MPa under OBE condition and 281 MPa under SSE condition. Thus, it can shown that the structural integrity of tpower plant piping system has a stable structure for seismic load conditions.

• 한국소음진동공학회논문집
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• 제26권5호
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• pp.552-558
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• 2016

A control rod drive mechanism(CRDM) is a reactor regulating system, which inserts, withdraws or maintains a control rod within a reactor core to control the reactivity of the core. The CRDM for Jordan Research and Training Reactor with 5MW power has been designed and fabricated based on the HANARO’s experience through KAERI and DAEWOO consortium. This paper describes the seismic test results to demonstrate the operability, the drop performance and the structural integrity of CRDM during or after seismic excitations. The seismic tests are carried out under 5 OBE and 1 SSE loads at three Test Rigs simulating the reactor structure and the pool top. From the tests, the CRDM is smoothly driven without a malfunction of stepping motor under OBE load. The pure drop time under OBE and SSE loads is measured as 1.169s and 1.855s to meet the design requirement. Also, it is found that the CRDM maintains the structural integrity without a change of the function and natural frequency before and after seismic loads.

• 한국소음진동공학회논문집
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• 제24권2호
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• pp.79-86
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• 2014

이 논문에서는 비상디젤발전기의 구조물 및 내부 회전체에 대한 건전성 평가를 위한 해석적 방법을 제시한다. 비상발전기는 원자력발전소 안전과 관련된 매우 중요한 기기로써 지진과 같은 비상사태에 원전의 안전 정지를 위한 관련 기기에 비상 전원을 공급한다. 비상발전기의 회전기 부분 또한 지진과 같은 충격에도 안전성을 확보해야 한다. 비상발전기 본체에 대한 모달 해석을 하여 공진 주파수가 지진 주파수 영역에 있는지를 확인하여 응력 해석의 방법을 정했다. 회전체 부분의 안전성은 저널 베어링의 필름 두께와 임계 회전수를 계산하여 최소 유막 요구치와 운전속도와 비교하여 안전성을 판단하였다. 계산된 응력해석의 최대치는 허용치보다 작았으며, 저널 베어링의 유막과 회전수 또한 안전한 범위에 들었다. 이 논문에서는 저널 베어링의 안전해석에 지진하중을 정적 하중으로 보았으나 향후 연구에 있어서는 지진하중의 동적 특성을 회전체에 적응하는 새로운 해석적 방법의 개발이 필요할 것으로 사료된다.

• 한국전산구조공학회논문집
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• 제26권3호
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• pp.207-212
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• 2013

APR1000(Advanced Power Reactor 1000)은 기존의 OPR1000(Optimized Power Reactor 1000)에 60년 설계수명, 국부주파수제어운전, 0.3g 안전정지지진하중 적용 등의 향상된 설계특성(Advanced Design Feature)을 적용하여 개선한 수출형 1000MW 원전이다. 이 논문에서는 Reg. Guide 1.207에서 요구하는 원자로냉각재 환경을 고려한 피로 평가를 원자로용기에 대하여 평가하였다. 원자로용기에서 비교적 누적사용계수가 높은 출구노즐을 대상으로 평가를 수행하였으며 출구노즐은 구조적 건전성을 만족하는 것으로 평가되었다.

• 대한기계학회논문집A
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• 제36권9호
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• pp.1009-1015
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• 2012

밸브는 지진하중 하에서 구조안전성이 요구되는 원자력 발전소 파이프 라인 시스템에 설치되는 중요한 장비 중 하나이다. 밸브의 성능향상을 위한 형상최적설계에서 지진하중조건을 고려한 밸브의 구조안전성 검증이 반드시 필요하다. 최근, 이론적인 내진검증 기법과 절차가 체계화되어 있어 지진하중하에서 설계조건을 만족하는 대상체의 적절한 설계변수가 이론적으로 얻어지고 있다. 본 연구에서는 원자력 발전소용 200A 버터플라이밸브를 대상으로 KEPIC MFA 에서 제시하고 있는 이론적인 정적내진해석과 동적내진해석 절차를 통하여 내진검증을 수치해석기법과 실험을 병행하여 수행하였다. 자중, 운전조건 및 안전정지지진하중 조건을 모두 고려한 정적내진해석을 통해 밸브의 스템과 바디 접촉부에 작용하는 최대 작용응력이 135MPa 으로 도출되었다. 또한 동적내진해석시 적용한 응답스펙트럼 해석법과 모드조합법으로 계산된 최대응력은 183MPa 이었다. 이는 밸브 소재의 허용강도 대비 안전계수가 1.7 및 1.3 수준임을 확인하였다.