• Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping
• /
• v.13 no.2
• /
• pp.44-50
• /
• 2017

The shaft seal of the reactor coolant pump is installed on the upper side of the rotating shaft of the pump to seal the reactor coolant from flowing out between the rotating shaft and the non-rotating parts. In this study, the loading conditions for the normal operation and faulted conditions are identified and structural integrity evaluation is performed using the finite element stress analysis for the sealing apparatus of the APR 1400 reactor coolant pump. It is confirmed that the stress analysis results satisfy the design criteria at all loading conditions.

• Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping
• /
• v.19 no.1
• /
• pp.44-51
• /
• 2023

The RCP is one of the main components in nuclear power plants and plays an important role in circulating coolant to the RCS system. Currently, nuclear plants are monitored using various monitoring systems. However, since they operate independently according to their functional purpose, it is not able to analyze vibration and operation/performance information comprehensively, and thus failure diagnosis accuracy is limited. In addition, these systems do not provide some important information (such as fault type, parts and cause) necessary for emergency actions, but provide only alarm information. To improve these technical problems, this study proposes a diagnosis technique (M/L, Rule-based model, Data-driven model, Narrow band model) and methodology for comprehensive analysis.

• Proceedings of the Korean Society for Noise and Vibration Engineering Conference
• /
• 2014.10a
• /
• pp.181-184
• /
• 2014

Loose Parts Monitoring System(LPMS) monitors loosened or detached parts and foreign parts inside the pressure boundary of a reactor coolant system (RCS). It is difficult to discriminate valid signal from LPMS alarms at full power since the signal pattern by thermal shocks and structure friction are similar to those by loose metal impacts. In addition, It is more difficult to discriminate the impact signals induced by the rod driving, sensor hard-line movement and loosened component since they have similar frequency characteristics with valid signals. This paper classifies the signal patterns by analyzing actual LPMS signal captured during nuclear power plant operation.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1995.05a
• /
• pp.741-746
• /
• 1995

일체형원자로는 노심, 증기발생기, 가압기, 펌프 등 1차측 주기기들을 하나의 압력용기 안에 모두 포함하고 있고 또 1차측 냉각재가 원자로 안에서만 순환하므로 기존의 분리 형에 비해 구조특성상 상당히 다른 설계개념이 필요하다. 본 연구에서 개발중에 있는 일체형 열병합원자로에서 채택한 설계개념은, 먼저 증기발생기는 많은 수의 전열관들이 나사선처럼 노심지지원통을 감고 올라가는 일체형 관류식 나선형을 사용하였으며, CEDM은 지진하중과 같은 동적하중에 의한 영향을 최소화하기 위하여 원자로용기 외부로의 돌출부분을 최소화하는 설계개념을 채택하였다. 또한 가압기는 별도의 부품없이 원자로용기 헤드의 빈공간을 활용한 자기가압방식으로 대체하였고 냉각재 펑프는 Canned Motor Pump를 원자로벽에 직접 부착하는 개념을 사용하였다. 본 논문에서는 예비개념설계된 일체형 신형원자로의 기계구조설계상의 특징들을 설명하고 앞으로의 연구방향을 간략히 소개한다.

• Nuclear industry
• /
• v.29 no.3
• /
• pp.144-147
• /
• 2009

• Nuclear industry
• /
• v.21 no.9 s.223
• /
• pp.46-51
• /
• 2001

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1996.05d
• /
• pp.327-332
• /
• 1996

대구경유압식스너버의 잠재적 기능상실은 미국원자력규제위원회(USNRC)에서 인정한 주요안 전성 문제중의 하나이다. 본 보고서는 한국표준형원전의 증기발생기와 원자로냉각재펌프에 설치되어있는 대구경유압식스너버 중 단일 스너버의 기능상실에 대하여 지진과 가상분기관파단의 시간이력해석을 수행하여 구조적영향을 보였다. 지진 입력은 SRP 3.7.1 에 따른 가상적 시간이력이며, 분기관파단 입력은 파단전누설기법(Leak Before Break) 적용에 의하여 배제되지 못한 분기관파 단인 증기발생기 주증기배관과 증기발생기 주급수배관의 가상파단을 이용하였다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1996.05d
• /
• pp.275-282
• /
• 1996

일체형 원자로는 증기발생기 및 가압기를 압력용기 내에 설치한 것으로서 연결배관이 없기 때문에 배관의 파단에 의한 대형 냉각재 상실사고를 근원적으로 배제하고 전체계통을 단순화 시킬 수 있다. 증기발생기는 대부분 관류식으로서 일체식과 모듈식이 사용되고 있다. 본 연구에서는 모듈식 나선형 증기발생기를 사용한 일체형 신형경수로의 예비 개념설계를 수행하였다. 가압기는 원자로 내에 별도의 용기를 설치하는 내장형 자기가압기를 채택하였다. 제어봉 구동장치는 핵분열 반응열을 이용한 원자로 기동을 위하여 반응도를 미세하게 조정하는 것이 가능하고 지진하중과 같은 동하중의 영향을 최소화하기 위하여 원자로용기 외부로의 돌출부분을 최소화하는 설계개념을 채택하였다. 냉각재 펌프는 Canned Motor Pump를 원자로용기 상부에 수직으로 직접 부착하는 개념을 사용하였다.

• Plant Journal
• /
• v.12 no.4
• /
• pp.37-43
• /
• 2016

Power system which provides electricity to the accident mitigation load for nuclear power plant should be verified to maintain the proper voltage level under the various loading and source conditions. For this purpose, it was needed to collect the voltage data of safety related buses during operation of the Reactor Coolant Pump(RCP) motor and Component Cooling Water Pump(CCWP) motor, respectively, under the certain loading condition of the plant. The data (such as, voltage, current, power factor) collected from actual measurement were used to modify the existing ETAP model and then the reanalysis was conducted to simulate the testing conditions. Through these actual measurement and analysis, it ensures that the existing electrical system analysis including assumptions and methods was conducted properly. Finally, the voltage of safety related buses was not dropped below the acceptable level, and the discrepancy between two results was within the limit.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1996.05b
• /
• pp.399-404
• /
• 1996

1000MWt 급 가압경수로의 질량 및 에너지 방출량을 감소시키기 위한 방안으로 울진 3,4호기를 기준으로 안전주입계통의 형태 및 용량을 변화시키면서 원자로냉각재펌프 토출관 및 고온관 파단에 대한 질량 및 에너지 방출량 계산과 격납건물 첨두압력 및 온도의 민감도를 분석하여, 후속호기 설계에 활용하고자 한다. 분석한 여러 경우 중에서, 토출관 파단사고시 안전주입탱크 용량은 변화시키지 않고 고압안전주입펌프 용량을 l75%로 증가시키면서 저압안전주입펌프를 제거하였을 경우가 격납건물 첨두압력 및 온도가 61.98 psia (3.32 kg/$\textrm{cm}^2$A), 288.03 ℉ (142.24$^{\circ}C$)로써 가장 낮게 나타났다. 이러한 결과는 격납건물의 설계여유도를 기존보다 더 확보하므로 안전성이 향상 될 뿐만 아니라. 저압안전주입펌프를 안전주입계통에서 제외함으로써 발전소 운전에도 큰 도움이 될 것이다.