• Proceedings of the Korean Society for Noise and Vibration Engineering Conference
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• 2005.11a
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• pp.267-270
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• 2005

Finite element model of pressurized water reactor internals were obtained using ANSYS software package to analyze dynamic characteristics. The pressure vessel, hold-down ring, alinement key, core support barrel(CSB), upper guide structure(UGS) and fluid gap were fully modeled using structural solid element(SOLID45) and fluid element(FLUID80) which is one of element types. Also modal analysis using the above finite element model has been performed. As a result, it was found that the fundamental beam mode natural frequency of the CSB were 8.2 Hz, the shell mode one 14.5 Hz. To verify the Finite Element Analysis(FEA), we compare the analysis result with experimental data that is obtained from the plant IVMS(internal Vibration Monitoring System). The experimental results are good agreement with the FEA model.

• Journal of KSNVE
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• v.10 no.1
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• pp.129-137
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• 2000

This paper presents the vibration characteristics of reactor internals of Ulchin-1 nuclear power plant, which are identified by using the conventional and the phase separated spectral analysis of the pressure vessel acceleration and ex-core neutron signals. These identified vibration characteristics show excellent agreement with those of Tricastin-1 nuclear power plant that is the prototype of Ulchin-1. And the trend of ex-core neutron signals has been observed during one reactor cycle. These results can be used as basic data for fault diagnosis of reactor internals.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05b
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• pp.981-986
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• 1995

이 논문의 목적은 축대칭 프리스트레스트 콘크리트 탱크의 시간의존성 유한요소해석법을 제안하는 것이다. 오늘날 PC구조물은 교량, 포장판, 해상구조물, 원자로 격납구조물, 대규모 액체저장용 탱크 등 여러 형태의 구조물에서 그 사용 예를 쉽게 찾아볼 수 있다. 특히 본 논문에서 고려하고자 하는 압력창기나 액체 저장용 탱크의 경우 유체압력 등의 내부압력에 의해 발생하는 균열은 프리 스트레스를 도입함으로써 매우 효과적으로 제어할 수 있기 때문에 상당히 유리한 구조형식이 된다. 그러니 이러한 구조물의 해석과 설계에 있어서 균열의 예측과 더불어 콘크리트의 크리이프, 건조수축 및 PC강재의 리락세이션 등과 같은 시간 의존성 변형으로 인한 프리스트래스의 손실, 여러 단계의 긴장력을 도입함으로써 발생하는 순간변형인 탄성단축 및 이로 인한 긴장력 감소 등을 정확히 계산하는 일은 매우 복잡하고 어려운 일이다. 본 논문에서는 크리이프, 건조수축 및 리락세이션 등과 같은 시간의존성 변형과 순차적으로 다단계의 프리스트레스 도입으로 인한 순간변형 및 탄성단축의 영향을 고려한 축대칭 PC 탱크 구조물의 시간에 따른 거동 및 긴장력의 변화를 유한요소법을 적용하여 해석할 수 있는 해법체계를 정리하고 이를 전산 프로그램화하여, 축대칭 PC탱크 구조물의 시간 의존성 거동에 대한 보다 정밀한 해석을 수행하였다.

• Proceedings of the Korean Society for Noise and Vibration Engineering Conference
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• 2012.10a
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• pp.141-142
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• 2012

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1995.05a
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• pp.899-904
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• 1995

원자로 수명기간동안 압력용기의 중성자 조사량 계산은 사용된 핵단면적자료, 모델링시의 기하학적인 단순화 및 가정, 그리고 선원항 선정에 있어서의 가정 등에 의한 불확실성을 포함하고 있다. 이중 핵단면적자료는 이론 및 실험의 발전에 따라 계속 개선되고 있으며 Regulatory Guide(1)에서는 압력용기에서의 중성자 조사량 계산시 가장 최근의 핵자료를 적용할 것을 명시하고 있다. 특히 기존의 ENDF/B-IV나 ENDF/B-V에 포함된 철 핵단면적이 중성자 투과를 작게 평가하고 있음이 밝혀지면서[2] 새로운 핵단면적의 채택이 필요하게되었다. ENDF/B-Vl 핵자료는 개선된 철의 핵단면적을 포함하여 여러 가지 최근의 계산 및 실험치를 바탕으로 생산되었다. 따라서 ENDF/B-Vl를 근거로 하고 있는 BUGLE93[3]을 이용하여 원자로 내부구조물 및 압력용기에서의 고속중성자속 계산을 수행하였다. 그리고 기존의 핵자료를 근거로 예측한 울진 3,4호기 원자로의 수명기간 중 압력용기 중성자 조사량 계산의 타당성을 검토하였다.

• Computational Structural Engineering
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• v.7 no.3
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• pp.95-103
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• 1994

The safety related components in the nuclear power plant should be designed to withstand the seismic load. Among these components the integrity of reactor internals under earthquake load is important in stand points of safety and economics, because these are classified to Seismic Class I components. So far the modelling methods of reactor internals have been investigated by many authors. In this paper, the dynamic behaviour of reactor internals of Yong Gwang 1&2 nuclear power plants under SSE(Safe Shutdown Earthquake) load is analyzed by using of the simpled Global Beam Model. For this, as a first step, the characteristic analysis of reactor internal components are performed by using of the finite element code ANSYS. And the Global Beam Model for reactor internals which includes beam elements, nonlinear impact springs which have gaps in upper and lower positions, and hydrodynamical couplings which simulate the fluid-filled cylinders of reactor vessel and core barrel structures is established. And for the exciting external force the response spectrum which is applied to reactor support is converted to the time history input. With this excitation and the model the dynamic behaviour of reactor internals is obtained. As the results, the structural integrity of reactor internal components under seismic excitation is verified and the input for the detailed duel assembly series model could be obtained. And the simplicity and effectiveness of Global Beam Model and the economics of the explicit Runge-Kutta-Gills algorithm in impact problem of high frequency interface components are confirmed.

• Proceedings of the Korean Society for Noise and Vibration Engineering Conference
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• 2010.10a
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• pp.433-438
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• 2010

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).

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05b
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• pp.606-611
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• 1998

330MWt 출력의 신형 원자로인 SMART(System integrated Mod씰w Advanced ReacTor)가 전기 생산뿐만 아니라 해수의 담수화를 위한 에너지 공급을 위해 한국원자력연구소에 의해 개발되고 있다. SMART의 원자로 압력용기에서의 중성자 조사량을 기존의 각분할법 코드 대신에 몬데칼로 수송 코드인 MCNP-4A를 이용하여 평가하였다. MCNP-4A에 의한 몬데 칼로 모사는 각분할법에 비해 핵 단면적 자료, 선원항, 그리고 기하학적 모델링의 문제로부터 야기되는 불확실성을 감소시킬 수 있을 뿐만 아니라 초기 개념 설계 단계에서 상세 노심 출력 분포 자료에 의존하지 않고 선원항을 평가할 수 있는 장점이 있다. 본 연구에서는 원자로 압력 용기 내부의 원자로 노심 및 다른 구조물을 포함하는 전체 원자로 구조에 대하여 몬테 칼로 모사를 적용하였다. 1단계에서는 임계도 계산에 의해 선원항으로 이용되는 원자로 노심내의 열 출력 분포를 평가하고, 2단계에서는 노심내의 열 출력 분포를 고정 선원으로 이용하여 압력 용기에서의 중성자 조사량을평가하였다. 그 결과 SMART 압력용기의 중성자 조사량은 규제 요건을 만족하는 것으로 나타났다.

• Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping
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• v.12 no.1
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• pp.1-10
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• 2016

The number of nuclear power plants operating in Korea was 24 as of year 2015. Nine units out of 24 units have been operated for a period over 20 years. Kori unit 1 has been in operation for 40 years, and an extended operation for Wolsong unit 1 was decided in 2015. There has been reported some crackings in reactor internals in PWR have been reported in Europe, USA, Japan and Korea, and some of them were replaced with new one. Repair and replacement technologies for the reactor internals have been developing in order to meet the regulatory requirements for long term operation in Korea. The technologies will also be used for the exported nuclear units. It is required to review degradation history of the reactor internals worldwide as a part of the degradation management program development. Schematics of reactor internals designed and supplied by Westinghouse, Framatome and Combustion Engineering are described herein. Materials degradation history of reactor internals of PWR plants in USA, Japan and Europe is surveyed and summarized. Some events from Korean plants are also described. Aging management strategy for the internals is suggested.

• Proceedings of the KIEE Conference
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• 2011.07a
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• pp.1816-1817
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• 2011

원자력발전소의 금속파편감시계통(LPMS : Loose Parts Monitoring System)은 원자로냉각재계통 내부에 존재할 수 있는 금속 이물질과 구조물 이완부에 의한 충격신호를 조기에 검출하여 원자로 구조물 및 핵연료 손상, 제어봉 구동장애 등을 미연에 방지하여 발전소 안전운전을 담당하는 중요 감시설비이다. LPMS는 금속 이물질이나 구조물 이완부에 의한 충격신호를 검출하기 위해 충격파에 민감한 가속도계를 원자로냉각재계통 중 금속파편이 자연적으로 모일 수 있는 각 구역의 표면에 최소 2개 이상 설치되어 있다. 원전은 규제요건에 따라 설비의 건전성 확인을 위해 24시간, 7일, 31일, 91일 마다 각 1회의 설비 건전성 시험을 수행하며, 계획예방정비기간 중에는 가속도계 주변에서 강구나 스프링 타격기를 이용한 충격시험을 통해 설비 전체의 건전성을 확인하고 있다. 설비 건전성 확인을 위해 경상운전 중에 수행하는 설비 건전성 시험에는 설비 특성상 가속도계 및 전치증폭기의 건전성을 확인할 수 없다. 따라서 본 논문에서는 경상운전 중 가속도계와 전치증폭기의 건전성을 확인할 수 있는 기법을 제시하고자 한다.