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논문 기본 정보

자료유형
학술저널
저자정보
Do-Young Ko (Korea Hydro & Nuclear Power Co) Dong-Hak Kim (Korea Hydro & Nuclear Power Co.)
저널정보
한국소음진동공학회 한국소음진동공학회논문집 한국소음진동공학회논문집 제25권 제9호
발행연도
2015.9
수록면
599 - 605 (7page)

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이 논문의 연구 히스토리 (3)

2015

Screening Method for Flow-induced Vibration of Piping Systems for APR1400 Comprehensive Vibration Assessment Program
Do-Young Ko ,  Dong-Hak Kim 한국소음진동공학회논문집 2015.09 학술저널
Vibration Analysis Methodology for the Piping Attached to the Steam Generator for the APR1400 CVAP
Do-Young Ko ,  Dong-Hak Kim ,  Sun-Guk Kwon 한국소음진동공학회 학술대회논문집 2015.04 학술대회자료

2013

Comprehensive Vibration Assessment Program Measurement Test Plan for Advanced Power Reactor 1400
Do-Young Ko ,  Kyu-Hyung Kim 한국소음진동공학회 학술대회논문집 2013.04 학술대회자료

초록· 키워드

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U.S. Nuclear Regulatory Commission(NRC), Regulatory Guide(RG) 1.20(Rev.3, 2007년)은 원자로 냉각재계통, 주증기, 주급수 및 복수시스템의 주요 배관 및 기기에 대하여 압력변동 및 진동에 의한 잠재적 유해효과에 대한 평가를 요구한다. 그러나 증기발생기와 연결된 주증기, 주급수 및 복수시스템의 주요 배관 전체에 대하여 상세 해석하는 것은 매우 복잡하여 한계가 있다. 이 논문은 APR1400 원전의 종합진동평가(comprehensive vibration assessment program, CVAP)를 수행하기 위하여 증기발생기에 연결된 2차측 주요 배관의 음향공진과 펌프유발진동을 위한 간이평가 방법에 관한 것이다. 이 논문에서는 이러한 배관시스템의 잠재적 진동 원인이 무엇인지, 음향공진과 펌프유발진동의 가능성을 예방하기 위한 간이평가 방법은 무엇인지를 고찰하고자 한다. 이 논문은 APR1400 원전 증기발생기와 연결된 주증기 및 주급수 배관의 유동유발진동 간이평가를 위해 사용될 것으로 판단된다.
#APR1400(신형경수로1400) #CVAP(종합진동평가) #Flow-induced Vibration(유동유발진동) #Vibration Analysis(진동해석) #Main Steam(주증기) #Feedwater(주급수) #Screening Method(간이해석)

목차

ABSTRACT
요약
1. Introduction
2. Expected Flow-excited Pipe Vibration
3. Vibration Analysis Method
4. Conclusion
References

참고문헌 (13)

참고문헌 신청
[학술지(정기간행물)] - Do-Young Ko / 2012 / VIBRATION AND STRESS ANALYSIS OF A UGS ASSEMBLY FOR THE APR1400 RVI CVAP / Nuclear Engineering and Technology 44 (7) : 817 ~ 824 dbpia [학술지(정기간행물)] - Ko, D. Y. / 2013 / Structural Analysis of CSB and LSS for APR1400 RVI CVAP / Nuclear Engineering and Design 261 : 76 ~ 84 google schola [학술지(정기간행물)] - 김규형 / 2011 / 원자로냉각재펌프 맥동에 대한 APR1400 원자로내부구조물의 진동 및 응력 해석 / 한국소음진동공학회논문집 21 (12) : 1098 ~ 1103 dbpia [학술지(정기간행물)] - Kim, K. H. / 2011 / Hydraulic and Structural Analysis for APR1400 Reactor Vessel Internals against Hydraulic Load Induced by Turbulence / International Journal of Safety 10 (2) : 1 ~ 5 google schola [기타자료] - U.S. Nuclear Regulatory Commission / 2007 / Regulatory Guide 1.20, Comprehensive Vibration Assessment Program for Reactor Internals During Preoperational and Initial Testing, Rev.3 google schola

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