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손석권 (한국원자력연구원) 이형연 (한국원자력연구원) 주용선 (코아시스) 어재혁 (한국원자력연구원) 김종범 (한국원자력연구원) 정지영 (한국원자력연구원)
저널정보
대한기계학회 대한기계학회 논문집 A권 대한기계학회논문집 A권 제40권 제9호 (통권 제372호)
발행연도
2016.9
수록면
775 - 782 (8page)

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본 연구에서는 한국원자력연구원이 개발 중인 소듐 열유동 종합효과 시험장치(STELLA-2)의 주요 배관 계통을 대상으로 고온 설계를 수행하고, 두 가지 설계기술기준에 따라 배관의 건전성 평가를 수행하였다. 배관 설계기술기준으로는 일반 압력배관에 관한 ASME B31.1과 프랑스의 원자력등급 배관 설계기술기준인 RCC-MRx RD-3600을 적용하였으며, 이들 기술기준의 보수성을 정량적으로 비교 및 분석하였다. STELLA-2 소듐시설에서는 모의 잔열제거계통(Model DHRS), 모의 중간열전달계통(Model IHTS) 및 펌프 모의계통(PSLS)에 배관이 설치되는데, 두 설계기술기준을 따라 이들 배관 계통에 대해 건전성 평가를 수행한 결과 설계 건전성이 확인되었으며, 설계 기술기준 간 비교분석 결과 유지하중에 대해서는 ASME B31.1이, 열하중에 대해서는 RCC-MRx RD-3600이 더 보수적인 것으로 평가되었다.
#Sodium Test Loop(소듐 시험 루프) #Piping System(배관 계통) #Design and Analysis(설계 및 해석) #Elevated Temperature Design(고온 설계)

목차

초록
Abstract
1. 서론
2. STELLA-2배관 계통의 설계 및 특징
3. 배관 설계기술기준 분석
4. STELLA-2배관 계통의 설계 평가
5. 결론
참고문헌(References)

참고문헌 (11)

참고문헌 신청
[학술대회논문] - Yoo, J. / 2015 / Status of Prototype Gen-IV Sodium Cooled Fast Reactor and Its Perspective / Transactions of the Korean Nuclear Society Autumn Meeting google schola [학술대회논문] - Lee, H. Y. / 2015 / Design and Analysis of High-temperature Piping System in the STELLA-2 Sodium Test Facility / 70th Conference of the Korean Society of Mechanical Engineers google schola [학술대회논문] - Eoh, J. H. / 2016 / Computer Codes V&V Tests with a Large-Scale Sodium Thermal-Hydraulic Test Facility (STELLA) / American Nuclear Society Annual Meeting google schola [기타자료] - ASME / 2012 / B 31.1 Power Piping / The American Society of Mechanical Engineers google schola [기타자료] - RCC-MRx / 2012 / Section III Tome 1, Subsection B, Class N3RX / AFCEN google schola

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