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논문 기본 정보

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학술대회자료
저자정보
저널정보
대한기계학회 대한기계학회 춘추학술대회 대한기계학회 2016년도 학술대회
발행연도
2016.12
수록면
3,220 - 3,224 (5page)

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Korea started commercial operation of nuclear power plant from 1978, and since then 23 NPP are connected to gird and more NPPs are being constructed and planned to construct. The latest development of NPP is APR1400. The design re-engineering was carried out for an educational endeavor and as pedagogical reasons to check APR1400 reactor internals design whether it follows required ASME codes.
CS (Core Shroud) is one of the reactor internals components that protect nuclear fuel assemblies inside and installed above LSS (lower support structure). Since the core size is given by APR1400, the design of CS should be based on the APR1400 core size. This work is an attempt to design the APR1400 CS independently and to demonstrate the margin of CS structural design and understand reactor internal components of the APR1400. One of the major concern was to properly design for pressure differential between inside and outside of CS so that CS can withstand all operating conditions. In order to achieve this, ASME Section III subsection NB codes are used. Upon determining design parameters of the CS, it is represented by CATIA 3D software to view in 3D.

목차

Abstract
1. Introduction
2. APR1400 Core Shroud Design
3. Sizing Calculation of Core Shroud
4. Conclusion
Reference

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UCI(KEPA) : I410-ECN-0101-2017-550-002044193