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논문 기본 정보
- 자료유형
- 학술저널
- 저자정보
- 발행연도
- 2020.2
- 수록면
- 82 - 85 (4page)
- DOI
- 10.5050/KSNVE.2020.30.1.082
이용수
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SMART100, a small module nuclear power plant designed by Korea Atomic Energy Research Institute in July 2012, is the first to obtain a standard design approval from the Nuclear Safety and Security Commission. According to the U.S Nuclear Regulatory Commission, the Regulatory Guide 1.20, SMART100 is required to conduct a scale model test to verify the design of the reactor, which is the core component, and to develop a valid prototype for the design. This paper describes the utility requirements developed to conduct the scale model test. The utility requirements as top tier requirements will be used to develop test and facility requirements for this study.
목차
ABSTRACT
1. 서론
2. 사업자 요건 적용기준 및 개발절차
3. SMART100 축소모델시험 사업자 요건
4. 결론
References
참고문헌 (9)
참고문헌 신청
Ko, D. Y. and Lee, J. G., 2011, A Review of Measuring Sensors for Reactor Vessel Internals Comprehensive Vibration Assessment Program in Advanced Power Reactor 1400, Transactions of the Korean Society for Noise and Vibration Engineering, Vol. 21, No. 1, pp. 47~55.
Ko, D. Y., Kim, K. H. and Kim, S. H., 2011, Selection Criteria of Measurement Locations for Advanced Power Reactor 1400 Reactor Vessel Internals Comprehensive Vibration Assessment Program, Transactions of the Korean Society for Noise and Vibration Engineering, Vol. 21, No. 8, pp. 708~713.
Ko, D. Y. and Kim, K. H., 2013, Structural analysis of CSB and LSS for APR1400 RVI CVAP, Nuclear Engineering and Design, Vol. 261, pp. 76~84.
Ko, D. Y. and Kim, K. H., 2013, Design of a Vibration and Stress Measurement System for an Advanced Power Reactor 1400 Reactor Vessel Internals Comprehensive Vibration Assessment Program, Nuclear Engineering and Technology, Vol. 45, No. 2, pp. 249~256.
Gao, L., Yang, J., Tan, T., Yu, D. and Ma, J., 2015, Flow-induced Vibration Scale Testing of ACP100 Reactor Internals, Transactions of the SMiRT-23, Division Ⅴ, Paper ID 072.
Ko, D. Y., Kim, K. H. and Kim, S. H., 2011, Selection Criteria of Measurement Locations for Advanced Power Reactor 1400 Reactor Vessel Internals Comprehensive Vibration Assessment Program, Transactions of the Korean Society for Noise and Vibration Engineering, Vol. 21, No. 8, pp. 708~713.
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