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연구용 원자로 이차정지구동장치 수력시스템의 내진검증
Seismic Qualification Test for SSDM Hydraulic System of Research Reactor 원문보기

한국압력기기공학회 논문집 = Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping, v.12 no.1, 2016년, pp.23 - 29  

김상헌 (한국원자력연구원) ,  김경호 (한국원자력연구원) ,  선종오 (한국원자력연구원) ,  조영갑 (한국원자력연구원) ,  정택형 ((주)포스코플랜텍) ,  김정현 ((주)포스코플랜텍) ,  이관희 (포항산업과학연구원)

Abstract AI-Helper 아이콘AI-Helper

The Second Shutdown Drive Mechanism (SSDM) provides an alternate and independent means of reactor shutdown. The Second Shutdown Rods (SSRs) of SSDMs are poised at the top of the core by the hydraulic force driven from a hydraulic system during normal operation. The rods drop by gravity when a trip i...

주제어

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문제 정의

  • 본 논문은 5MW(10MW Upgradable)급 요르단 연구용 및 교육용 원자로(Jordan Research & Training Reactor, JRTR)(1)에 설치되는 이차정지구동장치 (Second Shutdown Drive Mechanism, SSDM) 수력시스템(Hydraulic System)의 내진검증 시험과 결과를 보여주고 있다.
  • 내진검증을 위해서 전체 시스템을 시험하는 것이 타당하나 원자로 수조 바닥과 상부의 통합된 동적 거동을 모사하는 내진검증시험장치(Test Rig)를 구현하기가 어려울 뿐만 아니라 해당 시험장치를 제작하더라도 높이와 무게를 수용할 있는 가진기(Shaker)는 국내에 존재하지 않아 수조 상부에 설치되는 수력시스템과 원자로 내부에 설치되는 기기들을 분리하여 내진검증을 수행하였다. 본 논문은 수조 상부에 설치되는 수력시스템의 내진검증에 대해 설명하고 있다.(2)
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질의응답

핵심어 질문 논문에서 추출한 답변
이차정지구동장치의 검증을 위한 시험과 검증에 요구되는 기능은 무엇인가? 29(3)에 따라 내진범주 I급으로 분류되는 능동적 기계기기로 정상운전, 과도, 사고, 지진발생 동안 및 이후에도 설계된 그 고유의 안전기능이 유지됨을 보장하여야 한다. 이를 위해 US NRC RG 1.100(4) (KINS/RG-N03.02(5))과 IEEE 344(6) (KEPIC END 2000(7)), IEEE 600(8) (KEPIC END 1200(9)) 및 ASME QME-1(10) (KEPIC MF(11)) 에 따라 내진 및 동적 검증시험을 수행하여, 어떠한 운전조건에서도 원자로의 안전한 운전과 정지가 보장되고 설계대로 작동함이 입증되어야 한다. 검증시험은 IEEE 323(12)(KEPIC END 1100(13))의 6절 요건과 부합되도록 수행된다.
이차정지구동장치란 무엇인가? 이차정지구동장치는 US NRC RG 1.29(3)에 따라 내진범주 I급으로 분류되는 능동적 기계기기로 정상운전, 과도, 사고, 지진발생 동안 및 이후에도 설계된 그 고유의 안전기능이 유지됨을 보장하여야 한다. 이를 위해 US NRC RG 1.
이차정지구동장치는 어떠한 요소로 구성되는가? 이차정지구동장치는 Fig. 1과 같이 이차정지봉 (Second Shutdown Rod, SSR), 이차정지봉 안내관(SSR Guide Tube), 트랙(Track), 운반차(Carriage), 수력실린더(Hydraulic Cylinder), 수력실린더 마운트 브라켓(Hydraulic Cylinder Lower/Upper Mount Brackets) 및 수력시스템(Hydraulic System)으로 구성된다.(1,2) 여기서 수력시스템은 원자로 수조 상부에 설치되고 나머지 기기는 원자로 내부에 설치된다.
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참고문헌 (19)

  1. Kim, S., Cho, Y. G., Choi, M. H., Lee, J. H., Huh, H. and Kim J. I., 2012, "Reactor Shutdown Mechanism by Top-mounted Hydraulic System," Tans. of the KNS, Spring Meeting. 

  2. Kim, S., Kim, K. H., Sun, J. O., Cho, Y. G., Jung, T. H., Kim, J. H. and Lee, K. H., 2015, "Seismic Qualification Test for SSDM Hydraulic System of Research Reactor," Trans. of the KPVP, Annual Meeting. 

  3. US NRC Regulatory Guide 1.29, 2007, "Seismic Design Classification," Rev. 4. Nuclear Regulatory Commission. 

  4. US NRC Regulatory Guide 1.100, 1988, "Seismic Qualification of Electric and Mechanical Equipment for Nuclear Power Plants," Rev. 2, Nuclear Regulatory Commission. 

  5. NSSC Regulatory Guide KINS/RG-N03.02, 2011, "Seismic Qualification of Mechanical and Electric Equipment for Nuclear Power Plants," Nuclear Safety and Security Commission. 

  6. IEEE 344, 1987, "Recommended Practice for Seismic Qualification of Class 1E Equipment for Nuclear Power Generating Stations," IEEE Power Engineering Society. 

  7. KEPIC END 2000, 2005 through 2006 addenda, "Seismic Qualification of Class 1E Equipment," Korea Electric Association. 

  8. IEEE 600, 1983, "Trial-Use Standard Requirements for Organizations that Conduct Qualification Testing Safety Systems Equipment for Use in Nuclear Power Generating Stations," IEEE Power Engineering Society. 

  9. KEPIC END 1200, 2005, "Organizations that Conduct Qualification Testing Safety Systems Equipment," Korea Electric Association. 

  10. ASME QME-1, 1997, "Qualification of Active Mechanical Equipment Used in Nuclear Power Plants," American Society of Mechanical Engineers. 

  11. KEPIC MF, 2005 through 2006 addenda, "Qualification of Active Mechanical Equipment Used in Nuclear Power Plants," Korea Electric Association. 

  12. IEEE 323, 2003, "Standard for Qualifying Class 1E Equipment for Nuclear Power Generating Stations," IEEE Power Engineering Society. 

  13. KEPIC END 1100, 2005, "Qualifying Class 1E Equipment," Korea Electric Association. 

  14. NSSC Regulation No.3, 2011, "Regulation on Standards of Nuclear Reactor Facilities," Nuclear Safety and Security Commission. 

  15. IAEA Safety Requirements NS-R-4, 2005, "Safety Standards, Safety of Research Reactors," International Atomic Energy Agency. 

  16. NSSC Regulation 2012-9, 2012, "Regulation on Safety Classification and Applicable Codes and Standards for Nuclear Reactor Facilities," Nuclear Safety and Security Commission. 

  17. NSSC Notice 2012-17, 2012, "Regulation on Standards for Quality Assurance Requirements of Reactor Facilities," Nuclear Safety and Security Commission. 

  18. ASME NQA-1, 1994, "Quality Assurance Requirements for Nuclear Facility Applications," American Society of Mechanical Engineers. 

  19. KEPIC QAP, 2005, "Nuclear Quality Assurance Requirements," Korea Electric Association. 

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