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SFR 원형로 기계설계

Mechanical Design of Prototype Gen-IV Sodium Cooled Fast Reactor

보고서 정보
주관연구기관 한국원자력연구원
Korea Atomic Energy Research Institute
연구책임자 김성균
참여연구자 강지호 , 구경회 , 권윤희 , 김강수 , 김낙현 , 김석훈 , 김종범 , 김태완 , 김회웅 , 나태원 , 류명한 , 박근배 , 박상진 , 박정민 , 박창규 , 서기석 , 손진관 , 송기남 , 이사용 , 이성현 , 이영규 , 이재한 , 이진행 , 임동원 , 조재훈 , 주영상 , 최선희 , 이진이 , 박준현
보고서유형2단계보고서
발행국가대한민국
언어 한국어
발행년월2018-01
과제시작연도 2017
주관부처 과학기술정보통신부
Ministry of Science and ICT
등록번호 TRKO202000006724
과제고유번호 1711052977
사업명 원자력기술개발사업
DB 구축일자 2020-09-12
키워드 소듐냉각고속로.기계구조계통.고온구조설계.제어봉.상부내부구조물.동특성시험.가동중검사.초음파웨이브가이드센서.통합검사센서.특정설계.설계검증시험.구조건전성.레인징센서.전열관검사센서.제어봉구동메커니즘.피동정지계통.벨로우즈.유동기인진동.Sodium-Cooled Fast Reactor.Mechanical Structure System.Elevated Temperature Design.Control Rod.Upper Internal Structure.Dynamic Characteristics Test.InService Inspection.Ultrasonic waveguide sensor.Combined Inspection Sensor.Specific Design.Design Verification Test.Structural Integrity.Ranging Sensor.Heat Transfer Tube Inspection sensor.Control Rod Driving Mechanism.Passive shutdown System.Bellows.Flow Induced Vibration.

초록

제4세대 소듐냉각고속로(SFR) 원형로 기계설계는 기계구조계통에 대한 특정설계와 설계검증시험으로 구성된다. SFR 원형로 기계구조계통 특정설계를 통해 핵증기공급계통 배치요건 설정 및 배치도면을 작성하고, 원자로보호구조계통 구조설계 및 구조건전성 평가를 수행하였다. 리셉터클, 노심을 포함하는 원자로내부구조물의 구조 설계 및 구조건전성 평가를 수행하고 핵연료취급계통 및 제어봉 구동장치의 구동기구 설계, 구조해석과 구조건전성을 평가하였다. 연결 배관들을 포함한 모든 열교환기들의 구조설계 및 구조건전성 평가를 수행하였고, 일차냉각재 펌프

Abstract

Mechanical design of prototype Gen-IV sodium cooled fast reactor(SFR) is mainly composed of specific design and design verification testings of prototype SFR mechanical structural systems. Through specific design of prototype SFR mechanical structural systems, the NSSS general arrangement with arran

목차 Contents

  • 표지 ... 1
  • 제 출 문 ... 3
  • 보고서 요약서 ... 5
  • 요 약 문 ... 7
  • SUMMARY ... 11
  • CONTENTS ... 15
  • 목차 ... 17
  • 표목차 ... 21
  • 그림목차 ... 24
  • 제1장 연구개발과제의 개요 ... 33
  • 제1절 연구개발의 필요성 ... 35
  • 1. 연구개발의 개요 ... 35
  • 2. 연구개발대상 기술의 중요성 ... 35
  • 제2절 연구개발 목표 및 내용 ... 36
  • 1. 최종목표 ... 36
  • 2. 연차별 연구목표 및 내용 ... 36
  • 제2장 국내외 기술개발 현황 ... 39
  • 제1절 국외 기술개발 현황 ... 41
  • 제2절 국내 기술개발 현황 ... 43
  • 제3절 국내·외 기술개발 현황에서 차지하는 위치 ... 44
  • 제3장 연구개발수행 내용 및 결과 ... 47
  • 제1절 원형로 기계구조계통 특정설계 ... 49
  • 1. 핵증기공급계통 배치설계 ... 49
  • 2. 원자로보호구조계통 구조설계 및 건전성 평가 ... 57
  • 3. 원자로내부구조물 구조설계 및 건전성 평가 ... 64
  • 4. 핵연료취급계통 기계구조 계통설계 ... 91
  • 5. 제어봉구동장치 기계구조계통 설계 ... 164
  • 6. 열교환기, 탱크, 배관 구조설계 및 건전성 평가 ... 172
  • 7. 냉각재펌프 기계구조설계 및 건전성 평가 ... 209
  • 8. 가동중검사 및 유지보수성 평가 ... 219
  • 제2절 원형로 기계구조계통 검증시험 ... 226
  • 1. 원자로용기 검사센서 성능시험 ... 226
  • 2. 원자로내부구조물 레인징센서 성능시험 ... 230
  • 3. 증기발생기 전열관 검사장치 성능시험 ... 236
  • 4. 제어봉구동장치 성능시험 ... 242
  • 5. 피동정지계통 성능시험 ... 256
  • 6. 상부내부구조물 설계검증 시험 ... 263
  • 7. 중간열교환기 설계검증 시험 ... 268
  • 제4장 목표달성도 및 관련분야에의 기여도 ... 273
  • 제5장 연구개발결과의 활용계획 ... 281
  • 제1장 활용계획 ... 283
  • 제2장 기대성과 ... 284
  • 제6장 연구개발과정에서 수집한 해외과학기술정보 ... 285
  • 제7장 연구개발성과의 보안등급 ... 289
  • 제8장 연구장비의 구축 및 활용 결과 ... 293
  • 제9장 연구개발과제 수행에 따른 연구실 등의 안전 조치 이행 실적 ... 297
  • 제10장 참고문헌 ... 301
  • 서지정보양식 ... 307
  • BIBLIOGRAPHIC INFORMATION SHEET ... 308
  • 끝페이지 ... 309

표/그림 (300)

연구자의 다른 보고서 :

참고문헌 (25)

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