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논문 기본 정보

자료유형
학술대회자료
저자정보
성제중 (한수원)
저널정보
대한기계학회 대한기계학회 춘추학술대회 대한기계학회 2014년도 추계학술대회
발행연도
2014.11
수록면
2,248 - 2,253 (6page)

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Nuclear power plants are equipped with post accident monitor (PAM) system to acquire the important parameters for safety operating. In the event of the design basis accident (DBA), PAM provides important details (e.g. Containment pressure, temperature and pressure of reactor cooling system and core exit temperature) to determine action of main control room (MCR). Operator should be immediately activated for the accident mitigation with the information. Especially, core exit temperature is a critical parameter because the operating mode converts from normal mode to emergency mode when the temperature of core exit reaches 649℃.
In this study, uncertainties which were caused by exterior environment, characteristic of thermocouple/connector and accuracy of calibrator/indicator were evaluated in accordance with ANSI-ISA 67.04. The square root of the sum of square (SRSS) method was used in the synthesis. Every uncertainty that may exist in the hardware which is used to measure the core exit temperature was conservatively applied and the associative relation between the elements of uncertainty was considered simultaneously. As a result of uncertainty evaluation, the channel statistical allowance (CSA) of single channel of core exit temperature was +1.042%Span. The range of uncertainty, ?0.35%Span (?4.05℃)~ +2.08%Span(24.25℃), was obtained as the operating criteria of core exit temperature.

목차

Abstract
1. 서론
2. 노내계측계통의 열전대 특성 및 구성
3. 총채널 불확실도 요소
4. 불확실도 연관성 평가 및 판정기준
5. 결론 및 고찰
참고문헌

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