A reactor pressure vessel, which contains fuel assemblies and reactor vessel internals, has the thermal stress resulting from the cool-down and heat-up of the vessel wall in combination with the pressure stress from system pressure resulting in large stresses. The combination of the pressure stress and thermal stress along with a decrease in fracture toughness may cause through-wall propagation of a relatively small crack. Therefore, it is necessary to define the relations between operating pressure and temperature during cool-down and heat-up. In this study, theory of fracture mechanics for a pressure/temperature limit curve is investigated and a numerical procedure for generating it is developed. Plant-specific limit curves for the Kori unit 1 plant, the oldest nuclear power plant in Korea, have been obtained for several cooling and heating rates and their results are discussed.
핵분열로 인한 고온, 고압의 냉각수를 유지하는 원자로 용기는 원자로의 냉각 또는 가열시 압력에 의한 응력과 함께 열응력이 가해지고 원자로 벽의 온도변화에 따라 파괴인성치가 변화하기 때문에 임의의 결함이 존재할 경우 건전성 확보가 쉽지 않다. 따라서 가상결함이 성장하지 않도록 압력과 온도를 조정하면서 냉각 및 가열시킬 필요가 있다. 본 연구에서는 원자로 운전 중 냉각 및 가열시 안전하게 운전하기 위한 압력/온도 한계곡선을 구하는 절차에 필요한 이론을 조사하였고 이의 도출을 위한 해석과정을 전산화하였다. 국내원전 중 가장 오래된 고리 1호기에 대한 압력/온도 한계곡선을 다양한 냉각 및 가열률에 따라 설정하였고 이들 결과를 검토하였다.
