발전소 내열강의 물성치는 고온 가동시간이 누적됨에 따라 열시효의 영향을 받는다. 본 연구에서는 제 4 세대 원자력시스템의 재료로 널리 채택되고 있는 Mod.9Cr-1Mo (ASME Grade 91)강을 대상으로 항복강도, 인장강도 및 파괴거동에 열시효가 미치는 영향에 대해 조사 및 분석하였다. 국내에서 가동 중인 초초임계(USC) 화력발전소의 배관계통에서 채취한, 73,716 시간의 가동 이력을 겪은 Gr.91 강 재료가 재료 실험을 위해 사용되었고, 동 시험결과와 가동 이력을 겪지 않은 신재의 시험결과를 비교 분석하였다. 또한 ASME 코드의 물성치와 RCC-MRx 의 물성치와 비교 분석하였고, 이들 설계기술기준 물성치의 보수성은 신재 및 가동 이력을 겪은 재료의 시험결과와 비교 분석을 통해 정량화하였다.
The defected baffle former bolts of Kori unit 1 were withdrawn to analyze the cause of damage and gamma-ray measurement is being scheduled. Prior to that, in order to calculate the specific radioactivity value of the baffle former bolt, a radioactivity calculation method considering the actual operation history of the nuclear power plant is introduced and the calculation results are shown. In particular, the radioactivity calculation method considering the operation history is obtained by defining the monthly contribution factor from the actual monthly operation history. As a result, the results considering operation history are 16-28% lower than the general radioactivity calculation results. These results can contribute to establish a reasonable but economical strategy when planning nuclear power plant decommissioning.
본 연구는 강진 시 소성화 범위를 최소화하여 장수명 철골구조를 실현하는 구조시스템을 제안하고 지진응답특성을 실증적으로 파악하는 것을 연구목적으로 한다. 이를 위하여, 실대형 1층 철골조 실험체 2개를 설계 및 제작하여 가동적 지진응답실험을 수행하였다. 실험결과에 의하면 본 연구에서 제안한 철골구조시스템은 이력형 강재댐퍼, 보-기둥접합부 순서로 붕괴모드가 발생하였으며 지진응답시간 중 그 외의 주변 프레임은 탄성 상태에 머무르는 것을 확인하였다.
지금까지의 CANDU 사고이력과 관련된 문제점을 살펴보면 핵연료 채널의 부적절한 설계 및 설치 그리고 부적절한 압력관 가동조건 등에 많은 문제점이 있었다. 이러한 의미에서 CANDU의 안전성은 압력관의 건전성으로부터 확보된다 하여도 과언이 아니다. 그러나 CANDU에서 차지 하는 중요성에 비추어 압력관의 사용환경은 매우 열약하다. 따라서 가동중 압력관 건전성 위협 요인에 대한 정기적인 검사, 시험 및 평가는 CANDU 안전성확보의 첫걸음이 된다. 특히 건전 성평가에 필요한 주요자료가 압력관 인출시험결과로부터 확보됨을 고려할 때 압력관 인출시험을 국내에서 수행할 수 있는 능력을 확보하는 것 또한 우리에게 부과된 과제라 할 것이다.
본 연구에서는 위성영상 활용 지능형 재난관측·감시 기술 개발을 목적으로 위성영상과 멀티소스(CCTV, 항공영상, 공공DB 등)와의 연계·융합을 통해 재난상황관리의 정확도 향상과 위성영상 활용성 제고 방안을 제시하고자 하였다. 위성영상 수집·배포시스템으로부터 전달되는 위성영상과 멀티소스의 연계 융합을 통한 재난상황정보의 표출을 목적으로 상황판연계 표출시스템 가동 절차와 위성영상 수집을 통한 위험탐지 알고리즘과의 연계를 위해 재난상황업무 기반 시스템 가동절차를 수립하고, 위기관리표준 매뉴얼 상 상황업무절차를 적용해 예비설계를 진행하였다. 상황실 실무자 설문을 통해 작성된 시스템 요구사항과 규격서를 기반으로 상황업무절차를 적용해 먼저업무시스템 설계를 진행하였다. 평시에는 GIS통합상황판에서 관리됨을 전제로 위성영상 수집에 대한국가적 예산 투입 측면을 고려해 중대본 설치가 필요한 대형재난 발생상황을 가정하여 상황판연계·표출시스템의 가동되도록 설계하였다. 또한, 위성영상 분석을 통한 피해위험도와 재난이력통계 등 멀티소스와 중첩한 결과를 실시간으로 표출함에 따라 상황실근무자는 재난확산 여부를 판단하고, NDMS를 통해 재난상황을 전파할 수 있도록 설계하였다. 상황판연계 표출시스템의 원활한 데이터 입/출력을 위해 재난유형 및 분석단계별 클래스 정의, 유스케이스 ID(요구기능)와 1:1 또는 1:n매칭을 수행하여 재난유형 및 분석단계별 클래스를 정의하였다. 정의된 클래스는 유스케이스인 요구기능과 매칭을 수행하였고, 시스템 가동절차 중 피해위험도분석, 재난이력통계, 중첩결과표출, NDMS 상황전파에 대한 상황업무절차를 기반으로 산불·홍수·산사태·대설·태풍 총 5종의재난별 시퀀스를 설계하였다. 마지막으로 화면정의서와 UI/UX설계서를 기반으로 Figma를 통해 시스템구동화면을 사전에 모의하였다. 향후, 진행되는 연구에서는 위성영상과 멀티소스를 연계한 화면을 실체화하여 더욱 정확한 재난상황관리가 가능하도록 NDMS 연계 상황판 표출 시스템을 개발하고자 한다.
월성1호기 압력관의 수소흡수 관련 자료들을 분석하였으며, 캐나다 발전소들의 결과와도 비교하였다. 압력관의 수소흡수 특성은 압력관내 위치, 사용온도, 가동이력 등에 영향을 받아 Inlet 쪽보다는 Outlet 쪽이, 사용온도가 높을수록, 또한 가동에 따른 조사량이 증가할수록 수소흡수량이 증가하였다. 한편 압력관내로의 수소흡수 거동을 규명하기 위해 Zr-2.5wt%Nb 합금의 열처리 조직 차이에 따른 수소흡수특성을 분석하였다. 수소흡수는$\alpha$-Zr 상에 비해 $\beta$-Zr, $\beta$-Nb 상에 크게 영향을 받는 것으로 보인다. 또한 합금내의 수소량 증가가 압력관 부식특성 자체에 미치는 영향을 분석하기 위하여 열처리 시편에 일정량의 수소를 charging 시킨 후 부식시험을 수행하였다. Zr-2.5wt%Nb 합금의 부식거동은 미세조직에 가장 큰 영향을 받아$\alpha$-Zr과 $\beta$-Zr 상의 시편이$\alpha$-Zr과$\beta$-Nb 상의 시편에 비해 큰 부식속도를 보였다. 또한 시편내 150ppm 이하의 수소함량은 시편의 부식거동에 별다른 영향을 없거나, 부식속도를 약간 감소시키는 것으로 추정된다.
본 연구는 설계가 간편하고 경제성을 확보하면서 구조안전성을 동시에 확보할 수 있는 댐퍼시스템을 제안하고, 지진응답특성을 실증적으로 파악하는 것을 목적으로 한다. 이를 위하여, 실대형 1층 철골조 실험체 3개를 설계 및 제작하여 가동적 지진응답실험을 수행하였다. 본 연구에서 제안하는 슬릿형 댐퍼를 제진요소로 사용하는 경우, 주구조체에 비하여 높은 강성을 갖는 댐퍼가 소폭의 변위에 먼저 소성화 함으로써 이력에 의한 지진에너지를 흡수할 수 있으며, 지진응답에서 유리한 것이 판명되었다.
발전소 정비지원시스템 MAPS는 발전소의 가동률 향상과 안정적 운영에 직결되는 정비분야에 있어서, 발전소의 정비기록을 보다 효율적으로 유지하고 활용하기 위한 시스템으로, 기기데이터 관리, 결함보고서(TR) 및 작업의뢰서 관리, 예방점검 관리, 정비이력 관리 등의 기능모듈로 구성되어 있다. 93년 11월부터 연차적으로 국내 각 원자력발전소에 설치하기 시작한 MAPS는 금년 1월 월성원전을 끝으로 전 원전에 설치되어 운용되고 있다. MAPS의 개발경위와 기능, 그간의 운영현황 등을 들어본다.
본 연구에서는 국내 10MW급 기력발전소의 소형 터빈 로터에 대한 응력 해석을 실시하였다. 터빈 로터의 기하학적 형상, 증기의 온도 및 압력 등의 기동조건 변화, 로터 재료의 온도에 따른 물성값 등을 고려하여 대류 열 전달계수를 계산하는 사용자 부프로그램을 구성하였으며, 이를 바탕으로 열해석을 실시하여 로터의 온도 분포를 결정하였다. 이 온도분포 조건에서 시간 경과에 따른 열응력 해석을 실시하여 로터의 응력 분포를 결정하였으며 그 결과 취약부위에서의 응력변동 범위 및 가동중 정상상태 응력수준을 결정하였다. 이 취약부위의 응력값과 운전이력을 이용하여 크리프 수명과 피로수명을 계산하고 로터의 잔여수명을 결정하는 방법을 논의하였다.
This study investigates the effects of temperatures and strain rates on the strength and ductility of Gr.91 (ASME Grade 91) steel which is widely being used as a heat-resistant material in Generation IV nuclear and super critical thermal power plants. The tensile behavior of modified 9Cr-1Mo (Gr.91) steel was studied for the three strain rates of 6.67×10-5/s, 6.67×10-4/s and 6.67×10-3/s over the temperature range from room temperature (RT) to 650℃. Experimental results showed that at specific combinations of temperatures (300~400℃) and strain rates, serrations appeared in the stress-strain curves. Concurrently, abnormal behaviors such as a plateau in yield strength and tensile strength, a minimum in ductility and negative strain rate sensitivity were observed. These phenomena were analyzed as significant characteristics of dynamic strain aging (DSA). Since this abnormal behavior in Gr.91 steel affects the material strength, it is judged that a correlation analysis between DSA and material strength should be crucial in the design and integrity evaluation of Gr. 91 steel pressure vessel and piping subjected to high-temperature loading.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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