• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1998.05b
• /
• pp.363-368
• /
• 1998

고리 1호기 주요기기들에 대한 수면평가 과정에서 원자로 압력용기의 중성자 조사취화에대한 잔여수명평가를 정량적으로 수행하였다. 그 결과 가압열충격 기준온도(R $T_{PTS}$)가 운전년수 34년경에 심사기준온도를 초과할 것으로 예측되어 연장운전 추진 시 선결되어야 할 과제로 인식되었다. 이에 따라 USNRC 가압열충격 규제지침서에 의한 상세 가압열충격 평가연구를 수행하고 있다. 본 논문에서는 원자로 압력용기 가압열충격 현상에 대해 간략히 설명하고 가압열충격 평가의 목적과 방법에 대하여 소개하였다. 더불어 현재 수행중인 고리 1호기 원자로 압력용기 가압열충격 평가의 일부로 수행한 계통 열수력해석과 확률론적 파괴역학 해석의 결과를 제시하고 가압열충격 위험도를 완화하기 위한 조치사항들에 대하여 검토하였다.다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1998.05b
• /
• pp.369-376
• /
• 1998

원자로 압력용기는 원자력발전소의 일차 압력경계를 구성하는 핵심 부품으로 이의 건전성은 원전의 안전성과 수명관리에 결정적인 영향을 미친다. 탄소강으로 구성된 압력용기는 노심에 근접하게 위치하여 운전중 계속되는 고속중성자 조사로 인하여 인성이 감소한다. 운전중 비상노심 냉각수가 주입되어 압력용기가 급격하게 냉각되면서 압력이 높게 유지되거나 재가압이 되는 가압열충격 현상이 발생하는 경우 조사취화된 압력용기가 적절한 안전여유를 가지지 못할 수도 있다. USNRC에서는 이에 대한 종합적인 연구결과를 바탕으로 가압열충격 규정을 제정하여 가압열충격 기준온도(RT$_{PTS}$)의 계산 방법과 심사기준온도를 제시하였다. 가압열충격 심사기준온도의 결정근거가 기술되어 있는 SECY 82-465에 의하면 축방향 용접부에 대한 위험도를 평가하여 270℉를 심사기준온도로 정하고 원주방향 용접부에 대해서는 30℉를 더하여 300℉를 심사기준온도로 제시하였다. 이 연구에서는 이렇게 제정된 원주방향 용접부에 대한 심사기준온도의 적정성을 평가하기 위하여 균열방향에 따른 가압열충격 위험도를 VISA-II 코드로 평가하였다. 우선 가압열충격 기준온도 제정 시 사용된 방법과 결과들을 검토하고 NRC의 계산결과를 재현하였다. 이를 바탕으로 원주방향 용접부에 대한 위험도를 평가한 결과 균열방향의 차이를 고려하기 위해 적용된 기술적 여유도인 30℉는 과도한 보수성을 내포하고 있음을 알 수 있었다. 원주방향 용접부가 축방향 용접부와 동일한 수준의 가압열충격 위험도를 가지기 위한 심사기준온도 차이는 50℉ 이상인 것으로 평가되었다.을 수 있었다.ngineering because this field has large uncertainties on predicting the effect of earthquake on structures. This paper is based on the presented paper at the Bertero Symposium held in January 31an4 February 1 at Berkeley, California, USA which was entitled "Needs to Evaluate Real Seismic Performance of Buildings-Lessons from 1995 Hyogoken-Nambu Earthquake-". The lessons for buildings from the damage due to the Hyogoken-Nambu Earthquake are necessity to develop more rational seismic design codes based upon a performance-based design concept, and to evaluate seismic performance of existing buildings. In my keynote lecture at the Korean Association for Computational Structural Engineering, the history of seismic design and use of structural analysis in Japan, the lessons for buildings from

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1998.05a
• /
• pp.751-756
• /
• 1998

고리 1호기 원전 수명 연장을 위한 가압열충격(Pressurized Thermal Shock : PTS) 해석은 확률론적 안전성 평가 방법에 따라 수행된다. 본 연구는 가압열충격 상세 해석 연구의 일환으로 가압열충격 해석을 위한 계통해석시 사용되는 최적 평가(Best Estimate) 방법과 기존의 PCT(Peak Cladding Temperature) 관점의 해석에 사용되는 결정론적 안전성 평가 방법간의 해석 방법론 차이에 의한 열수력 거동의 상이점을 평가하기 위함이다. 이를 위해 1998년 설치 예정인 고리 1호기 교체 증기발생기(Replacement Steam Generator ; RSG) 안전성 분석 보고서$^{[1]}$ 의 주증기관 파단사고 해석 결과와 동일한 파단 크기 및 운전 출력에 대해 최적 평가 방법론에 따라 해석된 본 연구의 해석 결과를 비교, 평가하였다. 해석 결과 전출력 소형 주증기관 파단 사고에서는 터빈 유량 모델링 및 반응도 계수, 고온 영출력 대형 파단 사고에서는 가압기 모델, 반응도 계수 및 정지여유도가 해석 방법론에 따른 열수력 거동의 차이에 영향이 큰 것으로 평가되었다

• Proceedings of the Korean Institute of Industrial Safety Conference
• /
• 2000.11a
• /
• pp.263-268
• /
• 2000

원자력 압력용기의 건전성 평가 및 안전성 확보에 대한 관심은 1978년 미국 Rancho Seco 발전소에서 발생한 가압열충격 사고로 인해 크게 부각되기 시작하였다. 가압열충격(Pressurized Thermal Shock： PTS)이란 계통의 압력이 높은 상태이거나 증가중인 상태에서 급속한 냉각과 과도한 냉각이 발생하는 것을 의미한다. 이러한 냉각에 의해 원자로용기 외벽보다 내벽이 빨리 냉각되어 상당한 온도구배가 발생하고 이 온도구배에 따라 용기 내벽에 최대인장 열응력이 발생한다.(중략)

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1998.05b
• /
• pp.870-876
• /
• 1998

원자로용기의 안전성은 가동중 운전조건과 조사취화등으로 인한 재료의 열화(degradation)를 검토함으로써 평가되는데, 특히 운전조건중, 비상사태에 해당하는 가압열충격에 관한 평가가 최근 중요한 안전문제로 부각되고 있다 본 연구의 목적은 가압열충격 사고중 소규모 냉각재 손실사고(Small LOCA)가 발생하는 경우, 원자로용기 내벽에 존재하는 균열의 안전성을 유한요소해석을 통해 평가하는 것이다. 본 연구에서는 Small LOCA 발생시 원자로용기의 내벽에 존재하는 균열의 종류, 방향, 균열형상비 및 클래드부의 두께가 응력확대 계수 계산에 미치는 영향을 평가하였으며, 이를 위해 총 14가지 경우에 대해서 3차원 유한요소해석을 수행하였다. 이러한 Small LOCA 해석수행을 기초로 다양한 가압열충격 사고에 대한 유한요소해석 모델링 기법, 해석 기법, 후처리 기법을 제시하였다.

• Journal of the Computational Structural Engineering Institute of Korea
• /
• v.12 no.3
• /
• pp.271-279
• /
• 1999

본 연구에서는 국내에서 가장 취약할 것으로 예상되는 원자력 발전소에 가압열충격 사고를 유발할 수 있는 주증기관 파단사고를 가정하여 열수력 해석과 파괴역학 해석을 수행하였다. 원전수명관리연구의 일환으로 계통열수력 해석 및 혼합열유동 해석에 의하여 구한 냉각제의 온도와 압력의 이력 및 용기의 재질성분으로부터 용기의 응력확대계수와 파괴인성치를 계산하고 이들을 비교하여 균열의 진전여부를 판단하여 형상계수가 1/6인 표면균열이 견딜 수 있는 최대 기준무연성천이온도를 결정하였다.

• Journal of computational fluids engineering
• /
• v.3 no.1
• /
• pp.89-99
• /
• 1998

한국형 차세대원자로에서는 비상노심 안전주입수가 저온관을 통하지 않고 원자로용기에 직접 주입된다. 원자로용기의 가압열충격과 열수력적 관점에서 최적의 노즐위치를 결정하기 위해서 전산유체역학을 활용하였다. 상용 전산유체코드인 CFX를 이용하여 원자로 하향유로를 모사하는 해석대상 격자를 다중불록으로 형성한 다음 유동장을 비압축성 Navier-Stokes 운동량 방정식, 에너지 방정식과 표준 k-ε 난류모형 등으로 모형화하여 3차원 비정상상태 계산을 수행하였다. CFX에서는 경계 밀착좌표계, 비엇물림격자와 SIMPLE 알고리즘을 사용한다. 본 연구결과 원자로용기의 가압열충격 관점에서 가장 보수적인 사고인 증기관 파단사고시에도 열적혼합이 잘 일어나 가압열충격이 발생할 가능성이 없는 것으로 판단되며 안전주입수 노즐이 저온관 바로 위에 위치할 때 원자로 하향유로 내의 온도 분포가 가장 균일하여 열적 혼합 관점에서는 최적의 위치로 판단된다.

• Nuclear industry
• /
• v.21 no.7 s.221
• /
• pp.63-70
• /
• 2001

• Computational Structural Engineering
• /
• v.9 no.2
• /
• pp.153-161
• /
• 1996

In this paper, theory of fracture mechanics for the pressurized thermal shock is investigated and numerical procedure for the evaluation of the pressure vessel under pressurized thermal shock is developed. For the given material properties, transient history such as temperature and pressure, and postulated flaw, the stress distribution is obtained to calculate stress intensities for a wide range of assumed crack sizes. The stress intensities are compared with the material fracture toughness values corresponding to the chemical compositions and the distribution of the nil ductility transition temperature, to determine the crack growth during the transient. Plant-specific calculations have been performed for several transients and the evaluation results are discussed.

• Journal of the KSME
• /
• v.25 no.1
• /
• pp.23-31
• /
• 1985

이글에서는 원자로용기의 건전성에 영향을 미칠 수 있는 가압열충격은 중성자조사가 큰 오래된 원자력 발전소에 국한된 것임을 알 수 있으며 근래에 건설된 원자로용기는 재료의 선별로 인해 그 위 혐성이 매우 낮음을 살펴보았다. 우리나라에서는 아직까지 오래된 발전소가 없기 때문에 PTS에 의한 당장의 위혐은 심각하지 않으리라고 추측된다. 그러나 우리나라 원자력발전소의 대부분이 PWR 이고 대형사고의 유발가능성으로 볼 때 PTS의 영향을 필히 평가하여 원자로용 기의 건전성 여유를 확인하여야 할 것이다. 따라서 이와 관련된 연구결과 및 규제방침 등을 주시하고 살펴보아야 할 것이다.