본 연구에서는 Type IV 수소 압력용기 시제품의 충격하중 조건에 따른 구조 건전성을 분석하고자 유한요소해석과 FBG 센서 삽입을 통한 실시간 모니터링 실험을 수행하여 결과를 분석하였다. 플라이 모델링 기법을 활용한 유한요소해석을 통해 FBG 센서를 삽입할 수소 압력용기의 취약부 선정 및 가압 조건을 제시하였으며, 실험을 진행할 기초 정보를 확보하였다. 실제 용기제작에 앞서 시편 실험을 통해 FBG 센서의 삽입방식 신뢰성을 확보하였으며, 이후 해당 결과를 활용하여 필라멘트 와인딩 공정에 적용하였다. 비충격 가압 피로실험과 총 4회의 충격 피로실험을 수행하였다. 실험결과 비충격 가압 피로실험에서는 해석과 동일한 거동을 보였으며, 4회의 충격 피로실험에서는 용기의 충전 시간이 점진적으로 증가하고 충전률은 감소하는 것을 확인하였다.
본 논문에서는 내압 하중을 받는 복합재 압력 용기의 신뢰도를 구하기 위해 확률적 강도 해석이 수행되었다. 이때 확률적 강도 해석은 점진적 파손 모델과 몬테카를로 시뮬레이션으로 구성된 확률 연속 파손 모델과 상용 유한 요소 해석 코드인 ABAQUS가 연계한 형태로서 복잡한 형상 및 경계 조건을 갖는 복합재 구조물의 확률적 파손 해석을 수행하게 된다. 설계확률 변수로서 복합재 층의 각 방향 별 강도가 고려되었다. 최종적으로, 확률 강도 해석을 통해 복합재 압력 용기의 파열 압력 분산 현상이 설명되었고, 복합재 압력 용기의 각 부위별 신뢰도 값이 제시되었다. 양산 중인 복합재 구조물인 경우, 재료 및 제작 공정의 불확실성이 구조물 성능에 미치는 영향이 더욱 커지게 되어 확률 강도 해석을 이용한 구조 설계가 필수적이다.
In this work, two dynamic absorbers are introduced and designed to reduce the vibration of the large-size pressure vessel of a reactor for a petrochemical plant. The vibration modes and harmonic responses of the vessel are firstly analyzed by the finite element method. On the basis of the analyzed results, two dynamic absorbers are designed by a simple design theory. Furthermore, an optimization process is executed and an optimal design of the dynamic absorber is obtained to improve performance and structural safety of the vessel. As a result, the maximum displacement and stress of the vessel is decreased about 85% and 65% respectively, the design criteria being satisfied.
In this work. two dynamic absorbers are introduced and designed to reduce the vibration of the large-size pressure vessel of a reactor for a petrochemical plant. The vibration modes and harmonic responses of the vessel are firstly analyzed by the finite element method. On the basis of the analyzed results, two dynamic absorbers are designed by a simple design theory. Furthermore, an optimization process is executed and an optimal design of the dynamic absorber is obtained to improve performance and structural safety of the vessel. As a result, the maximum displacement and stress of the vessel is decreased about $85\%$ and $65\%$ respectively, the design criteria being satisfied.
본 연구에서는 복합재 압력용기의 성능지수를 최대화하기 위한 적층 설계변수의 영향도 평가 및 최적설계를 수행하였다. 복합재 압력용기의 성능지수에는 용기의 내부체적을 포함한 내압성능 및 경량화 개념이 함축되어 있다. 따라서 성능지수를 최대화하기 위하여 압력용기의 내부체적이 고정되어 있다는 가정 하에 헬리컬 및 후프 층의 두께와 후프 층의 길이, 총 세 가지 변수를 고려하였다. 선정된 변수들의 최적화를 위하여 대체모델의 구축에 필요한 반응표면법이 도입되었고, 변수의 영향도를 평가하기 위한 분산분석이 수행되었다. 최적설계 문제는 내압성능 제약조건 하에 성능지수를 최대화하는 문제로 정식화하였다. 도출된 최적화 모델에 대한 추가적인 수치해석을 통해 본 연구의 효용성을 입증하였다.
원자력발전소 압력용기 및 배관은 많은 용접부를 포함하고 있으며 용접부내 결함은 크기, 위치 및 형태에 따라 압력용기 및 배관의 건전성에 커다란 영향을 미친다. 따라서 주요 압력용기와 배관의 용접부에 대해서는 가동 전 중 검사시 초음파 탐상시험을 실시하여 그 건전성을 확인하고 있다. 초음파 결함 신호로부터의 결함 분류는 비파괴 평가에 있어 매우 중요하며 초음파 형상 인식 방법이 적당하다. 본 논문에서는 탄소강 압력용기 용접부에 내재하는 결함으로부터 얻어진 초음파 결함 신호의 형상 인식을 위한 절차로써 데이터 수집, 특징 추출, 특징 선택 및 결함 분류를 하였으며, 결함 분류에 있어 결함의 종류를 크게 선형(linear)과 체적(volumetric)의 두 종류로 분류함에 있어 퍼지이론을 적용하여 퍼지이론을 적용한 초음파 형상 인식 기법의 가능성 및 효율성을 제시하였고 그 결과 기존의 분류기(classifier)들에 비해 보다 우수한 결과를 얻을 수 있었다.
The chemistry factor and RTPTS margin for domestic reactor pressure vessel materials were analyzed by using the surveillance data which have been obtained from 8 nuclear power plants in Korea. The surveillance data have been used to assess the integrity of the pressure vessel under the pressurized thermal shock (PTS) event. The chemistry factor, which is determined by the Cu and Ni contents of vessel materials, is considered a proper tool to assess the $RT_{PTS}$. The chemistry factors, which were obtained from the surveillance data of domestic reactor pressure vessels, were investigated and compared with those of Regulatory Guide 1.99 in this study. Regressions for ${\Delta}RT_{NDT}$ were performed to expect the chemistry factor as a function of Cu and Ni, and to estimate $RT_{PTS}$ margin. The margin analysis was performed by comparing the regression graphs and standard deviations with those of Regulatory Guide 1.99. The standard deviations calculated by using the domestic surveillance data for base metal and welds are almost same as the standard deviations which are suggested on Regulatory Guide 1.99, Rev.2.
수십 msec의 단시간에 큰 추력을 발생시키는 임펄스모타의 무게를 가볍게 하기 위하여 금속재와 복합재를 조합하여 수만 psia의 초고압을 지탱하는 압력용기의 설계이론을 개발하였고, 탄소성 구조해석을 통하여 이론식의 타당성을 입증하였다. 임펄스모타의 연소관을 이론식으로 설계하고 제작하여 유압시험과 지상연소시험을 실시하였다. 실험결과의 파열압력은 설계식과 구조해석 결과로 예측한 값과 유사한 값을 보였다. 본 논문의 설계이론을 통하여 설계단계에서 가볍고도 충분한 안전율을 갖는 고압용기를 간단히 설계할 수 있게 되었다.
최근 국내에서는 월성 1호기 및 고리 1호기를 포함하여 운영 중인 원자력발전소가 노후화함에 따라 원전 해체에 대한 관심이 많이 증대되고 있다. 이와 관련하여 월성 1호기의 계속운전이 최근 결정되었으며, 고리 1호기의 경우 2017년 6월 영구정지하기로 결정되었다. 이에 본 논문에서는 상업용 원자로로서는 국내 최초로 해체가 예정된 고리 1호기에 대해, 원자로 압력용기 자체의 해체로 인해 발생하는 방사성폐기물 최종 처분량을 원자로 압력용기 절단 방법 및 방사성폐기물 처분용기를 고려하여 산정하였다. 처분용기를 고려한 방사성폐기물 처분량을 산정한 결과 원자로 압력용기 몸통 부위보다는 반구 형태의 헤드 부분을 작게 절단할수록 최종 처분량이 감소하는 것으로 예측되었다. 또한 경주 방폐장의 200 L 및 320 L 드럼 처분용 처분용기의 경우 무게 제한으로 인해 적재효율이 좋지 못한 것으로 나타났다.
The Code of Federal Regulations, Title 10, Part 50, Appendix H requires surveillance program for reactor pressure vessel(RPV) that the peak neutron fluence at the end of the design life of the vessel will exceed $1.0E+17n/cm^2$ (E>1.0MeV). 2D/1D Synthesis method based on DORT 3.1 transport calculation code has been widely used to determine fast neutron(E>1.0MeV) fluence exposure to RPV in the beltline region. RAPTOR-M3G(RApid Parallel Transport Of Radiation-Multiple 3D Geometries) performing full 3D transport calculation was developed by Westinghouse and KRIST(Korea Reactor Integrity Surveillance Technology) and applied for the evaluations of In-Vessel and Ex-Vessel neutron dosimetry. The reaction rates from measurement and calculation were compared and the results show good agreements each other.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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