• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(2)
• /
• pp.905-910
• /
• 1995

영광 3·4호기 원자로 압력용기에 대한 고속중성자 조사량을 계산하기 위하여 MCNP코드로 3차원 모델링을 하였다. 중성자선원은 출력분포에 의해 핵연료집합제 단위로 하였고 원자로심부터 원자로 압력용기 밖까지 핵분열 반응을 포함한 모든 반응에 대해 중성자를 수송시켰다. 원자로 압력용기 안쪽 면에서의 고속중성자 플루언스는 기존의 연구자와 비교할 때 큰 차이가 있었다. 그러나 이번 연구의 계산방법이 보다 신뢰할 수 있기 때문에 앞으로의 연구를 통하여 기존의 연구방법과 비교하는 것이 필요하다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(1)
• /
• pp.745-750
• /
• 1998

원자로 압력용기 대형 냉각재상실사고에 기인하는 노심용융사고시 노심용융물과 내벽사이의 간극 및 외벽의 열대류계수의 건전성에 대한 영향을 고찰하기 위하여 건전성평가를 수행하였다. 먼저 유한요소해석을 통해 간극 고려 여부와 외벽의 열대류계수 변화에 따른 원자로 압력용기의 온도 및 응력 분포를 결정하였으며, 결정된 온도 및 응력 분포, Larson-Miller 곡선과 손상 법칙을 이용하여 원자로 압력용기의 손상 정도와 파손 시간을 계산하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제27권2호
• /
• pp.248-259
• /
• 1995

고리 3호기 원자로를 대상으로 압력용기에서의 고속중성자 집적량을 계산하였다. 수송계산에는 2차원 각분할 수송코드인 DOT 4.3을 사용하였고 핵단면적 라이브러리는 ENDF /B-II와 ENDF /B-III를 근거로 한 CASK와 ENDF /B-IV를 근거로 한 BUGLE80, 고리고 ENDF /B-Ⅵ를 근거로 한BUGLE93 등이다. 사용한 핵단면적에 따른 압력용기에서의 고속중성자속 분포를 살펴보고 최근에 배포된 BUGLE93 라이브러리의 Dosimeter File을 사용하여 1, 2차 감시시험에서 측정된 중성자 측정시료의 방사능으로부터 계산된 고속중성자속 측정치를 계산된 고속중성자속과 비교하였다. 이 비교를 통하여 압력용기에서의 고속중성자속과 수명기간동안의 고속중성자 집적량을 평가하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1996년도 추계학술발표회논문집(1)
• /
• pp.276-282
• /
• 1996

일체형원자로는 노심, 증기발생기, 가압기, 펌프 등 1차측 주기기들을 하나의 압력용기안에 모두 포함하고 있고, 또 1차측 냉각재가 원자로 안에서만 순환하므로 기존의 분리형원자로에 비해 구조특성상 대용량 원자로 냉각재 상실사고(LBLOCA)의 발생 가능성을 원천적으로 제거할 수 있다. 반면 원자로 냉각재의 보충 등을 위한 소형 배관의 파단 가능성은 역시 존재하므로 소용량 원자로 냉각재 상실 사고(SBLOCA)는 여전히 존재한다. 따라서 현재 한국원자력연구소에서 연구 개발중인 중소규모 전력생산 및 열 활용 목적의 일체형 원자로에는, 원자로 압력용기 외부에 별도의 압력용기(안전용기)를 설치하여 SBLOCA시 원자로 압력용기로부터 방출되는 냉각수를 안전 용기내에 보관하도록 함으로써 사고시 외부로의 방사성 물질 유출 가능성을 획기적으로 줄 일수 있는 설계 개념을 도입하고 있다. 본 논문에서는 안전용기의 설계시 효율적인 냉각방식에 대한 열유체 해석적 접근을 시도하였고, 예비개념설계된 일체형 열병합원자로의 설계상의 특징들 및 안전용기 설계시 앞으로의 연구방향 등도 간략히 소개하였다.

• Composites Research
• /
• 제23권3호
• /
• pp.37-42
• /
• 2010

섬유 방향 강성과 강도는 복합재 압력 용기의 성능과 밀접한 관계를 갖기 때문에, 압력 용기 구조 설계시에 다른 물성들보다 중요 설계 인자가 된다. 즉 복합재 압력 용기의 내압 변형 및 파열 압력은 섬유 물성에 의해 큰 영향을 받는다. 그러므로 정확한 섬유 방향 물성을 측정할 수 있는 기법을 확립하는 것이 복합재 압력 용기 설계 전에 우선되어야 한다. 그러나 복합재 압력용기의 섬유 방향 물성은 제작 공정 변수(와인딩 장비, 작업자, 작업환경 등)와 크기 효과에 의해 큰 영향을 받으므로 기존의 시편 시험 방법으로는 정확한 섬유 방향 물성 측정이 어렵다. 섬유 물성을 측정하는 가장 이상적인 시험 방법은 실물 압력용기 파괴시험이지만 많은 비용이 소요되어, 제품으로부터 다량의 링 시편을 채취, 내압 시험을 할 수 있는 Hoop ring 시험 방법이 제시되었다. Hoop ring 시험과 실물 압력용기의 수압 파괴 시험으로부터 구한 섬유 방향 물성들은 근접된 좋은 일치를 나타내었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(1)
• /
• pp.818-823
• /
• 1998

Three Mile Island Unit-2 (TMI-2)의 사고 후 OECD-NEA 주관의 연구에 의하면 압력용기 하부의 노즐이 국부열점(hot spot) 영역의 경우 거의 압력용기 바닥까지 용융되었음이 조사되었다. [1]. 이러한 재배치된 용융노심의 열속에 의하여 압력용기의 외부와 통하는 penetration tube weld(노즐 용접부)가 파손된다면 내부의 고압상태로 인해 penetration tube ejection 사고 및 이에 따르는 용융노심의 압력용기 외부로의 유출 가능성까지 배제할 수 없을 것이다. 본 연구의 출발점은 중대사고시 이러한 압력 및 열속에 따르는 노즐 용접부의 파손확률을 결정하는데 있다. 크리프 파출시 기존의 해석에서 쓰인 deterministic approach를 개선하여 probabilistic approach를 개발하였다. 또한 기존의 해석에서 쓰인 단순한 안전 여유도(margin-to-failure)의 개념과 비교하여 용접부에서의 파손확률을 계산하였다.

• 대한기계학회논문집A
• /
• 제41권9호
• /
• pp.845-851
• /
• 2017

외경에 홈이 존재하는 자긴가공된 압력용기의 피로 파손은 외경 홈에서의 피로균열 발생과 전파에 의해 발생한다. 자긴가공된 압력용기의 피로수명을 예측하기 위하여 유한요소법을 이용하여 자긴가공에 의한 잔류응력해석을 수행하였으며, 피로시험을 통하여 재료의 피로특성을 구하였다. 압력용기의 수명은 압력용기 외경 홈 모서리에서 응력 및 변형률 집중에 의한 피로균열의 생성수명과 전파수명의 합으로 총 수명이 계산되었다. 본 연구에서 80 % 자긴도의 압력용기가 424 MPa의 반복적인 내압을 받을 때 압력용기의 수명은 2,598 사이클로 예측되었다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1997년도 춘계학술발표회논문집(1)
• /
• pp.119-124
• /
• 1997

원자로 압력용기의 수명연장을 위해 중성자속 조사량을 감소시키려면 여러 가지 방법이 있고, 각 방법의 효율성을 비교 검토하기 위해서는 새로운 노심 해석 방법이 필요하였다. 본 연구에서는 고리 원자력 1 호기 반사체영역에 Radial Reflector를 삽입한 경우에 대해 노달코드를 이용하여 압력용기 표면의 중성자속 분포를 계산하는 방법론을 개발하고, Radial Reflector 설치의 효과를 검토하였다.

• 환경기술인
• /
• 제23권통권235호
• /
• pp.46-47
• /
• 2006

냉매저장용 압력용기를 제작하던중 H-Beam을 압력용기 외부에 사각모양으로 용접후 모서리 부분에 클립(Clip)을 중심에 맞춰 용접작업을 하던중 아래 2곳의 중심을 맞추기 위해 H-Beam이 용이하게 휘어질수 있도록 산소용접기로 가열후 H-Beam에 러그(Lug)를 가용접한 다음 체인블럭으로 당기는 순간 가용접한 러그(Lug)가 파단되면서 재해자쪽으로 비래하여 충돌 사망한 재해임.

• 비파괴검사학회지
• /
• 제17권2호
• /
• pp.114-121
• /
• 1997

가압경수로 원자로 압력용기 비파괴검사를 위해 지금까지 계속 사용하여 온 기존의 고정식 매니플레이터 방식의 원자로 자동초음파검사장비는 최근 급속도로 발전한 전자산업 및 컴퓨터 등으로 인해 기본 설계 개념부터 달리하는 소형.경량화된 수중 이동형 원자로 검사 장비 형태로 바뀌어 가고 있다. 따라서, 본 해설에서는 현재까지 국내외 알려진 각종 소형 원자로 압력용기 자동초음파검사장비 및 고정식 매니플레이터 방식의 원자로 압력용기 자동초음파검사장비를 분석하여 기술하였으며, 현재 국내 원자로 압력용기 용접부검사를 위해 개발중인 RYSIS 장비 및 검사 기술 수준을 진단해보고 앞으로의 방향을 제시하였다.