국내에서 상업운전중인 월성 원자로는 캐나다에서 개발한 CANDU형 원자로로 핵연료를 지지하는 핵연료 압력관이 사용되며, 핵연료 압력관은 원자로의 1차기기로 건전성확보가 매우 중요하다. 가동중 검사시 압력관에서 결함이 검출되면, 지속적인 사용을 위해서 결함의 건전성을 확보하여야하나, 그 평가절차가 매우 복잡하다. 본 연구에서는 핵연료 압력관 평가를 보다 신속하고 효율적으로 수행하기 위한 건전성 평가시스템을 개발하였다. 개발된 평가시스템은 예리한 결함 및 둔한 함에 대한 평가를 수행할 수 있으며, 피로균열평가, 지체수소균열평가, 불안정파괴평가, 파단전누설평가, 소성붕괴평가모듈을 수록하고 있다. 또한 개발된 시스템을 검증하기 위하여 캐나다 ECL에서 제시한 평가결과와 비교함으로서 본 시스템의 효용성을 검증하였다.
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.
복합재 연소관의 구조적 건전성 평가 방법을 개발하기 위하여 표준 평가용 시편의 수압 시험 중, 연소관으로부터 방출되는 음향방출(acoustic emission: AE) 신호를 측정 장비를 이용하여 신호 처리함으로써 시편이 파괴되기 전, 대략적인 시편의 파열 위치 및 일정 압력 유지상태에서 hit rate 양상에 의한 건전성 평가 방법을 제시하였다. 데이터의 분석 기법 향상을 위하여 음향방출 데이터를 시간 및 센서별로 분류하는 프로그램을 개발하였다. 수압 시험을 낮은 압력 단계부터 높은 압력 단계까지 일정 압력 유지 상태(load-hold)에서 발생한 hit 수와 1분간 유지한 후 발생되는 hit rate(hit/sec)의 값의 크고 작음이 복합재 압력 용기의 결함수의 증감으로 나타났으며, 이로부터 복합재 압력 용기의 파열 압력과의 상관관계 및 건전성을 예측할 수 있었다. 복합재 압력 용기의 파열 위치는 energy rate(energy/sec) 측정값을 분석하여 예측하였으며, 파열 압력의 30∼50%에서 가능하였다.
액체금속로 계통의 중간열교환기 (IHX) 설계 및 해석을 위한 방법론을 개발하기 위한 일차적인 작업으로 일반적인 관-통형 열교환기의 통측 압력 손실에 대한 연구를 수행하여 통측의 유동 특성을 조사하고 이러한 특성을 바탕으로 압력 손실 분석모형 전산 코트 ASTEEPL 을 개발하여 측정자료와 비교한 결과 그 분석결과가 잘 일치하였으며 개발된 분석 모형을 이용하여 관-통형 열교환기 설계 인자와 압력 손실 및 교환기내의 유량간의 관계를 분석 하였다.
본 연구에서는 수소화물의 파괴가 일어나는 조건과 수소화물의 파괴가 압력관 재료의 파괴인성에 미치는 영향에 대하여 알아보았다. 사용된 재료들은 상용 캐나다 압력관 재료와 러시아에서 개발된 E635, El25라는 재료로서 균열진전방향이 압력관의 축방향을 향하도록 CT 시편을 제작하여 파괴시험을 하였다 상온에서 파괴인성은 캐나다 압력관재료, El25, E635의 순서로 크게 나왔다. 100ppm의 수소를 장입한 경우 상온에서의 파괴인성은 크게 감소하여 세 재료들 모두 비슷한 평평한 J-R 커브를 보였으며, 캐나다 재료와 E63S의 파면에서 관찰되는 fissure의 간격은 150~200$\mu\textrm{m}$로 수소화물의 간격과 비슷하였으며 tunnelling 현상이 일어났다. El2S는 불규칙한 짧은 fissure들이 관찰되었다. 20$0^{\circ}C$에서는 수소화물의 파괴에 의한 fissure들이 관찰되지 않았으며 수소화물이 파괴인성에 영향을 미치지 않는 것으로 나타났다. El25는 상온과 20$0^{\circ}C$에서의 J-R커브가 비슷하게 나타났다.
원자로 입구노즐에서 원자로 냉각재 펌프에 의한 맥동압력 준위를 원자로 하향통로와 저온 관을 상관시켜 예측하는 방법에 관하여 분석하였다. 원자로 하향통로에서의 맥동압력은 원자로 내부구조물의 건전성 평가에 쓰이는 중요한 인자로 이 값을 정확히 구하기 위해서는 경계조건인 입구노즐에서의 맥동압력을 정확히 예측해야 한다. 이를 위해 원자로 하향통로와 저온관을 상관시켜 원자로 입구노즐에서의 펌프에 의한 맥동압력 준위를 계산하였으며 Palo Verde Unit 1의 실험치와 비교 분석하였다. 분석 결과, 제시된 맥동압력 준위 예측모델은 500℉의 경우 비교적 잘 일치하였으나, 565℉의 경우 상당한 차이가 있었으므로 추가적인 검토 및 수정 작업이 요구된다.
중수로 압력관이 주위를 둘러싸고 있는 칼란드리아관과 접촉될 경우, 압력관의 내면과 외면의 온도차로 인하여 수소(중수소)의 열 확산이 발생하며 결과적으로 압력관 외면에 수소화물 블리스터가 형성된다. 수소화물 블리스터는 음향학적으로 지르코늄 매질과 연속성을 가지기 때문에 일반적인 초음파 검사법으로는 탐지하기가 어렵다. 지르코늄 압력관 외면에 발생한 작은 수소화물 블리스터를 압력관 내면에서 탐지하기 위하여 초음파 모드 변환 및 속도비 방법을 개발하였다. 정적인 열확산 실험 장치를 사용하여 압력관 외면에 수소화물 블리스터를 성장시켰다. 종파 에코의 비행시간과 모드 변환된 반사 횡파 에코의 비행시간을 측정하여 종파 대 횡파 속도비를 계산하였으며 이를 속도비를 수정된 등고선 표현 방식으로 나타냈다. 초음파 속도비 방법이 일반적인 종파 비행시간방법보다 수소화물 블리스터 탐지 감도가 우수하며 블리스터 형상화 측면에서도 실제 형상과 유사하게 재현하고 있음을 알 수 있었다. 또한 중수로 압력관 초음파 검사사양과 동일하게 최적화 조건에서 수소화물 블리스터 탐지한계는 보수적인 관점에서 압력관 외면에 나타나는 크기를 기준으로 약 $500{\mu}m$로 평가되었다.
추진기관 연소관 제작시 발생하는 결함등에는 주로 표면결함의 형태의 것이 많은데 연소관 설계시 이러한 결함들의 영향을 고려하는 것이 구조물의 안정성에 있어 중요한 요소가 된다. 따라서 본 논문에서는 연소관에 발생할수 있는 결함들에 대한 파단하중 및 파단압력에 대한 탄성 및 탄소성해석을 통하여 파괴 매개변수인 J적분을 유한요소 프로그램인 ABAQUS를 이용하여 3차원 비선형해석을 수행하여 5가지의 균열모델을 사용하여 평판, 양단개방 압력용기(open tube) 및 양단막힘 압력용기 (closed tube)의 파단하중하에서의 J적분의 영향을 분석하였다. 평판 결함시편의 J적분으로부터 압력용기의 손상허용설계를 할 수 있는 방안을 조사 하였으며 추진기관 연소관에 적용하여 발생가능한 크기의 결함에 대한 안정성을 조사한결과 충분한 안정성을 확보하고 있음을 알수 있었다.
물 냉각기의 응축기와 증발기의 형상(길이, 관 직경, 관수, 통로 수)은 설비비용에 관련된 열전달 면적과 운전비용에 관련된 압력강하와의 조화로 결정될 수 있다. 물 냉각기 (냉동사이클)의 쉘-관 형상의 열교환기(응축기와 증발기)의 관 내부로 물이 통과할 때, 주어진 냉각부하와 요구조건을 만족하면서, 물 압력강하가 작은 설계조건에 초점을 맞추었다. 상업용 강화튜브의 사용과 상용 소프트웨어를 사용한 해석결과의 검증으로 실용성과 신뢰성 확보를 도모하였다. 해석결과, 관 통로 수를 적게, 관 직경을 크게, 관 수를 많게 선정하면, 관 길이를 짧게 하므로 물측 압력강하를 줄일 수 있었다. 그러나, 관수가 특정값보다 많을 때는 오히려 작은 관 직경을 사용하는 것이, 내부열저항의 감소로 인한 단위 길이 당 총열저항 감소 때문에, 관 길이를 짧게 하여 설비비용을 줄일 수 있었다.
고분자 물질의 신장점도를 측정하기 위하여 설계된 수렴관을 지나는 시험 유체 M1 에대하여 유한요소방법으로 수치모사를 수행하였다. 구성방정식은 세 개의 이완시간을 가진 적분형 K-BKZ모형을 사용하였다. 신장변형이 지배적이고 변형속도가 매우 큰 흐름에 대하 여 실험적 방법으로 측정이 가능한 범위까지 수치모사를 수행하였다. 두 개의 압력 측정꼬 지 사이의 벽면 압력차에 대하여 압력 신호로 측정한 실험값을 수치모사결과와 비교하였다. 걷보기 전단속도가 매우 큰 1300s-1에 이르는 높은 유속의 전 실험범위에 대하여 안정된 수 치해를 얻을수 있었다. 3$0^{\circ}C$에서는 모든 실험범위의 유속에서 압력차에 대한 수치모사 결과 가 실험값과 잘일치했다. 21$^{\circ}C$에서는 0.1$\times$10-3m3/s보다 낮은 유속범위에서 실험값과 일치하 는 결과를 얻었으나 그보다 높은 유속에서 실험값과 일치하는 결과를 얻었으나 그보다 높은 유속에서 실험값과 다른 경향의 결과를 얻었다. 이것은 낮은 온도 높은 유속 조건에서 M1 유체의 성질이 불안정하고 또한 그러한 조건의 실험에서 발생한 압력 측정꼭지 부근의 기포 들이 정확한 압력측정에 영향을 끼쳤기 때문이다. 수치모사 결과로부터 얻은 압력과 응력분 포로부터 수렴관 유변측정기의 유동특성을 밝힐수 있었다. 이는 실험적 방법을 통해서는 얻 기 어려운 결과들로서 중요한의미를 가진다. 특별한 모양을 갖도록 설계된 수렴관을 통과하 는 M1 유체가 중심부근에서 일정한 신장변형속도로 변형됨을 확인할 수 있었으며 수직응력 은 지수적으로 증가하다가 축소부분을 지난 후 매우 장점도를 얻기 위하여 신장변형속도가 일정한 구역이 두 배로 확장된 수렴관이 수치적으로 다루어졌고 이를 통하여 기존의 수렴관 에서 구한 값보다 큰 신장점도를 얻을 수 있었다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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