• 제목/요약/키워드: 원자로 압력 용기

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원자력발전소 주요부품 구조재료의 파괴 저항성 및 건전성 (Fracture Resistance and Integrity of Structural Materials for Major Nuclear Reactor Components)

  • 홍준화
    • 기계저널
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    • 제35권6호
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    • pp.481-494
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    • 1995

  • 원자로 압력용기 및 주 배관등 원자력발전소 주요부품 구조재료에서의 파괴저항성 및 건전성 문제를 일부 시험결과 및 평가결과와 함께 살펴보았다. 원자력환경하에서는 중성자 조사에 의한 조사취화 및 고온에서의 장기간 유지에 따른 열취ㅘ로 재료 고유의 파괴저항치가 가동에 따라 매우 감소하고, 이에 따라 부품의 건전성 및 수명이 매우 위협받고 있음을 확인하였다. 현재 가동중인 원자로 10기, 건설중인 8기, 합계 18기로 세계 9위의 원자력발전국이 되며, 대북 경수로 지원과 세계시장 진출을 계획하고 있는 우리나라에서는, 보다 안전한 원자력발전소가 건설되기 위해서, 재료의 균질성 및 파괴인성 개선연구, 조사특성 연구 등을 통해 파괴저항성이 우수한 국산소재를 제작\ulcorner공급하도록 하여야 한다. 또한, 수명기간 동안 고도의 건전성을 유지하면서 운전하고, 나아가 수명연장 운전을 위해서는, 용기 등 주요 부품의 상태(파괴인성치, 결함, 작용 응력)를 정확히 진단, 예측, 평가하여야 하고, 이들이 건전성에 미치는 영향평가와 건전성평가기술 확립을 통한 수명예측기술을 확보하여야 한다(이들은 대부분 파괴역학 시험 침 해석기술에 바 탕을 두고 있다). 국내 산\ulcorner학\ulcorner연 관련자들의 특별한 관심을 촉구하는 바이다.

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가압열충격에 의한 OPR1000 원자로용기의 파손확률 민감도 해석 (Sensitivity Analyses for Failure Probabilities of the OPR1000 Reactor Vessel Under Pressurized Thermal Shock)

  • 오창식;정명조;최영인
    • 한국압력기기공학회 논문집
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    • 제15권2호
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    • pp.40-49
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    • 2019

  • In this paper, failure probabilities of the OPR1000 reactor vessel under pressurized thermal shock (PTS) were estimated using the probabilistic fracture mechanics code, R-PIE. Input variables of initial crack distribution, crack size, copper contents, and upper shelf toughness were selected for the sensitivity analyses. A wide range of the input data were considered. Through-wall cracking frequencies determined by the product of the vessel failure probability and the corresponding occurrence frequency of the transient were also compared to the acceptance criterion. The results showed that transient history had the most significant impact on the vessel failure probability. Moreover, conservative assumptions resulted in extremely high through-wall cracking frequencies.

  • https://doi.org/10.20466/KPVP.2019.15.2.040 인용 PDF KSCI

단열재 조건에 따른 원자로용기 외벽냉각 성능 예비분석 (A Preliminary Assessment on ERVC Performance Depending on Insulation Conditions)

  • 최동현;장윤석
    • 한국압력기기공학회 논문집
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    • 제19권1호
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    • pp.36-43
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    • 2023

  • Lots of researches have been conducted on in-vessel retention (IVR) to prevent or mitigate severe accident in nuclear power plants. Various methodologies were proposed and the external reactor vessel cooling was selected as a part of promising IVR strategy. In this study, the strategy is strengthened by enhancing the natural circulation performance through the adoption of insulation in the reactor cavity. A thermal analysis was carried out based on an assumed accident scenario and its results were used as boundary conditions for subsequent seven flow analysis cases. By comparing the natural circulation performance, effects of annular gaps and insulation shapes on the mass flow rate and flow velocity were quantified. The improvement in cooling performance can be reflected in actual design via detailed assessment.

  • https://doi.org/10.20466/KPVP.202.19.1.036 인용 PDF

감시시험 결과를 이용한 국내원전 압력용기 재료의 Chemistry Factor 및 RTPTS 평가여유도 분석 (Analysis of Chemistry Factor and RTPTS Margin for Domestic Reactor Pressure Vessel Materials by using the Surveillance Data)

  • 이호진;윤지현;최권재;이봉상
    • 한국압력기기공학회 논문집
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    • 제7권3호
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    • pp.15-22
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    • 2011

  • 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.

  • https://doi.org/10.20466/KPVP.2011.7.3.015 인용 PDF

영광 3, 4호기 원자로 유동 모델 시험 (YGN 3 & 4 Reactor Flow Model Test)

  • Lee, Kye-Bock;Im, In-Young;Lee, Byung-Jin;Kuh, Jung-Eui
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • 제23권3호
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    • pp.340-351
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    • 1991

  • l/5.03 축소 원자로 모델을 이용하여 원자력 발전소 영광 3,4호기를 위한 유동시험을 수행하였다. 이 유동 시험의 목적은 ABB-CE사의 System 80과 영광 3,4호기 원자로 크기의 상대적인 차이로 인해 발생하는 원자로 용기내의 수력학적 영향을 평가하는 것이다. 유동 모델은 상사성 원리에 따라 설계하였다. 이 시험에서 얻은 결과는 노심 입구 유량 분포, 노심 출구 압력 분포, 원자로 입구 노즐에서부터 출구 노즐까지 유동로를 따른 부분 구간 및 전체 압력 손실이다. 이 데이터들은 노심의 열적 여유도 분석에 필요한 입력 자료 제공과 해석적 수력설계 방법의 검증에 이용하게 된다.

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