원자로압력용기는 핵연료와 냉각재를 포함하고 있는 주요 기기로써, 정상 가동 시 핵분열로 인한 고온고압의 냉각수를 유지하는 등 안전성 측면에서 가장 중요한 기능을 담당하고 있기 때문에 건전성 확보를 위하여 많은 연구가 진행되고 있다. 더욱이 발전소의 가동연수가 증가함에 따라 재료적 측면에서의 원자로압력용기는 지속적인 중성자 조사로 인하여 강도와 경도가 증가하고, ...
원자로압력용기는 핵연료와 냉각재를 포함하고 있는 주요 기기로써, 정상 가동 시 핵분열로 인한 고온고압의 냉각수를 유지하는 등 안전성 측면에서 가장 중요한 기능을 담당하고 있기 때문에 건전성 확보를 위하여 많은 연구가 진행되고 있다. 더욱이 발전소의 가동연수가 증가함에 따라 재료적 측면에서의 원자로압력용기는 지속적인 중성자 조사로 인하여 강도와 경도가 증가하고, 연성 및 인성이 감소하는 조사취화 현상이 발생한다. 따라서 조사취화 현상에 대한 원자로압력용기의 구조건전성평가는 필수적이며, 이에 대한 평가로는 가압열충격(PTS; Pressurized Thermal Shock), 압력-온도 제한곡선(Pressure-Temperature limit curve) 및 최대흡수에너지(USE; Upper Shelf Energy) 평가가 있다.
조사취화에 대한 건전성평가를 수행하기 위해서 우선 원자로압력용기 재료의 무연성천이온도(RTNDT; Reference Temperature for Nil Ductility Transition)에 대한 평가가 이루어져야 하는데 이에 대한 절차로서 US NRC(United States Nuclear Regulatory Commission)에서 제정한 10CFR50.61이 있다. 하지만 10CFR50.61의 경우 원자로압력용기에 포함될 수 있는 가장 보수적인 가정들을 취합하여 만든 규정이므로, 더욱 상세하고 정확한 해석을 위해 2010년 기존규정에 대한 대체규정인 10CFR50.61a를 발간하였다.
현재 기존규정을 바탕으로 한 구조건전성평가에 대한 연구는 국내외적으로 활발히 이루어져 있는 반면에 대체규정을 바탕으로 한 구조건전성평가에 대한 연구는 매우 미흡한 실정이다. 특히, 우리나라의 경우 모든 원자력발전소의 원자로압력용기에 대한 구조건전성평가는 기존규정을 바탕으로 이루어져 있고, 이에 대한 연구는 상당히 진행되어져 있지만 대체규정을 바탕으로 한 연구는 수행된 바 없으므로 이에 대한 연구가 필요하다.
본 논문에서는 원자로압력용기 재료의 평가절차인 10CFR50.61과 이에 대한 대체규정인 10CFR50.61a에 대해 분석 및 비교를 수행하였으며, 두 규정에 따른 원자로압력용기 벨트라인 부위에 원주방향 용접부에 대하여 원자로 설계수명말기의 를 구하였고, 이를 바탕으로 가압열충격 평가와 압력-온도 제한곡선 평가를 수행함으로써 각 규정에 따른 결과를 도출 및 비교하였다. 가압열충격 평가 결과, 대체규정에 따른 결과는 심사기준을 만족하였지만 기존규정에 따른 결과는 심사기준을 만족하지 못함을 확인하였다. 또한, 압력-온도 제한곡선 평가 결과, 운전여유도 측면에서 대체규정의 경우가 기존규정보다 더 크게 평가됨을 확인하였다.
원자로압력용기는 핵연료와 냉각재를 포함하고 있는 주요 기기로써, 정상 가동 시 핵분열로 인한 고온고압의 냉각수를 유지하는 등 안전성 측면에서 가장 중요한 기능을 담당하고 있기 때문에 건전성 확보를 위하여 많은 연구가 진행되고 있다. 더욱이 발전소의 가동연수가 증가함에 따라 재료적 측면에서의 원자로압력용기는 지속적인 중성자 조사로 인하여 강도와 경도가 증가하고, 연성 및 인성이 감소하는 조사취화 현상이 발생한다. 따라서 조사취화 현상에 대한 원자로압력용기의 구조건전성평가는 필수적이며, 이에 대한 평가로는 가압열충격(PTS; Pressurized Thermal Shock), 압력-온도 제한곡선(Pressure-Temperature limit curve) 및 최대흡수에너지(USE; Upper Shelf Energy) 평가가 있다.
조사취화에 대한 건전성평가를 수행하기 위해서 우선 원자로압력용기 재료의 무연성천이온도(RTNDT; Reference Temperature for Nil Ductility Transition)에 대한 평가가 이루어져야 하는데 이에 대한 절차로서 US NRC(United States Nuclear Regulatory Commission)에서 제정한 10CFR50.61이 있다. 하지만 10CFR50.61의 경우 원자로압력용기에 포함될 수 있는 가장 보수적인 가정들을 취합하여 만든 규정이므로, 더욱 상세하고 정확한 해석을 위해 2010년 기존규정에 대한 대체규정인 10CFR50.61a를 발간하였다.
현재 기존규정을 바탕으로 한 구조건전성평가에 대한 연구는 국내외적으로 활발히 이루어져 있는 반면에 대체규정을 바탕으로 한 구조건전성평가에 대한 연구는 매우 미흡한 실정이다. 특히, 우리나라의 경우 모든 원자력발전소의 원자로압력용기에 대한 구조건전성평가는 기존규정을 바탕으로 이루어져 있고, 이에 대한 연구는 상당히 진행되어져 있지만 대체규정을 바탕으로 한 연구는 수행된 바 없으므로 이에 대한 연구가 필요하다.
본 논문에서는 원자로압력용기 재료의 평가절차인 10CFR50.61과 이에 대한 대체규정인 10CFR50.61a에 대해 분석 및 비교를 수행하였으며, 두 규정에 따른 원자로압력용기 벨트라인 부위에 원주방향 용접부에 대하여 원자로 설계수명말기의 를 구하였고, 이를 바탕으로 가압열충격 평가와 압력-온도 제한곡선 평가를 수행함으로써 각 규정에 따른 결과를 도출 및 비교하였다. 가압열충격 평가 결과, 대체규정에 따른 결과는 심사기준을 만족하였지만 기존규정에 따른 결과는 심사기준을 만족하지 못함을 확인하였다. 또한, 압력-온도 제한곡선 평가 결과, 운전여유도 측면에서 대체규정의 경우가 기존규정보다 더 크게 평가됨을 확인하였다.
RPV(Reactor Pressure Vessel) is the most important nuclear component which withstands high pressure and temperature, and harsh environments for power generation. In accordance with long-term operation, it is necessary to evaluate irradiation effects since the beltline region materials of the RPV are...
RPV(Reactor Pressure Vessel) is the most important nuclear component which withstands high pressure and temperature, and harsh environments for power generation. In accordance with long-term operation, it is necessary to evaluate irradiation effects since the beltline region materials of the RPV are significantly degraded due to the fast neutron. Therefore, PTS(Pressurized Thermal Shock), P-T (Pressure-Temperature) limit curve and USE(Upper Shelf Energy) evaluations should be conducted by taking into account the irradiation embrittlement. In this paper, PTS and P-T limit curve evaluations were performed except USE evaluation.
In order to perform structural integrity evaluation which is related to irradiation embrittlement, it has been known that this procedure is quite conservative so as to enhance the determination of (Reference Temperature for Nil Ductility Transition) in accordance with 10CFR50.61. In order to improve accuracy of the structural integrity evaluation and reduce the conservatism, US NRC revised fracture toughness requirements as 10CFR50.61a. However, unlike previous studies relating to the initial regulation, structural integrity evaluations based on the alternative regulation are not sufficient.
In the present paper, the 10CFR50.61a and 10CFR50.61 requirements are examined and the values of ART(Adjusted ) of the circumferential weld for a RPV are calculated based on the both regulations for PTS and P-T limit curve evaluations. Also, to demonstrate the validity, the results of this study are compared with reference data.
With regard to the PTS evaluation, the results obtained from the alternative requirements were satisfied with the criterion whereas those obtained from the initial requirements did not meet the criterion. Also, with regard to the P-T limit curve evaluation, operating margin by 10CFR50.61a was greater than that by 10CFR50.61.
RPV(Reactor Pressure Vessel) is the most important nuclear component which withstands high pressure and temperature, and harsh environments for power generation. In accordance with long-term operation, it is necessary to evaluate irradiation effects since the beltline region materials of the RPV are significantly degraded due to the fast neutron. Therefore, PTS(Pressurized Thermal Shock), P-T (Pressure-Temperature) limit curve and USE(Upper Shelf Energy) evaluations should be conducted by taking into account the irradiation embrittlement. In this paper, PTS and P-T limit curve evaluations were performed except USE evaluation.
In order to perform structural integrity evaluation which is related to irradiation embrittlement, it has been known that this procedure is quite conservative so as to enhance the determination of (Reference Temperature for Nil Ductility Transition) in accordance with 10CFR50.61. In order to improve accuracy of the structural integrity evaluation and reduce the conservatism, US NRC revised fracture toughness requirements as 10CFR50.61a. However, unlike previous studies relating to the initial regulation, structural integrity evaluations based on the alternative regulation are not sufficient.
In the present paper, the 10CFR50.61a and 10CFR50.61 requirements are examined and the values of ART(Adjusted ) of the circumferential weld for a RPV are calculated based on the both regulations for PTS and P-T limit curve evaluations. Also, to demonstrate the validity, the results of this study are compared with reference data.
With regard to the PTS evaluation, the results obtained from the alternative requirements were satisfied with the criterion whereas those obtained from the initial requirements did not meet the criterion. Also, with regard to the P-T limit curve evaluation, operating margin by 10CFR50.61a was greater than that by 10CFR50.61.
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