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영향계수를 이용한 원자로 압력용기의 운전제한곡선 작성 : 냉각곡선
Construction of the P-T Limit Curve for the Nuclear Reactor Pressure Vessel Using Influence Coefficient Methods : Cooldown Curve 원문보기

大韓機械學會論文集. Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers. A. A, v.26 no.3 = no.198, 2002년, pp.505 - 513  

장창희 (한국전력공사 전력연구원 원자력연구실)

Abstract ▼ AI-Helper 아이콘AI-Helper

During heatup and cooldown of pressurized water reactor, thermal stress was generated in the reactor pressure vessel (RPV) because of the temperature gradient. To prevent potential failure of RPV, pressure was required to be maintained below the P-T limit curves. In this paper, several methods for c...

주제어

#원자로 압력용기   #운전제한곡선   #선형파괴역학   #영향계수   #민감도분석  

AI 본문요약
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  • XI,App. G 의 1998 년도 개정판(2)에서 허용하는 원주 방향 균열의 경우를 가정하였다.
  • XI, App. G 의 K” 곡선과 Code Case N-640(”)에서 허용한 7餃곡선의 두 경우를 가정하였다. 식 (4)와 식 (12)는 두 가지의파괴인성곡선을 식으로 나타낸 것이다.
  • 용접부는 취성이 높고 균열발생의 빈도가 높은 부위로 사고 발생 시 균열의 진전으로 인한 파단 가능성이 가장 높은 부위이다. 균열의 형상은 형상비 (a/Z)가 1/6 인 반타원 형상의 균열로 가정하였고, 클래드가 있는 경우 균열은 클래드부를 관통한 표면균열로 가정하였으며, 그 형상은 Fig. 1과 같다. 운전조건은 원자로 압력용기 내부 냉각자의 운전 압력이 2250psi, 운전 온도가 550 °F인 정상상태를 유지하다가 냉각이 시작되며, 원자로 압력용기 내벽 전체에 걸쳐 냉각재의 압력과 온도가 모두 동일하게 변하는 것으로 가정하였다.
  • 그러나 이 냉각률은 실제 운전조건에 비해 상당히 보수적인 값으로 알려져 있다. 따라서 냉각률은 100 °F/hr 와 50 T/hr 의 두 가지 경 우를 가정하였다.
  • 따라서 클래드부가 없는 경우와 0.125 inch 인 두 가지 경우를 가정하였다.
  • 4 T가 된다. 또한 안전여유 M 은 56 玉로 가정하였다. RTg 는 다음과 같이 정의 된다平
  • 1과 같다. 운전조건은 원자로 압력용기 내부 냉각자의 운전 압력이 2250psi, 운전 온도가 550 °F인 정상상태를 유지하다가 냉각이 시작되며, 원자로 압력용기 내벽 전체에 걸쳐 냉각재의 압력과 온도가 모두 동일하게 변하는 것으로 가정하였다.
  • 이러한 RTndt 의 증가로 인해 파괴인성 이 감소하게 되므로, 파괴인성에 미치는 RTndt 의 영향을 평가하기 위하여 원자로용기 내벽에서의 중성자 조사량 (/;掃이 3xl0, 9 n/cm2 인 경우와 6x10” n/cm2 인 두 가지 경우를 가정하였다. 초기 기준무연성 천이온도, RTmm 는 -10 °F, Cu 및 Ni 의 함량은 각각 0.
  • 이러한 RTndt 의 증가로 인해 파괴인성 이 감소하게 되므로, 파괴인성에 미치는 RTndt 의 영향을 평가하기 위하여 원자로용기 내벽에서의 중성자 조사량 (/;掃이 3xl0, 9 n/cm2 인 경우와 6x10” n/cm2 인 두 가지 경우를 가정하였다. 초기 기준무연성 천이온도, RTmm 는 -10 °F, Cu 및 Ni 의 함량은 각각 0.29 및 0.68 weight %로 가정하였으며, 이 경우 CF 값이 203.4 T가 된다. 또한 안전여유 M 은 56 玉로 가정하였다.
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참고문헌 (15)

  1. USNRC, 1995, 'Fracture Toughness Requirements,' 10CFR50 App. G. 

  2. ASME Boiler and Pressure Vessel Code Sec. XI, 1998, 'Fracture Toughness Criteria for Protection Against Failure,' Appendix G. 

  3. PVRC Ad Hoc Group on Toughness Requrements, 1972, 'PVRC Recommendations on Toughness Requirements for Ferritic Materials,' WRC BULLETIN 175 

  4. ASME Boiler and Pressure Vessel Code Sec. III, 1989, 'Protection Against Nonductile Failure,' Appendix G. 

  5. EPRI, 1993, 'Reactor Coolant System Heatup/Cooldown Curve Calculator,' EPRI TR-102552 

  6. Jang, C. H., 2000, 'The Effect of Reference Flaw Size on P-T Limit Curves for Pressurized Water Reactor,' Proceeding of PVP2000 Conference, July 23-27, Seattle, USA 

  7. 이택진, 최재붕, 김영진, 박윤원, 정명조, 2000, '원자로용기 건전성평가를 위한 RVIES 시스템의 개발,' 대한기계학회논문집 (A) 제 24 권, 제 8 호, pp. 2083-2090 

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  8. ASME Boiler and Pressure Vessel Code Sec. II, 1995, 'Materials,' Part D 

  9. 장창희, 문호림, 정일석, 홍승열, 2001, '개선된 확률론적 파괴역학해석 전산코드개발 : VINTIN,' 한국원자력학회 2001 춘계학술발표회논문집, 2001. 5. 24-25, 제주 

  10. KAERI, 2000, 'The Final Report for the 5-th Surveillance Test of the Reactor Pressure Vessel Material (Capsule P) of Kori Nuclear Power Plant Unit 1,' KAERI-ST-K1-003/00 

  11. Marshall, W., 1982, 'An assessment of the integrity of PWR pressure vessels,' Second Report by a Study Group under the chairmanship of Dr. W. Marshall, UKAEA 

  12. ASME, 1997, ASME Boiler and Pressure Vessel Code Sec. XI, 'Alternative to Reference Flaw Orientation of Appendix G for Circumferential Welds in Reactor Vessel,' Code Case N-588 

  13. ASME, 1999, ASME Boiler and Pressure Vessel Code Sec. XI, 'Alternative Reference Fracture Toughness for Development of P-T Limit Curves,' Code Case N-640 

  14. USNRC, 1996, 'Fracture Toughness Requirements for Protection against Pressurized Thermal Shock Events,' 10 CFR 50 50.61 

  15. USNRC, 1988, 'Radiation Embrittlement of Reactor Vessel Materials,' Regulatory Guide 1.99, Rev. 2 

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