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파손평가선도를 이용한 압력관 결함의 확률론적 건전성 평가
Application of FAD on Pressure Tube for the Probabilitic Integrity Assessment 원문보기

大韓機械學會論文集. Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers. A. A, v.28 no.3 = no.222, 2004년, pp.289 - 295  

곽상록 (한국철도기술연구원) ,  왕종배 (한국원자력안전기술원) ,  박윤원 (경기대학교 기계공학부) ,  이준성 (한국철도기술연구원, 안전체계연구그룹)

Abstract AI-Helper 아이콘AI-Helper

Pressure tubes are major component of nuclear reactor, but only selected samples are periodically examined due to numerous numbers of tubes. Current in-service inspection result show there is high probability of flaw existence at uninspected pressure tube. Probabilistic analysis is applied in this s...

주제어

AI 본문요약
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문제 정의

  • 전체 압력관중 15%의 압력관에 대한 가동중 검사가 수행된 점을 고려하면, 검사대상에서 제외된 압력관에 존재하는 결함의 건전성평가는 필수적이나 측정자료가 없어 해석을 수행하지 못하고 있다(3) 기존의 건전성 평가법으로는 해석이 어려운 문제점을 해결하기 위해 본 연구에서는 앞서 설명한 확률론적 건전성 평가기법을 이용하고자 하였다. 기존 측정자료의 통계분석을 통해 도출된 확률분포를 활용하여 측정자료가 없는 압력관에 대한 파손확률을 도출하고자 하였다. 또한 확률론적 평가에 타당한 파손기준의 설정을 위해 파손평가 선도를 제시하였다.
  • 수치적분을 통한방법은 확률변수가 2개 이상인 경우적용이 어려우며, 신뢰도 지수를 이용한 방법은 파손확률의 근사값을 구하는 방법으로 계산량은 적으나 가동기간 증가나 재료물성치의 변화를 고려하기 어렵다. 따라서 본 연구에서는 많은 확률변수를 고려하여 가동기간 증가에 따른 파손확률을 예측하기 위해 몬테카를로 시뮬레이션을 이용하여 파손확률을 예측하였다. 몬테카를로 시뮬레이션은 확률변수의 반복적인 추출기법을 이용하여 주어진 조건을 만족하는 비율을 구하는 기법으로 효율적인 반복계산을 위해 코드를 개발하였다.
  • 그러나, 압력관의 건전성평가를 위해 수행된 실험자료를 분석한결과 위의 두 평가조건을 만족하더라도 파손이 발생 할 수 있는 것으로 나타났다. 따라서 현재평가에 사용중인 파손기준에 대한 검토와 압력관의 파손을 보다 정확히 예측할 수 있는 파손 기준을 제시하고자 하였다.
  • 본 논문에서는 압력관의 결함파손기준과 확률론적 건전성평가에 관한 연구로 다음과 같은 결론을 얻었다.
  • 압력관 결함의 확률론적 평가절차 및 평가기법에 대한 선행연구를 바탕으로 본 연구에서는 파손기준과 원자로 냉각운전 횟수에 대해 검토하였다. 해석에는 Monte Carlo 시뮬레이션'®을 사용하여 가동기간에 따른 파손확률을 예측하였으며, 해석시 사용된 자료, 파손기준 등을 다음에 기술하였다.
  • 압력관은 1차 계통의 주요기기 이나 검사장비 및 시간의 제약으로 표본검사를 수행하고 있으며, 국내원전의 경우 검사 압력관 중 45%의 압력관에서 결함이 검출되었다. 전체 압력관중 15%의 압력관에 대한 가동중 검사가 수행된 점을 고려하면, 검사대상에서 제외된 압력관에 존재하는 결함의 건전성평가는 필수적이나 측정자료가 없어 해석을 수행하지 못하고 있다(3) 기존의 건전성 평가법으로는 해석이 어려운 문제점을 해결하기 위해 본 연구에서는 앞서 설명한 확률론적 건전성 평가기법을 이용하고자 하였다. 기존 측정자료의 통계분석을 통해 도출된 확률분포를 활용하여 측정자료가 없는 압력관에 대한 파손확률을 도출하고자 하였다.

가설 설정

  • 계산하였다. 가동중 압력관의 내부반지름 증가량은 년간 0.11mm 로 두께감소량은 년간 0.03mm로 가정하였다. 이 값은 가동중 검사 결과 중 최대값이다.
  • 히용파손확를 결정을 위해서는 파손기준에 적용되는 안전여유를 증가시키면서 파손확률을 계산하여 타당한 허용파손확률을 결정해야 한다. 그러나 압력관에 대한 허용파손확률의 연구는 없는 실정으로 본 연구에서는 결과의 비교를 위한 기준으로 압력관의 허용파손확률을 으로 가정하였다.
  • 1과 2에 나타내었다. 실험에서는 유동응력, 파괴인성치 등의 측정자료가 주어지나, 실제 결함 평가시에는 이들 값이 주어지지 않아 하한값 등을 가정하여 파손평가선도를 적용해야 한다. Fig.
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참고문헌 (17)

  1. Patrick D.T.O'Connor, 1997, Practical Reliability Engineering, John Wiley & Sons, 3rd Edition 

  2. Lee, J.S., Kwak, S.L. and Kim, Y.J., 2001, 'Application of Probabilistic Fracture Mechanics Techanique Using Monte Carlo Simulation,' Journal of KSPE, Vol. 18, No. 10, pp. 154-160. 

  3. Bloom, J.M., 1984, 'Probabilistic Fracture Mechanics-A State of the Art,' ASME Pressure Vessel and Piping, Symposium on advances in probabilistic structural analysis, Vol. 92, pp. 1-19. 

  4. Becher, P.E., Pedersen, A., 1974, 'Application of Statistical Linear Elastic Fracture Mechanics to Pressure Vessel Reliability Analysis,' Nuclear Engineering and Design, Vol. 17. 

  5. Canadian Standards Association, 1994, Periodic Inspection of CANDU Nuclear Power Plant Components,' CSA-N285.4. 

  6. KINS, 1992, 'Preliminary Safety Review Report on Wolsong Unit 2,' KINS /AR-152. 

  7. Kim, Y.J., Kwak, S.L., Lee, J.S.and Park, Y.W., 2003, 'Integrity Evaluation System of CANDU Pressure Tube,' International Journal of KSME, Vol. 17, No. 7, pp. 947-957. 

  8. Park, Y.W., Kang, S.S. and Han, B.S., 2002, 'Structural Integrity Assessment of Pressure Tubes for Wolsong Unit 1 Based on Operational Experiences,' Nuclear Engineering and Design, Vol. 212, pp. 41-48. 

  9. Harrison, R.P., Loosemore, K. and Milne, I., 1976, 'Assessment of the Integrity of Structures Containing Defects,' CEGB report, R/H/R6-Rev.2, Central Electricity Generation Board, United Kingdom. 

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  11. Kiefner, J.F., Maxey, W.A., Eiber, R.J. and Duffy, A.R., 1973, 'Failure Stress Levels of Flaws in Pressurized Cylinders,' ASTM STP 536, pp. 461-481. 

  12. Milne, I. Ainsworth, R, Dowling, A.R. and Stewart, A.T., 1987, 'Assessment of the Integrity of Structures Containing Defects,' CEGB, Report R/H/R6-Rev.3. 

  13. Ruiz Ocejo, J., Gutierrez-Solana, F., Gonzalez-Posada, M.A. and Gorrochategui, I., 1997, 'Failure Assessment Diagram,' Cantabria Univ. Report/SINTAP/UC/05. 

  14. Carter, A.J., 1992, 'A library of limit loads for FRACTURE-TWO,' Nuclear Electric Report TD/SID/REP/0191. 

  15. Zahoor, A., 1991, 'Ductile Fracture Handbook,' Novetech Corp. & EPRI, Vol. Ⅰ,Ⅱ,Ⅲ 

  16. A.M. Law, W.D. Kelton, 1991, Simulation Modeling and Analysis, 2nd Edition. 

  17. Harris, D.O., Dedhia, D.D. and Lu, S.C., 1992, PRAISE:A Probabilistic Fracture Mechanics Computer Code for Piping Reliability Analysis,' NUREG/CR-5864. 

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