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가압경수로 원자력 기술 및 원자로 구조설계 원문보기

기계저널 : 大韓機械學會誌, v.51 no.12 = no.374, 2011년, pp.32 - 36  

최택상 (한국전력기술(주) 기계설계그룹) ,  이연주 (한국전력기술(주) 기계설계그룹)

초록
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이 글에서는 국내에서 가동 중인 가압경수로를 중심으로 원자력 기술 및 개발동향에 대해 설명하고, 원자로 구조 설계에 대해 기술하고자 한다.

AI 본문요약
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* AI 자동 식별 결과로 적합하지 않은 문장이 있을 수 있으니, 이용에 유의하시기 바랍니다.

문제 정의

  • 여기서는 우리나라 원자력발전소의 대부분을 차지 하고 있는 가압경수로(PWR: Pressurized Water Reactor)를 중심으로 주요설계 개념 및 특성을 설명하고자 한다.
  • 응력부식균열에 대한 평가 방법의 진화 또는 이를 포함한 전체적인 환경피로에 대한 평가 방법의 보다 엄격한 적용은 물론 장기적인 관점에서 피로에 취약한 부재들에 대한 대책으로 원자력발전소의 설계 단계에서부터 피로감시시스템을 구축하고 있다. 이는 원자로 가동 중에 실제 피로하중을 즉정하고 감시함으로써 원자력발전소의 주요 기기들에 대한 주기적 안전성을 평가하여 구조적 건전성의 유지 여부를 관찰하도록 설계하기 위해서다.(그림 6)

가설 설정

  • 원자력발전소 설계 시에 중요하게 고려해야 하는 하중의 하나가 지진이다. 원전 부지 및 주변 환경 에서 발생할 수 있는 최고치의 지진을 가정하여 이를 견딜 수 있도록 설계한다. 국내 에서는 흙이 아닌 단단한 바 위 바닥까지 땅을 파고 그 위에 견고한 철근과 콘크리 트로 원자력발전소를 건설함으로써 규모 6.
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