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NTIS 바로가기大韓機械學會論文集. Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers. A. A, v.36 no.10, 2012년, pp.1249 - 1254
박재학 (충북대학교 안전공학과) , 최영환 (한국원자력안전기술원)
원자력발전소의 배관에 대하여 행하는 검사는 배관의 구조건전성에 큰 영향을 미친다. 그러나 검사에는 많은 인력과 비용이 소요되므로 검사의 영향을 평가하여 최적의 검사주기와 검사품질을 결정하는 것이 중요하다. 본 논문에서는 원자력발전소 배관의 파손확률을 평가할 수 있도록 개발된 P-PIE 프로그램을 사용하여 검사의 유무, 검사주기 및 검사품질 등이 배관의 파손확률에 미치는 영향을 살펴보았다. 국내 원전의 배관 데이터를 사용하여 해석하였으며, 피로 및 부식에 의한 균열성장을 고려하였다.
Pipe inspections conducted in nuclear power plants play an important role in ensuring the structural integrity of pipes. Because considerable manpower and expense is required for pipe inspections, it is very important to determine the optimum inspection period and the level of inspection. In this st...
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핵심어 | 질문 | 논문에서 추출한 답변 |
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P-PIE 프로그램은 어떤 프로그램을 기반으로 개발되었는가? | 해석에는 원자력 배관의 피로 및 응력부식균열 성장에 의한 누설, 큰누설(big leak) 및 LOCA(loss of coolant accident) 확률을 구할 수 있도록 개발된 P-PIE 프로그램 (1,2) 이 이용되었다. P-PIE 프로그램은 PRAISE 프로그램 (3) 을 기반으로 하여 개발되었 으며, 박재학 및 박정순 등 (4,5) 은 이 프로그램을 사용하여 배관 파손확률에 미치는 주요 변수에 대하여 살펴보았다. | |
P-PIE 프로그램의 해석과정은? | (1) 초기 균열분포를 가정한다. (2) 가동전 검사로 비파괴검사를 행한 후 발견된 균열은 보수가 행해졌다고 가정하고 초기 균열분포에서 제외시킨다. (3) 시간을 증가시키며 해석을 행한다. 현 해석 단계의 시간을 ti(=ti-1 + ∆t ) 라 하자. 여기서 ∆t 는 시간의 증분이다. (4) ∆t 시간 동안 응력부식에 의하여 생성된 균열을 균열분포에 포함시킨다. (5) 가동중 검사 시간이 ti-1 과 ti 사이가 되면 비파괴검사를 행하고, 균열이 발견되면 해당 균열은 보수가 행해졌다고 가정한다. (6) 균열들에 대한 응력강도계수(stress intensity factor)를 계산한다. 이때 고려되는 응력들은 압력과 굽힘 모멘트 등에 의한 기계적 응력과 열응력, 지진응력, 진동응력 및 잔류 응력 등이다. 이들 응력들은 데이터로 입력되거나 별도의 모듈에서 계산된다. (7) 피로나 응력부식에 의한 균열의 성장량을 구한다. (8) 성장된 균열에 의하여 배관에서 누설 또는 큰누설이 발생되거나 LOCA 가 발생되 었는지 검토한다. (9) 누설 또는 큰누설이 발생되거나 LOCA가 발생된 경우 누설횟수, 큰누설 횟수및 LOCA 횟수에 1 을 더한다. (10) LOCA 가 발생된 경우는 단계 (12)로 가고, 누설이 발생된 경우 누설률이 검출가능 최소 누설률보다 크면 해당 균열은 발견되어 보수가 행해진다고 가정한다. (11) ti > tgiven 의 조건이 만족될 때까지 단계 (3)에서 단계 (10)까지의 해석을 반복하여 행한다. 여기서 tgiven 은 주어진 가동 시간이다. (12) 충분한 시뮬레이션 횟수가 될 때까지 단계 (1)에서 단계 (11)까지의 해석을 반복 하여 행한다. (13) 시뮬레이션 횟수와 누설횟수, 큰누설 횟수 또는 LOCA 횟수로부터 누설확률, 큰누설 확률 및 LOCA 확률을 계산한다. 예를 들어 누설확률은 누설횟수를 시뮬레이션 횟수로 나눈 값이 된다. | |
P-PIE 프로그램은 무엇을 위해 개발되었는가? | 해석에는 원자력 배관의 피로 및 응력부식균열 성장에 의한 누설, 큰누설(big leak) 및 LOCA(loss of coolant accident) 확률을 구할 수 있도록 개발된 P-PIE 프로그램 (1,2) 이 이용되었다. P-PIE 프로그램은 PRAISE 프로그램 (3) 을 기반으로 하여 개발되었 으며, 박재학 및 박정순 등 (4,5) 은 이 프로그램을 사용하여 배관 파손확률에 미치는 주요 변수에 대하여 살펴보았다. |
Park, J. H., Lee, J. B. and Choi, Y. H., 2010, "Development of P-PIE Program for Evaluating Failure Probability of Pipes in Nuclear Power Plants," Journal of the Korean Society of Safety, Vol. 25, No. 6, pp. 1-8.
Park, J. H., Lee, J. B. and Choi, Y. H., 2011, "Analysis of Failure Probabilities of Pipes in Nuclear Power Plants due to Stress Corrosion Cracking," Journal of the Korean Society of Safety, Vol. 26, No. 2, pp. 6-12.
Harris, D. O. and Dedhia, D., 1998, "WinPRAISE 98 : PRAISE Code in Windows," EMT TR-98-4-1.
Park, J.H., Lee, J.B. and Choi, Y.H., 2010, "Effects of Several Factors on the Solution of Failure Probability of Pipes in Nuclear Power Plants," Proceedings of ASME 2010 PVP Conference, July 18-22, 2010, Bellevue, USA.
Park, J. S., Choi, Y. H. and Park, J. H., 2010, "Evaluation of Piping Failure Probability of Reactor Coolant System in Kori Unit 1 Considering Stress Corrosion Cracking," Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping, Vol. 6, No. 1, pp. 43-49.
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