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비선형 유한요소 해석을 이용한 PWR 격납건물의 내압 취약도 평가
Assessment of the Internal Pressure Fragility of the PWR Containment Building Using a Nonlinear Finite Element Analysis 원문보기

한국전산구조공학회논문집 = Journal of the computational structural engineering institute of Korea, v.27 no.2, 2014년, pp.103 - 111  

함대기 (한국원자력연구원 종합안전평가부) ,  박형규 (한국원자력연구원 종합안전평가부) ,  최인길 (한국원자력연구원 종합안전평가부)

초록
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본 연구에서는 비선형 유한요소 해석 기법을 적용한 격납건물의 내압취약도 평가를 수행하였다. 대상 구조물은 국내 대표적인 가압경수로형 원전 격납건물 중 하나로 하였다. 비선형 극한내압 해석을 위해 대규모 개구부를 고려한 격납건물의 3차원 유한요소 모델을 도출하였다. 재료 특성 및 구조적 성능에 내포된 불확실성을 고려하기 위하여 각 변수들의 변동성에 대한 극한내압 성능의 민감도 해석을 수행하였다. 민감도 해석 결과를 통해 확률론적 내압 취약도 평가를 위한 불확실성 변수 및 분포 특성을 도출하였다. 현재의 텐던 긴장력 상태를 고려하기 위하여 가동 중 검사 보고서에 기록된 텐던 긴장력 값을 중앙값으로 적용하였다. 누설(leak)과 파단(rupture)을 파괴모드로 정의하고, 각각에 대한 극한내압 취약도 평가를 위하여 한계상태를 정의하였다. 각 파괴모드에 대한 대상 격납건물의 내압취약도를 내압 성능 중앙값, 고신뢰도 저파괴확률 성능값, 신뢰도 수준에 따른 취약도 곡선을 통하여 제시하였다. 누설 및 파단 파괴모드에 대한 고신뢰도 저파괴확률값은 각각 0.7991 MPa, 0.8691 MPa로 평가되었다.

Abstract AI-Helper 아이콘AI-Helper

In this study, the probabilistic internal pressure fragility analysis was performed by using the non-linear finite element analysis method. The target structure is one of the containment buildings of typical domestic pressurized water reactors(PWRs). The 3-dimensional finite element model of the con...

주제어

AI 본문요약
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문제 정의

  • 본 연구에서는 국내 가압형수로형(PWR) 원전 격납건물을 대상으로 3차원 비선형 유한요소 모델을 이용하여 내압 취약도 곡선을 도출함으로써 극한내압 하중에 대한 안전성을 확률론적으로 평가하였다. 격납건물의 구조재료 및 성능의 불확실성을 고려하기 위해 다양한 불확실성 인자에 대하여 민감도해석을 수행함으로써 대표 불확실성 인자를 선정하였다.

가설 설정

  • 긴장재의 경우 얇은 강선을 여러 가닥으로 꼬아 만든 구조적 특징으로 인해 명확한 항복 응력이 나타나지 않는 경향이 있다. 가동 중 시험 보고서를 통해 확인한 긴장재의 극한 강도의 80%를 항복 강도로 가정하였으며 상용해석 프로그램 SAP2000 15의 재료물성 생성기능을 이용하여 비례탄성한계, 항복점 등을 포함한 응력-변형률 곡선을 정의하였다. 극한내압하중 저항 성능은 긴장재에 가해지는 초기 응력 및 배치된 긴장재의 개수와 밀접한 연관성이 있다.
  • 극한내압하중 저항 성능은 긴장재에 가해지는 초기 응력 및 배치된 긴장재의 개수와 밀접한 연관성이 있다. 본 연구에서는 가동 중 검사를 통해 얻은 긴장재의 긴장력이 원환 및 수직 방향 별로 균일하게 적용되었다고 가정하였으며 그 내용은 Table 2에 정리하였다.
  • 따라서 극한 내압 취약도 평가에 있어서 고려해야 할 불확실성 인자를 효율적으로 선정하기 위하여 격납건물의 다양한 불확실성 인자에 대한 민감도 해석을 수행하였다. 재료 및 구조 성능의 확률분포 특성에 대한 실측자료 조사 문헌과 기존에 적용되어오던 확률변수 값들을 고려하여 격납건물 극한내압 성능에 상대적으로 큰 영향을 미칠 것으로 예상되는 민감도 영향 인자를 선정하고 그 변동 폭을 가정하였다. 선정된 인자들이 극한내압 성능에 미치는 영향을 비교, 분석하기 위해 모두 4가지 경우의 해석모델을 구축하였으며 Table 3에 그 내용을 정리하여 나타내었다.
  • 콘크리트의 경우 재료의 비균질성과 시공오차, 설계수명 동안의 재료경화에 따른 콘크리트 강도변화율 등이 다른 인자들에 비해 상대적으로 크기 때문에 보다 높은 변동 폭을 가정하였다.
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질의응답

핵심어 질문 논문에서 추출한 답변
원전 격납건물의 안전성은 무엇을 통해 검증될 수 있는가? 원전 격납건물의 안전성은 극한내압성능 평가를 통하여 검증될 수 있기 때문에 이를 위한 연구가 국내외적으로 활발히 진행되어 왔다. 이홍표 등(2009)은 원전 격납건물의 극한내압성능과 파괴거동을 예측하기 위한 전용 해석프로그램을 개발하고 그 성능을 검증하였다.
원자력 발전소 격납건물은 어떠한 역할을 수행하는가? 원자력 발전소 격납건물은 핵반응이 일어나는 원자로에서 중대사고 발생 시 방사능 물질의 외부로 누출을 방지할 수 있는 최종 차폐벽 역할을 수행한다. 1986년 체르노빌 원자력 발전소 사고, 2011년 동일본 대지진으로 인한 후쿠시마 제1원자력 발전소 사고로 알 수 있듯이 방사능 누출사고는 막대한 피해로 인한 복구비용과 시간을 필요로 한다.
본 연구에서 각 파괴모드에 따른 고신뢰도 저파괴확률 성능은 어떠하였는가? 각 파괴모드에 따라 신뢰도 수준 별 취약도 곡선을 도출하고 HCLPF 성능을 제시하였다. HCLPF 성능은 Leak 파괴모드의 경우 0.7991MPa, Rupture 파괴모드의 경우 약 0.8619MPa로 각각 평가되었으며, 이로부터 대상 격납건물은 HCLPF 성능으로도 설계내압 대비 약 2배 이상의 극한내압성능 여유도를 가지고 있음을 결론으로 도출하였다.
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참고문헌 (17)

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  14. OECD/NEA. (2005) CSNI International Standard Problem No.48 Containment Capacity, OECD/NEA Report, NEA/CSNI/R(2005)5. 

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  17. U.S. NRC. (2010) STANDARD REVIEW PLAN 3.8.1-Revision 3, NUREG-0800, U.S Nuclear Regulatory Commission, USA. 

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