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PRO-LOCA를 이용한 원전 배관의 파손확률에 대한 민감도 해석
Sensitivity Analyses of Failure Probability of Pipes in Nuclear Power Plants using PRO-LOCA 원문보기

한국안전학회지 = Journal of the Korean Society of Safety, v.29 no.3, 2014년, pp.136 - 142  

조영기 (충북대학교 안전공학과) ,  김선혜 (한국원자력안전기술원 기계재료평가실) ,  박재학 (충북대학교 안전공학과)

Abstract AI-Helper 아이콘AI-Helper

Recently a new version of PRO-LOCA program was released. Using the program, failure probability of pipes can be evaluated considering fatigue and/or stress corrosion crack growth and the effects of various parameters on the integrity of pipes in nuclear power plants can be evaluated quantitatively. ...

주제어

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문제 정의

  • 를 바탕으로 하여 여러 가지 조건에 변화를 주어 실시하였다. 본 연구에서는 BWR에 대한 해석 결과만 다룰 것이다. 해석에 사용된 컴퓨터의 운영체제는 Window 7 (64bit)이고, 메모리는 4G이다.

가설 설정

  • 5는 피로균열성장에 대하여 제작결함이 관통균열 발생확률과 파단확률에 미치는 영향에 대하여 나타낸 것이다. Table 1과 같이 1/2 평균 결함길이 3 mm 표준편차 0.15 mm, 평균 결함깊이 1.5 mm 표준편차 0.075 mm의 제작결함을 가정하였다. 계산결과 제작결함이 고려된 경우 고려되지 않은 경우 보다 관통균열 발생확률과 파단확률이 높게 나타났으며 제작결함의 개수가 많을수록 관통균열 발생확률과 파단확률은 높게 나타나는 것을 확인하였다.
  • 결과 값은 균열검사를 실시하였을 경우에 대한 것이다. 검사주기는 10년과 20년으로 가정하여 해석을 실시하였다. 10년 주기로 검사하는 것과 비교하여 20년 주기로 검사를 실시할 경우 파단확률이 높게 나타나는 것을 확인하였다.
  • BWR1의 기본 해석 조건은 Table 4와 같다. 결함은 배관의 Alloy 182 용접부에 가정하였다. 균열의 최대 생성 개수는 6개 이며 제작 시 발생한 결함의 개수는 0으로 가정하였다.
  • 결함은 배관의 Alloy 182 용접부에 가정하였다. 균열의 최대 생성 개수는 6개 이며 제작 시 발생한 결함의 개수는 0으로 가정하였다. 배관의 외경은 457.
  • 9는 피로균열성장에 대하여 일차굽힘응력이 관통균열 발생확률과 파단확률에 미치는 영향에 대하여 나타낸 것이다. 일차굽힘응력은 PRO-LOCA 상에서 일정하게 작용한다고 가정된다. 일차굽힘응력이 75 MPa 에서 100 MPa로 증가하였을 때 파단확률은 동일하게 나타났다.
  • 6은 피로균열성장에 대하여 제작결함이 관통균열 발생확률과 파단확률에 미치는 영향에 대하여 나타낸 것이다. 피로균열성장과 같은 제작결함을 가정하였으며, 제작결함이 많을수록 관통균열 발생확률과 파단 확률은 높게 나타나는 것을 확인하였다.
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질의응답

핵심어 질문 논문에서 추출한 답변
확률론적 건전성 평가 방법의 장점은? 확률론적 건전성 평가 방법이란 원전 배관에 영향을 미치는 여러 가지 요인들의 특성을 확률론적으로 분석하여 평가에 적용시키는 방법이다. 이 방법의 장점은 불확실한 변수까지 적용할 수 있기 때문에 기존의 방법보다 여러 가지 변수에 대하여 접근이 용이하고, 결과 또한 정량적으로 평가가 가능하다는 것이다.
확률론적 건전성 평가 방법이란? 이러한 한계를 극복하기 위해 최근 확률론적 건전성 평가 방법이 제시되고 있다. 확률론적 건전성 평가 방법이란 원전 배관에 영향을 미치는 여러 가지 요인들의 특성을 확률론적으로 분석하여 평가에 적용시키는 방법이다. 이 방법의 장점은 불확실한 변수까지 적용할 수 있기 때문에 기존의 방법보다 여러 가지 변수에 대하여 접근이 용이하고, 결과 또한 정량적으로 평가가 가능하다는 것이다.
원전 배관 안전관리에 각별한 주의를 요하는 이유는? 원자력발전소의 안전성이 큰 이슈가 되는 만큼 설비의 구조 건전성을 유지하기 위해 각 부분에 걸쳐 여러 가지 평가가 이루어지고 있다. 특히, 원전 배관의 파손은 방사능 유출과 직결되므로 각별한 주의를 요한다. 이러한 이유로 원전 설계 시 배관의 안전성을 확보하기 위하여 여러 가지 안전장치를 마련하고, 구조적으로도 문제가 되지 않도록 설계하고 있다.
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참고문헌 (10)

  1. D.O. Harris and D. Dedhia, Win-PRAISE 98 : PRAISE Code in Windows, Technical Report TR-98-4-1, Engineering Mechanics Technology, Inc., 1998. 

  2. J. H. Park, J. B. Lee and Y. H. Choi, "Development of a Probabilistic Integrity Assessment Program for Pipes," KSME, Spring Conference, 2009. 

  3. Y. K. Cho and J. H. Park, "Effects of Crack Growth Equations and Leak Rate on Failure Probability of Pipes in Nuclear Power Plants," KSME, Spring conference, 2013. 

  4. S. H. Kim, J. S. Park, J. S. Kim, J. H. Lee, E. S. Yun, J. S. Yang, J. G. Lee, H. S. Park, Y. J. Oh, S. Y. Kang, K. S. Yoon and J. H. Park, "Current Status of an International Co-Operative Research Program, PARTRIDGE (Probabilistic Analysis as a Regulatory Tool for Risk-Informed Decision Guidance)," Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping, Vol. 9, No. 1, 2013. 

  5. PRO-LOCA, 2012, V. 3.7. 

  6. P. Scott, R. Kurth, A. Cox, R. Olson and D. Rudland, PRO-LOCA-GUI user's Guide, BATTELLE, 2009. 

  7. W. Shack and T. F. Kassner, "Review of Environmental Effects on Fatigue Crack Growth of Austenitic Stainless Steels," NUREG/CR-6176, ANL-94/1, 1994. 

  8. L. A. James and D. P. Jones, "Fatigue Crack Growth Correlation for Austenitic Stainless Steels in Air," Proc. Conf. on Predictive Capabilities in Environmentally- Assisted Cracking, R. Rungta, ed., PVP Vol. 99, American Society of Mechanical Engineers, NY, pp. 363-414, 1985. 

  9. W. J. Shack, "Environmentally Assisted Cracking in Light Water Reactors: Semiannual Report, July-December 1999," NUREG/CR.4667 Vol. 29, ANL.00/23, pp. 47-64, 2000. 

  10. Sensitivity Analyses Results PRO-LOCA Version 3.7 November 2012, BATTELLE, 2012. 

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