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PGSFR 소듐냉각고속로 원자로용기 설계 및 구조건전성 평가
Structural design and integrity evaluations for reactor vessel of PGSFR sodium-cooled fast reactor 원문보기

한국압력기기공학회 논문집 = Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping, v.12 no.1, 2016년, pp.70 - 77  

구경회 (한국원자력연구원) ,  김성균 (한국원자력연구원)

Abstract ▼ AI-Helper 아이콘AI-Helper

In this paper, the structural design and integrity evaluations for a reactor vessel of PGSFR sodium-cooled fast reactor(150MWe) are carried out in compliance with ASME BPV III, Division 5 Subsection HB. The reactor vessel is designed with a direct contact of primary sodium coolant to its inner surfa...

주제어

#소듐냉각고속로   #원자로용기   #구조건전성   #크립 손상   #크립-피로  

AI 본문요약
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문제 정의

  • 본 논문에서는 60년 설계수명 동안 발생되는 PGSFR 기동 및 정지 운전조건에 대해 원자로용기의과도 온도분포해석을 수행하고 ASME 기술기준에 따른 고온구조건전성 평가결과를 제시하였다.
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질의응답

핵심어 질문 논문에서 추출한 답변
PGSFR 원자로용기 설계에 적용되는 설계기준은? PGSFR 원자로용기 설계에 대한 구조건전성 평가는 시간의존성 손상인 크립을 비롯하여 이를 고려한 일차응력과 변형률 제한에 대한 기술기준이 요구되며 이를 위해 ASME BPV, Section III, Division 5의 고온원자로 설계기준을 적용한다. (2)
대부분 소듐냉각고속로의 운전온도와 압력은? 대부분의 소듐냉각고속로의 운전온도는 500˚C 이상의 고온에서 운전되며 운전압력은 대기압 수준으로 낮다. 이러한 높은 운전온도 조건은 원자로용기에 있어서 심각한 시간의존성 크립손상을 야기할 수있기 때문에 정상운전 시에 열응력을 최소화하는 설계가 요구된다.
소듐냉각고속로의 높은 운전온도에 따른 문제점은? 대부분의 소듐냉각고속로의 운전온도는 500˚C 이상의 고온에서 운전되며 운전압력은 대기압 수준으로 낮다. 이러한 높은 운전온도 조건은 원자로용기에 있어서 심각한 시간의존성 크립손상을 야기할 수있기 때문에 정상운전 시에 열응력을 최소화하는 설계가 요구된다. 이를 위해 대부분의 소듐냉각고속로 원자로용기는 5cm 이하의 박막두께를 갖도록 설계된다.
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참고문헌 (4)

  1. Yeong-il Kim, Jinwook Chang, Yong-Bum Lee, Chan-Bock Lee, Dohee Hahn, 2013, "Status of SFR Development in Korea," International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles: Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR13), Paris, France. 

  2. ASME Boiler & Pressure Vessel Code Section III Division 5, "Rules for construction of nuclear facility components," 2013ed. 

  3. C. Park, G. Koo, S. Kim, etc., 2015, Heat transfer analysis of upper shielding structure in PGSFR, KAERI/TR-5957/2015, KAERI. 

  4. G.Koo and J.Lee, 2006, "High temperature structural integrity evaluation method and application studies by ASME-NH for the next generation reactor design," Journal of Mechanical Science and Technology, Vol. 20, No. 12. 

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