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중대사고 조건하의 원자로용기 크리프 거동 민감도 분석 연구
Sensitivity Study on Creep Behaviors of RPV under Severe Accident conditions 원문보기

한국압력기기공학회 논문집 = Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping, v.13 no.1, 2017년, pp.61 - 68  

김태현 (경희대학교 원자력공학과) ,  장윤석 (경희대학교 원자력공학과) ,  김민철 (한국원자력연구원) ,  이봉상 (한국원자력연구원)

Abstract AI-Helper 아이콘AI-Helper

Reactor pressure vessel (RPV) under severe accident conditions accompanied by core melting is exposed to direct high-temperature thermal loads. Understanding the creep behavior of the material is one of the most important factors for evaluating the structural integrity at these conditions. While dam...

주제어

AI 본문요약
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문제 정의

  • 크리프 거동을 모사하기 위한 모델은 일반적으로 금속 크리프에 대해서 Bailey-Norton 멱급수로 적용되었으나, 3차 크리프 고려 여부에 따른 차이와 시간 및 변형률 경화 모델의 차이에 따라 상이한 결과가 발생할 수 있다. 따라서 본 연구에서는 국내 원전의 대표적인 재료인 SA508 Gr. 3 탄소강의 인장 및 크리프 데이터를 확보하고 원자로용기 하부헤드를 대상으로 유한요소해석과 손상평가를 이용한 중대사고 조건 하의 건전성 평가를 수행하였으며, 경화 모델과 크리프 구성방정식이 재료의 크리프 거동에 미치는 영향을 고찰하였다.
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질의응답

핵심어 질문 논문에서 추출한 답변
원자로용기의 기계적 거동파악이 중요한 이유는 무엇인가? 노심용융을 동반하는 중대사고 시 고온의 노심융물에 의한 원자로용기의 실질적인 파손 가능성은 일련의 원전 사고들을 통해 확인된 바 있다. 중대사고 조건 하에서 원자로용기는 내벽에서의 높은 온도 및 하중과 외벽에서의 상대적으로 낮은 온도에 의한 응력 및 소성 변형이 유발되어 파손에 이를 수 있으며, 이에 따라 원자로용기의 기계적 거동을 파악하는 것은 중대사고 평가와 완화대책 수립을 위해 매우 중요하다. 기존의 원자로용기에 대한 건전성 평가 연구는 보수적인 관점에서 용기벽 내외부의 열유속을 비교하는 등 열수력 관점에서의 연구에 집중되어 있었으며, 재료 관점에서의 연구는 큰 규모의 실험이 동반된 U.
OECD Lower Head Failure프로그램의 목적은 무엇인가? NRC에서는 원자로용기 하부헤드에 대한 고온 파손 실험인 LHF (Lower Head Failure) 실험을 통해 파손 형상, 시간, 크기 등의 특징 분석을 위한 연구를 수행하였다(2). OECD/NEA에서는 U.S.NRC에서 수행된 LHF 프로그램 이후의 불확실성 해결을 위한 목적으로 축소 모형 실험과 코드 계산 등을 동반한 OLHF (OECD Lower Head Failure) 프로그램을 수행하였다(3).
크리프 거동의 시작 조건은 어떠한가? 고온의 구조건전성 평가를 위해서는 특히 재료의 크리프 거동을 파악하는 것이 매우 중요하다. 일반적으로 재료 용융점의 약 40% 정도의 온도에서 시작되는 크리프는 특히 고온 조건에서 재료의 소성 변형에 큰 영향을 미치므로 중대사고 시의 원전 구조물에 대한 건전성 평가는 크리프 거동을 고려한 유한요소해석과 파손 기준에 따른 손상평가를 통해 수행되어 왔다.
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참고문헌 (8)

  1. U. S. Department of Energy, "In-Vessel Coolability and Retention of a Core Melt", DOE/ID-10460, 1993. 

  2. U.S.NRC, "Lower Head Failure Experiments and Analyses", NUREG/CR-5582, 1999. 

  3. OECD/NEA, OECD Lower head failure project final report, Vol. 1 - integral experiments and material characterization, 2002. 

  4. ABAQUS User's Manual, Ver.6-14, Dassault Systems, 2015. 

  5. T. H. Kim, S. H. Kim and Y. S. Chang, "Structural Assessment of Reactor Pressure Vessel under Multi-Layered Corium Formation Conditions", Nuclear Engineering and Technology, 47, 351-361, 2015. 

  6. Core (MELCOR) Package Reference Manual, NUREG/CR-6119, Rev. 2, 2001. 

  7. L. J. Xie, X. Ren, M. X. Shen and L. Q. Tu, "Parameter correlation of high-temperature creep constitutive equation for RPV metallic materials, Journal of Nuclear Materials, 465, 196-203, 2015. 

  8. H. Altenbach, K. Naumenko, "Modeling of creep for structural analysis", Springer, 2006. 

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