초록 ▼

1. 연구개발목표 및 내용$\circ$ 기계계통 설계기술개발­신개념 원자로 구조개념 개발­원자로 내부구조물 단순화 및 구조 개념 개발­원자로헤드 및 지지구조물 개념 개발­소듐환경 노내구조물 구조손상 감지기술 개발$\circ$기계계통 건전성평가기술개발­고온구조 비탄성거동 평가기술 개발­고온지진 좌굴 해석레체제 개발­노심 출구유동에 대한 상부 구조물 해석체제 개발­노심 동적응답 해석코드 개발2. 연구결과$\circ$기계계통 설계기술개발 : 원자로 구조건전성과 경제성 향상 관점에

1. 연구개발목표 및 내용$\circ$ 기계계통 설계기술개발­신개념 원자로 구조개념 개발­원자로 내부구조물 단순화 및 구조 개념 개발­원자로헤드 및 지지구조물 개념 개발­소듐환경 노내구조물 구조손상 감지기술 개발$\circ$기계계통 건전성평가기술개발­고온구조 비탄성거동 평가기술 개발­고온지진 좌굴 해석레체제 개발­노심 출구유동에 대한 상부 구조물 해석체제 개발­노심 동적응답 해석코드 개발2. 연구결과$\circ$기계계통 설계기술개발 : 원자로 구조건전성과 경제성 향상 관점에서 원자로 내부구조물, 원자로헤드, 배관구조 및 격납구조 등에 대한 설계 개념을 축적된 설계경험을 바탕으로 분석 평가하여 신개념의 KALIMER-600 원자로 구조개념 을 도출하였음.$\circ$기계계통 건전성 평가기술 개발 : 고온 원자로 구조물의 비탄성거동 해석기술을 확보하기 위한 NDNSTA 코드를 개발, 보완하였으며 코드의 신뢰성을 검증하기 위해 고온 크립-피로 구조손상시험을 국내에서 처음으로 수행하여 고온구조물 손상시험평가 기술을 확보하였음. 박막 원자로용기의 좌굴평가를 위한 열좌굴 해석체제를 정립하고 액체금속로 노심 구조건전성 평가를 위해 유체영향을 고려한 수 있는 지진응답 해석코드를 개발하였음,3. 기대효과 및 활용방안$\circ$신개념 원자로 구조개념 개발을 수행하면서 도출된 설계개선 항목은 4단계에서 건전성과 경쟁성을 갖는 KALIMER-600 구조 개념설계에 활용할 것임, 고온구조 비탄성해석코드와 설계지침서(초안)은 원전 구조물의 고온 구조설계 기술향상에 기여할 수 있고 노심지진응답 해석코드는 기존 경수로 지진설계에 적용 가능함.

Abstract ▼

The research items during the fiscal 3 years of Phase 3 of the mechanical design technology development for liquid metal reactor are described. The objective of this project is to develop the design technology for the mechanical system of 600MWe, pool type liquid metal reactor with sodium coolant, a

The research items during the fiscal 3 years of Phase 3 of the mechanical design technology development for liquid metal reactor are described. The objective of this project is to develop the design technology for the mechanical system of 600MWe, pool type liquid metal reactor with sodium coolant, and the structural integrity evaluation technology for mechanical system of the reactor system, structures and equipments.In the design technology development for mechanical structures, the reactor internal structures, reactor head and piping system, reactor containment structures have been studied, and new structural concepts compatible with the new reactor have been proposed. The thermal protection devices of reactor vessel and the refueling system have been conceptually established and the feasibility study for 3-D seismic isolation of reactor building was performed. The structural damage detection technology for reactor internal structures has been studied and its application has been confirmed. In the structural integrity evaluation technology development, the sensitivities of material constants for inelastic analysis codes have been studied and the applicabilities of the developed codes are enhanced. The high temperature creep-fatigue structural behavior test has been conducted so that high temperature structural damage test and evaluation technology were ensured at first in domestic. The high temperature seismic buckling analysis method to evaluate the buckling of reactor′s thin shell structure under the transient thermal load was established. In addition, the core seismic response analysis code reflected the fluid effect of core was developed and its accuracy was confirmed with a scale-down model test.