초록

압려관은 핵연료 및 냉각재를 지지하는 1차 압력경계 구조물로서 중수로원전 안정성 및 수명을 결정하는 핵심부품이지만, 운전 중에 중성자 조사취화, 크립 및 조사성장의 제원변화 및 수소취성으로 열화됨에 따라 안전요건인 LBB(leak-before-break)안전마진이 감소하므로 지속적으로 압력관의 열화손상 평가를 수행해야 한다. 아울러,1차 압력경계 중 구조물 중 가동중 열화손상에 의한 구조물 파손으로 방사능이 누출된 사고는 압력관 파손사례 뿐이며, 앞으로도 원전 부품 중 가장 높은 확률의 손상사고를 일으킬수 있는 부품이 압력관이다.

Abstract ▼

Zr-2.5Nb pressure tube are of the primay pressure boundary components limiting the safety and lifietime of heavy water reactors. Because of their contnous degradation in reactors due to embrittlement by hydrogen and neutron irradiation and dimensional changes by creep and irradiation growth, their s

Zr-2.5Nb pressure tube are of the primay pressure boundary components limiting the safety and lifietime of heavy water reactors. Because of their contnous degradation in reactors due to embrittlement by hydrogen and neutron irradiation and dimensional changes by creep and irradiation growth, their safety margin associated with the leak-before-break requirement and the peak power is reduced, requiring the evaluation od their integrity with time

목차 Contents

• 제1장 연구개발과제의 개요 ... 50
• 제2장 국내외 기술개발 현황 ... 52
• 제1절 국외의 기술개발 현황 ... 52
• 제2절 국내의 기술개발 현황 ... 54
• 제3장 연구개발 수행내용 및 결과 ... 56
• 제1절 고 방사능 특성 시험 평가 기술의 고도화 ... 56
• 제2절 월성 압력관의 열화 특성 평가 ... 101
• 제3절 압력관의 열화거동 평가 ... 162
• 제4절 결함 압력관의 건전성 해석/평가 ... 230
• 제5절 중수로 압력관 수소화물 블리스터 평가 ... 301
• 제6절 수소화물 블리스터의 탐지 및 평가를 위한 비파괴검사 ... 441
• 제4장 연구개발 목표의 달성도 및 대외 기여도 ... 456
• 제1절 연구개발 목표 달성도 ... 456
• 제2절 주요 연구 성과 ... 458
• 제3절 관련 분야에의 기여도 ... 478
• 제5장 연구개발 결과의 활용계획 ... 479
• 제6장 참고문헌 ... 480