초록 ▼

원자력발전소의 지속성을 보증하기 위해서는 원자력 계통의 건전성/신뢰성이 담보되어야 함. 원자로 내부구조부품과 원전 2차계통 배관의 신뢰성 검증은 원자력 발전소 건전성 향상과 기술선진화에 직결됨. 원자로 내부구조부품의 중성자 유기 응력부식균열을 실증할 수 있는 시설을 구축하였으며, 구축된 유동가속부식 실증 시험시설을 활용해 다양한 컴포넌트에 의해 형성된 비대칭 유체에 의한 배관감육을 실증하였음. 또한 실증시험과 이를 통해 생산되는 자료에 대해 품질보증체계를 구축하여 자료의 활용성과 신뢰성을 제고하였음. 중성자 조사재 취급이 가능하도록

원자력발전소의 지속성을 보증하기 위해서는 원자력 계통의 건전성/신뢰성이 담보되어야 함. 원자로 내부구조부품과 원전 2차계통 배관의 신뢰성 검증은 원자력 발전소 건전성 향상과 기술선진화에 직결됨. 원자로 내부구조부품의 중성자 유기 응력부식균열을 실증할 수 있는 시설을 구축하였으며, 구축된 유동가속부식 실증 시험시설을 활용해 다양한 컴포넌트에 의해 형성된 비대칭 유체에 의한 배관감육을 실증하였음. 또한 실증시험과 이를 통해 생산되는 자료에 대해 품질보증체계를 구축하여 자료의 활용성과 신뢰성을 제고하였음. 중성자 조사재 취급이 가능하도록 원격 조종기를 구비한 중성자유기 응력부식균열 실증시험장치와 목업 핫셀을 cold lab에 구축하였고, 이를 활용하여 원자로 내부구조물 IASCC 실증시험 절차 및 원격제어 운전절차를 개발하였음. 최대 360℃, 20MPa의 1차 냉각수 고온 고압 환경 및 가속 조건을 구현할 수 있음을 확인하였고, leak free 설계의 안전성을 검증하였음. 미국 미시간대와 기술교류를 통하여 IASCC 실증시험 및 조사재 취급 절차를 개발하였고, 한수원 중앙연구원 및 미국 EPRI와 기술협력을 통하여 중성자 조사재 시편 수급을 위한 국내 해체원전 활용 및 관련 국가연구개발사업을 기획하였음. 오리피스, 엘보우의 배관감육에 대한 영향을 실증하였으며, 오리피스와 엘보우의 복합작용에 의해 비대칭의 최대 감육이 발생함을 확인하였음. 실증시험결과는 한전기술에서 개발한 배관감육관리 프로그램의 예측값과 비교하여 프로그램의 성능검증과 개선필요성을 동시에 확인하였음. 또한 원전 배관의 감육율 예측 신뢰성을 향상시키기 위하여 오리피스와 엘보우에 의한 비대칭 복합 유동을 유한요소 프로그램인 COMSOL과 ANSYS로 해석하여 결과를 비교 분석함. 이를 통해 배관을 이용한 실증시험과 예측의 상이함을 확인하였음. 또한 FAC 배관의 감육을 실시간으로 모니터링할 수 있는 waveguided 고온 UT 측정 시스템을 개발하였고, 이를 상온 UT 측정 결과와 비교하여 개발된 고온 UT 측정 시스템의 신뢰성을 검증하였음. 플렉시블 IDT 기반 레이저 스캐닝 검사 시스템을 개발하였으며 원전 2차계통 배관의 안전성을 향상에 활용될 수 있음. 가동 원전의 배관관리를 위한 머신러닝 기반의 FAC 데이터베이스 구축방법 및 실시간 배관 두께변화율 예측기술을 확보하였음. 향후 4차산업기술 접목을 통한 배관 감육관리 프로그램 성능 고도화, 안전성 증진 및 원전기술 수출에 기여할 수 있을 것으로 기대됨. 원전재료 물성DB 웹사이트를 문서기반 DB 프레임워크와 자바스크립트 기반 최신 웹기술을 이용하여 구축하였음. 이 DB 시스템에 기존 금속 기반 재료물성 시험 결과를 변환하여 입력하였고, 세라믹 기반 재료 물성에 대해서도 추가하였음.

(출처 : 서지정보양식 151p)

Abstract ▼

Safety of operating nuclear power plants is accomplished through integrity and reliability of nuclear systems/structures/components. Verification of reliability for reactor internal structural component and secondary side piping is essential to integrity improvement and advancement in technology of

Safety of operating nuclear power plants is accomplished through integrity and reliability of nuclear systems/structures/components. Verification of reliability for reactor internal structural component and secondary side piping is essential to integrity improvement and advancement in technology of nuclear power plant. There is no facility for irradiation assisted stress corrosion cracking test of reactor internal structural component in Korea. Therefore the facility for integrity test of internal structural component was constructed in this work. Pipe wall thinning phenomena caused by complex fluid was verified and analyzed using FAC test facility. Quality assured data for operation data, performance of structure material were collected simultaneously during the test and then high quality data base can be used to predict material integrity of nuclear component. Material information system was developed for high quality data production and DB set up. IASCC test facility, standard and procedure will be used to design hot cells for IASCC evaluation of baffle former bolts from Kori unit 1 through the newly-launched research project. The IASCC test faclity and hot cells can be utilized to analyze corrosion-derived failures and degradation mechanism of irradiated reactor vessel internals of Korean PWRs. Quality assured FAC data was compared with FAC predicted through ToSPACE of KEPCO E&C.
Collaboration between KAERI and KEPCO E&C will be continued for improvement of pipe management program. Asymmetric complex flow due to orifice and elbow was analyzed with a finite element program(COMSOL, ANSYS). The waveguided high temperature UT measurement system that can monitor the thinning of FAC pipes in real time was developed. Flexible IDT based laser scanning system will be developed for improvement of integrity of secondary side piping in the nuclear power plant. The FAC database construction methodology and real-time pipe wall-thinning rate prediction technology based on machine learning was developed. Nuclear materials property DB website was built using document-based DB framework and the latest web technology based on JavaScript. The existing metal-based material properties were converted in the DB, and ceramic-based materials properties were also added.

(source : BIBLIOGRAPHIC INFORMATION SHEET 152p)

목차 Contents

• 표지 ... 1
• 제 출 문 ... 3
• 보고서 요약서 ... 5
• 요 약 문 ... 7
• SUMMARY ... 13
• CONTENTS ... 20
• 목차 ... 22
• 표목차 ... 24
• 그림목차 ... 25
• 제1장 연구개발 과제의 개요 ... 31
• 제1절 연구개발의 필요성 ... 33
• 제2장 국내외 기술개발 현황 ... 35
• 제3장 연구개발 내용 및 결과 ... 41
• 제1절 원자로내부구조부품 열화실증시험 설비구축 ... 43
• 1-1. 원격기반 원자로 내부구조부품 열화실증시험시설 구축 (cold lab) ... 43
• 1-2. 중성자 조사재 취급 및 확보방안 마련 ... 51
• 1-3. 내부구조부품 열화 실증시험 방법 및 설비 운전 표준 절차 구축 ... 56
• 제2절 비대칭 유체기반 감육 ... 59
• 2-1. 비대칭 복합유체 형성 test section 설계 및 제작 ... 59
• 2-2. 감육인자에 따른 실증시험 (유속, 온도) ... 65
• 2-3. 복합 형상인자 영향 평가 및 해석 ... 73
• 2-4. 고온 UT 설치 및 성능개선 ... 83
• 2-5. 고온 UT 실시간 자료 확보 및 기술 성능검증 ... 90
• 2-6. 레이저 스캐닝 시스템을 이용한 감육 영상화 구현 ... 96
• 제3절 고품질 재료성능평가자료 DB 구축 ... 103
• 3-1. 배관성능 실증시험 및 운전 절차 품질보증 체계 구축 ... 103
• 3-2. 실증시험 실시간 자료 정보화 방법론 수립 ... 118
• 3-3. 재료성능 평가자료의 지식정보화 기반 구축방안 수립 ... 122
• 3-4. 재료성능 평가자료 DB화 방안 마련과 고품질화 체계 ... 127
• 3-5. 원전구조부품 성능평가자료 DB 구축 ... 133
• 제4장 목표 달성도 및 관련분야에의 기여도 ... 137
• 제5장 연구개발결과의 활용계획 ... 141
• 제6장 참고문헌 ... 145
• 서지정보양식 ... 151
• BIBLIOGRAPHIC INFORMATION SHEET ... 152
• 끝페이지 ... 153