[논문자료]원자로 압력용기 노즐을 고려한 압력-온도 제한곡선 평가 연구

출처: 픽사베이

최근 일본의 후쿠시마 원전 사고와 같이 심각한 사고로 인한 원자력 발전소의 안전성을 고려한 운영에 대한 관심이 높아지고 있다. 원자력 발전소의 작동 수명이전 세계적으로 증가함에 따라 원자력 발전소 재료의 건전성 저하가 발생할 확률이 높아지고 있다. 따라서, 고온-고압 상태에서 원자력 발전소에서의 작동 조건의 구조 건전성을 보장하는 것이 더욱 중요하다.

원자력 발전소의 주요 구성 요소 중 하나인 원자로 압력용기는 중성자 연료와 내부 구조를 포함한다. 중성자 조사로 인해 원자로 압력용기에 재료 열화가 발생한다. 중성자 조사취화로 인해 재료의 무연성 천이온도가 증가하고 파괴인성이 감소한다. 따라서 저온에서 취성 파괴를 방지하기 위해 작동 압력과 온도 한계를 결정하는 것이 매우 중요하다.

원자로 압력용기의 구조 건전성을 보장받기 위해 압력-온도 제한곡선에 맞춰 원자력 발전소의 가동 압력과 온도를 적절하게 조절한다. 최대 냉각속도인 100℉/hr의 압력-온도 제한곡선의 작성 절차는 ASME Sec.XI, App.G에 제시되어 있다. 압력-온도 제한곡선은 파괴인성과 기계적 하중에 의한 응력 확대 계수와 열에 의한 응력 확대 계수을 기반으로 작성한다.

미국 원자력 규제위원회는 원자로 압력용기를 압력-온도 제한곡선으로 평가할 때, Beltline을 대상으로 평가했다. Beltline을 대상으로 평가한 이유는 중성자 조사를 가장 많이 받는 영역이 Beltline이기 때문이다. 그러나 미국 원자력 규제위원회에서 제시한 규제에 따르면 구조적 불연속성으로 인해 안전 운전영역을 고려하여 Nozzle에 대한 압력-온도 제한곡선을 작성하였다. 그러므로 안전성을 강화하기 위해 Nozzle의 구조적 건전성 평가가 중요하다.

본 연구에서는 구조해석 프로그램인 ABAQUS CAE를 활용한 유한요소해석을 통해 응력 확대 계수 결과값을 구하여 Nozzle을 포함한 압력-온도 제한곡선을 작성할 것이다. 그리고 현장에서도 실시간 데이터값으로 압력-온도 제한곡선으로 구조적 건전성을 평가할 수 있도록 Python을 이용한 압력-온도 제한곡선 프로그램을 개발할 예정이다.

 

Recently, the public interest in the safe operation of nuclear power plants (NPPs) is increasing due to severe accidents like Fukushima accident in Japan. As the operating lifetime of NPPs increases worldwide, it is not surprising to encounter material deterioration in NPPs. Therefore, it becomes more important to guarantee the safety of operation conditions in NPPs under high temperature and high pressure. The reactor pressure vessel (RPV), one of the principal components of NPPs, contains the neutron fuel and the internal structure. Material deterioration would be present in the RPV caused by neutron irradiation. Embrittlement of the material yields an increase of nil ductile transition reference temperature and reduces the fracture toughness of the material. Therefore, it is very critical issue to determine operating pressure and temperature limits in order to prevent brittle fracture at low temperature.

To ensure the structural integrity of RPV, pressure-temperature (P-T) limit curves guide the proper combination of operation pressure and temperature. ASME Code Section XI, Appendix G suggests the procedure of generating P-T limit curve with the maximum cooling rate of 100 °F/hr. P-T limit curves are generated based on the relationship between the critical fracture toughness and the stress intensity factors determined by mechanical and thermal loads. They grasp the operating margin of NPPs graphically. Previously, US Nuclear Regulatory Commission admitted the beltline as a representative evaluation region considering neutron irradiation. However, a recent announcement stated that structural discontinuity of the nozzle could weaken the structural integrity of RPV according to Regulatory Issue Summary 2014-11. Therefore, the nozzle should be included as an important evaluation region in order to satisfy the new regulation requirements.

In this study, we create finite element(FE) models for the beltline and outlet nozzle of a RPV and then perform the internal pressure analysis. To verify the proposed FE models and procedure, mechanical stress intensity factors at the crack tip are compared with the suggested values from the code. After this verification, P-T limit curves are generated from 20 °F/hr to 100 °F/hr. Furthermore, more P-T limit curves are added at higher cooling rates above 100 °F/hr in order to investigate safety capability beyond the design standard in the event of accident. Consequently, the safe operating condition for a RPV is widely investigated by each P-T limit curve from 20 °F/hr to 200 °F/hr, resulting in a 2D P-T contour map which would be more intuitive and advanced guidance to the NPP operators.

 

출처: http://www.riss.kr/search/detail/DetailView.do?p_mat_type=be54d9b8bc7cdb09&control_no=4f90affe846b6648ffe0bdc3ef48d419&keyword=%EC%95%95%EB%A0%A5%EC%9A%A9%EA%B8%B0 

 

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