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논문 기본 정보
- 자료유형
- 학위논문
- 저자정보
- 지도교수
- 장윤석
- 발행연도
- 2017
- 저작권
- 경희대학교 논문은 저작권에 의해 보호받습니다.
이용수3
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TMI-2, Chernobyl 및 Fukushima 원전사고는 노심용융을 동반하고 원자로 압력용기의 손상까지 발생했던 대표적인 중대사고이다. 이러한 중대사고 시 생성되는 고온의 노심용융물은 원자로 압력용기 하부 헤드에 적층되고 내부의 밀도 차에 의해 층상구조를 이루어 재배치되며, 특히 원자로 압력용기 하부 헤드 측면부는 용융물 층의 열수력적 거동에 따른 포커싱 효과(Focusing Effect)에 의해 재료의 용융점을 상회하는 열 하중에 노출되어 있다. 일반적으로 재료의 파손은 탄성 및 소성변형을 통해 발생하게 되며, 용융점의 약 40% 이상 고온 조건에서는 한계 하중 이하라 할지라도 크리프가 발생하게 되고 이에 따라 상당한 크리프 변형이 발생하는 것으로 알려져 있다.
중대사고 조건에서의 원자로 압력용기의 건전성을 평가하기 위한 기존의 연구는 내외부의 열유속 비교 및 임계열유속(CHF; Critical Heat Flux) 계산 등 주로 열수력적 관점에서 수행되어 왔으며, 실질적인 재료의 건전성 관점에서의 연구는 고온 재료물성 측정이나 중대사고의 현상학적 규명을 위한 축소 모형 실험 등에 국한되어 수행되어 왔다. 반면, 최근 국내에서는 규제기관을 중심으로 중대사고 시 원자로 압력용기의 건전성 확보를 위하여 외벽침수냉각(ERVC; External Reactor Vessel Cooling) 등과 같은 중대사고 대처 전략의 도입 및 타당성을 논의 중에 있어, 실제 재료의 파손을 예측하고 구조적 건전성을 평가하는 연구가 필요성이 증대되었다.
중대사고와 같은 고온 조건에서 고려되어야 할 재료의 크리프 물성은 측정에 다수의 크리프 실험이 요구될 뿐만 아니라 고온 조건의 경우 실험 자체가 어려운 등의 시간 및 경제적 제약이 동반되고, 실질적인 파손 예측을 위한 크리프 모델 역시 상당한 민감도 분석이 요구되는 어려움이 있다. 따라서 본 논문에서는 중대사고 조건하의 원자로 압력용기 고온 파손거동 평가를 위해 먼저 기존에 수행된 OECD/NEA의 원자로 압력용기 하부 헤드 파손 실험(OLHF; OECD/NEA Lower Head Failure)을 대상으로 크리프 평가모델을 활용한 유한요소해석과의 비교를 통해 그 타당성을 검증하였다. 이어 국내 표준 가압경수로형 원전에의 적용을 위하여 재료의 기존 인장 및 크리프 물성을 수집 및 분석하였으며, 고온 크리프 물성을 고려한 최적의 수치해석 모델을 작성하였다. 또한 라슨-밀러 파라미터(LMP; Larson-Miller Parameter)를 이용한 손상평가를 통하여 실질적인 건전성 평가를 수행하였다.
중대사고 조건에서의 원자로 압력용기의 건전성을 평가하기 위한 기존의 연구는 내외부의 열유속 비교 및 임계열유속(CHF; Critical Heat Flux) 계산 등 주로 열수력적 관점에서 수행되어 왔으며, 실질적인 재료의 건전성 관점에서의 연구는 고온 재료물성 측정이나 중대사고의 현상학적 규명을 위한 축소 모형 실험 등에 국한되어 수행되어 왔다. 반면, 최근 국내에서는 규제기관을 중심으로 중대사고 시 원자로 압력용기의 건전성 확보를 위하여 외벽침수냉각(ERVC; External Reactor Vessel Cooling) 등과 같은 중대사고 대처 전략의 도입 및 타당성을 논의 중에 있어, 실제 재료의 파손을 예측하고 구조적 건전성을 평가하는 연구가 필요성이 증대되었다.
중대사고와 같은 고온 조건에서 고려되어야 할 재료의 크리프 물성은 측정에 다수의 크리프 실험이 요구될 뿐만 아니라 고온 조건의 경우 실험 자체가 어려운 등의 시간 및 경제적 제약이 동반되고, 실질적인 파손 예측을 위한 크리프 모델 역시 상당한 민감도 분석이 요구되는 어려움이 있다. 따라서 본 논문에서는 중대사고 조건하의 원자로 압력용기 고온 파손거동 평가를 위해 먼저 기존에 수행된 OECD/NEA의 원자로 압력용기 하부 헤드 파손 실험(OLHF; OECD/NEA Lower Head Failure)을 대상으로 크리프 평가모델을 활용한 유한요소해석과의 비교를 통해 그 타당성을 검증하였다. 이어 국내 표준 가압경수로형 원전에의 적용을 위하여 재료의 기존 인장 및 크리프 물성을 수집 및 분석하였으며, 고온 크리프 물성을 고려한 최적의 수치해석 모델을 작성하였다. 또한 라슨-밀러 파라미터(LMP; Larson-Miller Parameter)를 이용한 손상평가를 통하여 실질적인 건전성 평가를 수행하였다.
목차
요 약 i목 차 iii표 목 차 iv그 림 목 차 v제 1 장 서 론 1제 2 장 국내·외 연구동향 분석 4제 3 장 최적 크리프 평가모델 작성 83.1 크리프 거동 민감도 분석 83.2 크리프 평가모델에 따른 유한요소해석 13제 4 장 크리프 평가모델 검증 234.1 OECD/NEA Lower Head Failure 프로그램 분석 234.2 OECD/NEA Lower Head Failure 검증 해석 26제 5 장 크리프 평가모델 적용 515.1 크리프 파단 실험 데이터 분석 515.2 IVR-ERVC 조건 하의 원자로 압력용기 구조건전성 평가 56제 6 장 결 론 62참 고 문 헌 64Abstract 67
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