캐나다에서 개발된 중수형 원자로는 중수를 냉각재로 사용하여 중수로 또는 CANDU형 원자로라고 한다. 핵연료를 지지하는 중수로 압력관은 내마모성이 우수하며, 중성자 조사의 영향을 적게 받는 Zirconium과 Niobium의 합금인 Zr-2.5%Nb을 냉간가공 하여 제작된다. 압력관은 두께가 얇은 배관 형태 구조물로서 국내에서 가동중인 원자로에는 호기당 380개의 압력관이 설치되어 있으며, 압력관의 기본적인 내용은 압력관의 건전성평가관련 문헌에 기술되어 있다. 1970년대 캐나다에 건설된 초창기 중수형 원자로에서는 압력관 건전성 저하로 인한 빈번한 가동중단과 압력관 교체로 큰 손실을 입은 바 있다. 국내 원전에서도 가동중검사 결과 설계수명 전에 허용기준을 초과하는 결함이 발견되어 일부 압력관이 교체된 바 있다. 이러한 압력관은 원자력 발전소 1차계통 주요기기로 건전성확보가 매우 중요하다. 압력관은 국내 및 원자로 개발국인 캐나다의 법규에 의해 정기적으로 검사를 수행하고 있으며, 가동 중 검사에서 발견된 결함은 건전성이 입증되어야만 지속적으로 발전소를 운전할 수 있다. 결함특성화는 가동중검사에서 측정된 결함을 해석 가능한 형태로 단순화 및 이상적 형태화 하는 과정이며, 발견된 결함의 종류를 결정한다. CSA N285.8-15의 결함특성화 순서에 따라 균열성 결함을 축결함과 원주결함으로 구성한다. 피로균열개시 평가는 교번피크응력을 이용하여 각 과도상태조합별로 이 계산된다. 계산된 m개의 교번피크응력을 이용하여 피로균열개시 평가 곡선에 따라 m개의 허용 회수 을 결정한다. 지연수소균열개시의 평가는 평가 기간 동안 지연수소균열개시 여부를 판단하기 위해서 결함위치에서 수소화물 래칫 발생 여부를 결정 한다. 래칫이 발생하지 않을 경우 석출 압력을 기준으로 문턱피크응력 방법론에 따라 지연수소균열개시를 평가 하며, 피크응력이 문턱 값보다 클 경우 지연수소균열개시가 발생한다. 개시된 균열은 운전기간동안 성장하며, 성장된 균열크기를 기반으로 압력관의 건전성을 평가한다.
본 논문에서는 압력관 결함 평가 프로그램을 개발하기 위하여 압력관 평가 최신기술기준을 분석하였다. 또한 건전성 평가 절차 및 결함 평가 모델을 분석하여 지연수소균열의 수소화물 과하중 평가에 대해 분석하였다. 기술기준 분석을 바탕으로 압력관 사용적합성 평가 프로그램을 개발하였으며, 평가 프로그램의 타당성과 수소화물 과하중의 영향을 분석하였다. 체적결함 발생 시 가동시간의 경과에 따라 피로하중 및 운전하중 누적에 의해 피로균열이 발생할 수 있으며, 수소화물로 인한 지연수소균열로 발전할 수 있다. 피로균열 또는 지연수소균열개시가 발생할 경우 해당 시간으로부터 균열성장을 계산하며 압력관 건전성 평가를 위한 파손모델을 분석하였다. 결정론적 평가 변수를 선정하였으며 균열개시, 균열성장, 건전성 평가, 확률론적 변수생성, 일반 함수 모듈을 개발하였다. 확률론적 평가 방법의 분석을 통해 확률론적 변수를 선정하였으며, 결함이 존재하는 채널 및 채널 내 결함위치는 균일분포, 결함깊이 및 결함반길이는 대수정규분포를 따른다고 가정하였다. 압력관 결함 평가 프로그램을 개발하여 채널별 압력관의 온도, 압력, 중성자 분포를 이용하여 평가할 수 있다. 주요 매개변수 변화를 반영하는지 분석하기 위한 평가를 수행하였으며, 결함 형상의 변화가 프로그램에 반영되는지를 확인하기 위해 공개된 연구 결과와 개발된 프로그램으로 동일한 평가를 수행하여 결과를 비교한 결과, 본 프로그램이 타당성을 갖는다고 판단할 수 있다. 수소화물 과하중의 영향을 분석하기 위해서 과하중을 적용하지 않은 결과와 적용한 결과를 도출하였다. 결정론적 평가에서 수소화물 과하중을 고려하면 지연수소균열개시가 발생하는 최소 균열 크기가 증가하고 지연수소균열개시 시간이 지연되는 것을 확인하였다. 대수정규분포 및 푸아송 비를 따르는 결함분포를 적용한 확률론적 평가에서 지연수소균열개시 확률은 0.582%에서 0.063% 및 0.005%로 감소하였으며 수소화물 과하중 평가를 고려할 경우 지연수소균열개시 확률이 감소한다. 건전성 평가 시 수소화물 과하중을 적용할 경우 초기 파손 확률이 감소하였으며, 평가 기간 동안의 파손 확률도 0.048%에서 0.032%로 감소한다.

Heavy water reactors developed in Canada are called CANDU reactors using heavy water as a coolant. The CANDU pressure tube that directly supports nuclear fuel has excellent wear resistance and is made by cold working Zr-2.5% Nb, an alloy of Zirconium and Niobium, which is less affected by neutron irradiation. The pressure tube is a thin tube-type structure, and 380 pressure tubes per unit are installed in a reactor operating in Korea. In the domestic nuclear power plant, some pressure tubes were replaced due to a defect exceeding the limitation before the design life. These pressure tubes are the primary system of nuclear power plants, and it is very important to secure integrity. Inspections are conducted regularly under the laws of Canada, the national and reactor development countries. Flaw characterization is the process of simplification and ideal shaping of arbitrarily designated defects measured in in-service inspection into interpretable forms. Defects found during the in-service inspection shall determine the type of defect. According to the defect characterization flow chart presented in CSA N285.8-15. The evaluation of delayed hydrogen crack initiation determines whether hydride ratchets occur at the defect location to determine whether delayed hydrogen crack initiation occurs during the evaluation period. If no ratchet occurs, delay hydrogen crack initiation is evaluated according to the threshold peak stress methodology based on the precipitation pressure. If the peak stress is greater than the threshold, DHC initiation occurs.
In this paper, the latest technical criteria for pressure tube evaluation were analyzed to develop a pressure tube flaw evaluation program. In addition, the integrity assessment procedure and flaw assessment model were analyzed. Based on the analysis of technical standards, a pressure tube suitability evaluation program was developed, and the validity of the evaluation program and the effects of hydride overload were analyzed. When fatigue crack or delayed hydrogen crack initiation occurred, crack growth was calculated from the corresponding time and failure model for pressure tube integrity evaluation was analyzed. Deterministic evaluation variables were selected, and crack initiation, crack growth, integrity assessment, probabilistic variable generation, and general function modules were developed. Probabilistic variables were selected through the analysis of the probabilistic evaluation method. A pressure tube flaw assessment program were developed and evaluated using the temperature, pressure and neutron distributions of the pressure tube per channel. An evaluation was conducted to analyze whether changes in major parameters were reflected. The results of the published research compared with the developed program. In order to analyze the effects of hydride overload, the results of not applying the overload and applying the results were derived. Considering the hydride overload in the deterministic evaluation, it was confirmed that the minimum crack size at which the delayed hydride crack initiation occurred increased and the delayed hydride crack initiation time was delayed. The probability of delayed hydride crack initiation decreased from 0.582% to 0.063% and 0.005% in the probabilistic evaluation using the lognormal distribution and the Poisson''s ratio. When the hydride overload is applied in the integrity assessment, the initial failure probability decreases, and the failure probability during the evaluation period also decreases from 0.048% to 0.032%.