• Title, Summary, Keyword: 압력용기

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Design Concept of Nuclear Pressure Vessels to Protect Against Failure by Plastic Deformation (원자력 압력용기의 소성변형에 의한 파괴방지를 위한 설계개념)

  • Song, Dahl-Ho;Lee, Hae
    • Journal of the KSME
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    • v.33 no.8
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    • pp.728-738
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    • 1993
  • 원자력 압력용기의 소성변형에 의한 파괴의 방지를 위한 설계개념의 요체는 압력용기에 발생하는 응력을 하중형태와 중요도에 따라 분류하고, 분류된 각각의 응력범주에 대해서 극한설계의 개 념에 의한 붕괴하중에 안전계수를 도입한 것이다. 원자력 압력용기에 적용된 안전계수는 재료의 인장가동에 대해서 3이다. 이것은 일반용 압력용기에 대한 안전계수 4보다 적은 값이나, 원자력 압력용기의 소성변형에 의한 파괴방지를 위하여 이미 모든 작용하중에 대하여 응력해석을 수행 하였고 그 결과를 평가한 것이기 때문에 안전계수는 낮더라도 더 안전하다고 할 수 있다.

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PREPREG 제작 방식에 의한 압력용기(STEB)의 시험 및 고찰

  • 이원복;손원경;유광호
    • Proceedings of the Korean Society of Propulsion Engineers Conference
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    • pp.30-30
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    • 1997
  • 국내에서는 시도되지 않았던 조립식 맨드렐 및 prepreg 제작 방식을 적용하여 filament winding machine으로 압력 용기(STEB)를 제작, 음향 방출 측정 장비 및 strain gage 등을 부착한 수압 시험으로 압력용기의 구조적 건전성 예측 및 파열 압력을 측정하여 성능을 분석하였다. 동일한 winding pattern 및 조건하에 prepreg winding과 wet winding 방식을 적용하여 제작한 압력 용기의 성능을 비교하였고, prepreg winding의 설계 조건, 공정 변화를 통해 제작한 압력 용기의 파열 압력 및 형태를 분석하였다. 이러한 winding 조건들에 따라 제작된 압력용기는 최종적으로 PR(Performance ratio) 값을 산출하고, 이를 통하여 prepreg 제작 방식의 장단점, 제작에 필요한 설계 조건 및 기초 자료 등을 고찰하여 보았다.

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Method for Determination of Maximum Allowable Pressure of Pressure Vessel Considering Detonation (폭굉을 고려한 압력용기 최대허용압력 결정방법의 제안)

  • Choi, Jinbok
    • Journal of the Computational Structural Engineering Institute of Korea
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    • v.31 no.5
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    • pp.235-241
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    • 2018
  • The internal pressure is a critical parameter for designing a pressure vessel. The static pressure that a pressure vessel must withstand is usually determined according to the various codes and standards with simple formula or numerical simulations considering the geometric parameters such as diameter and thickness of a vessel. However, there is no specific codes or technical standards we can use practically for designing of pressure vessels which have to endure the detonation pressure. Detonation pressure is a kind of dynamic pressure which causes an impulsive pressure on the vessel wall in a extremely short time duration. In addition, it is known that the magnitude of reflected pressure at the vessel wall due to the explosion can be over twice the incident pressure. Therefore, if we only consider the reflected pressure, the design of the pressure vessel can be too conservative from the economical point of view. In this study, we suggest a practical method to evaluate the magnitude of maximum allowable pressure that the pressure vessel can withstand against the detonation inside a vessel. As an example to validate the proposed method, we consider the pressure vessel containing hydrogen gas.

경수로압력용기에 관한 최근화제 - 원자로와 압력용기강재의 변천 -

  • 한국원자력산업회의
    • Nuclear industry
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    • v.4 no.5
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    • pp.32-41
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    • 1984
  • 현재 발전용 원자로의 $80\%$를 점하고 있는 경수로는 노심내의 핵연료에서 발생한 열을 물을 사용하여 노외로 보내는(수냉각)형식이기 때문에 열제거 효율상 물을 가압해서 고온에서도 액체로 사용하도록 고안되었으므로 노심용기는 압력용기(PV)로 되어 있다. 이 압력용기는 핵연료체와 같이 교환할 수 있는 소모품이 아니기 때문에 그 발전로의 정년까지 건전성을 유지하여야 한다. 다음은 이의 확보를 위해 해외에서 연구검토되고 있는 대응책들이다.

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노심용융사고시 외부침수냉각 방식 원자로 압력용기의 건전성평가

  • 김종성;장윤석;진태은;이세원
    • Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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    • pp.701-706
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    • 1997
  • 원자로 압력용기 대형 냉각재상실사고에 기인하는 노심용융물사고의 영향을 검토하기 위하여 기초적인 건전성평가를 수행하였다. 먼저 유한요소해석을 통해 노심용융물양과 경계조건 변화에 따른 원자로 압력용기의 온도 및 응력 분포를 결정하였으며, 결정된 온도와 응력 분포와 Larson-Miller 곡선과 손상 법칙을 이용하여 원자로 압력용기의 손상 정도와 파손 시간을 계산하였다. 이때 재료물성치는 기존 문헌에 제시된 온도 의존적인 값을 선정하여 사용하였으며, 노심용융물양과 경계조건이 원자로 압력용기의 건전성에 미치는 영향을 비교 고찰하여 향후 연구방향을 도출하였다.

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미국 일리노이주의 발전설비 안전확보 체계

  • 김한수
    • JOURNAL OF ELECTRICAL WORLD
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    • pp.53-59
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    • 2003
  • 미국 일리노이주의 발전설비 기술기준 체계의 근간을 이루는 것은 ''보일러 및 압력용기안전법(Boiler and Pressure Vessel Safety Act)''(이하 ''법'')으로 일리노이주 의회의 표결이 의한 통과와 주지사의 재가에 의해 법률로 제정된다. State of Fire Marshal(이하 ''소방청'') Dvision of Boiler and Pressure Vessel Safety(이하 ''보일러 및 압력용기안전본부'') 그리고 Board of Boiler and Pressure Vessel Rules(보일러 및 압력용기법위원회)가 법의 제정, 대체 및 개정의 권한을 갖고 있다. 보일러 및 압력용기안전법은 1951년 제정되었으며, 법에서 규정한 예외사항을 제외한 보일러 및 압력용기의 건조$\cdot$설치$\cdot$수리$\cdot$유지$\cdot$교체$\cdot$사용$\cdot$운영에 대한 것을 규정하고 있다. 또한 ''보일러 및 압력용기법위원회''(이하 ''위원회'')를 설립하도록 하고 있다. 위원회는 법의 개정$\cdot$관리, 각종 수수료 책정 등 일리노이주의 보일러 및 압력용기에 대한 전반적인 사항을 관장한다. 보일러 및 압력용기안전법 2002년도 판의 내용을 기초로 하여 미국 일리노이주 발전설비 기술기준의 최근 체계에 대해 소개한다.

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노심용융사고시 원자로 압력용기 하반부 거동연구

  • 정광진;임동철;황일순
    • Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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    • pp.427-434
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    • 1996
  • OECD-NEA 주관으로 수행된 TMI-2의 압력용기 변형연구의 결과, 하반부의 creep해석에 많은 문제점이 제기되어 있다. 본 논문은 TMI-2 노심용융 사고에 대한 기존 구조해석에서 creep 상관식의 형태, 적용방법 및 FEM 해석절차상의 상이점을 밝혀내고 이에 따라 압력용기 하반부의 파손확률이 크게 다르게 결정됨을 보였다. 기존의 TMI-2 구조해석에서 주 오차의 요인으로서 시간의 변화에 따른 국부열점 및 이를 포함한 재배치된 용융노심의 열경계조건의 불확실도와 압력용기강의 creep strain을 시간 및 온도에 대하여 불충분하게 묘사한 점을 밝혔다. 또한 creep-rupture 예측에 사용된 Larson-Miller Parameter도 해석을 지나치게 보수적인 결과로 유도하였다. 중대사고시 압력용기 하반부 천공방어를 위한 방안인 용기하부 외벽 냉각방식을 적용하였을 때 TMI-2 사고를 재해석한 결과, 압력용기의 건전성이 충분한 보수성을 가지고 유지됨을 보였다.

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Finite Element Analysis of Stress Behaviour Characteristics in Gas Pressure Vessels (가스압력용기의 응력거동특성에 관한 유한요소해석)

  • Kim Chung Kyun;Cho Seung Hyun
    • Journal of the Korean Institute of Gas
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    • v.7 no.3
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    • pp.58-64
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    • 2003
  • This paper presents design safety analysis of pressure vessels. The gas pressure and thermal loads are applied to the pressure vessel simultaneously. In this study, ASME Sec. VIII Div. 2 code was accepted for the safety design of high-pressure vessel. And this result was analyzed using a coupled thermal-mechanical FEM analysis technique. The FEM computed result shows that ASME design code may not guarantee for combined loads of high gas pressure and thermal loads. And solid pressure vessel may be safe compared to other pressure vessels with supporting rings round the cylinder body.

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A Feasibility Study on the Computational Model for Assessing Cerium Behavior in the Reactor Vessel Lower Head of Pressurized Light Water Reactor under Severe Accident (중대사고시 가압경수형 원자력발전소 원자로용기 하부헤드내의 노심용융물 거동 평가를 위한 전산모델에 대한 타당성 연구)

  • 조용진;이석호;이종인;전규동
    • Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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    • pp.824-829
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    • 1998
  • 미국의 개량형 원자력 발전소 개념설계단계에서 중대사고시 사고완화를 위한 전략으로 원자로 압력용기 외부냉각 개념이 제안되었다. 중대사고 진행과정에서 노심용융물이 원자로 압력용기 하부헤드로 재배치 되었을 때 압력용기 외벽을 냉각함으로서 노심용융물을 압력용기 내부에 가두어 두어 격납건물 내로의 유출을 방지하는 방식이다. 이 연구에서는 원자로 압력용기 하부헤드 내의 노심용융물 거동중 자연 순환에 의한 거동을 수치적으로 모의하여 보았다. 연구결과, 정상상태의 온도 및 속도분포는 현상학적으로 적절하게 모의되나 고화와 액화의 경우에는 고유모델의 필요성이 요구되었다.

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몬테칼로모사를 이용한 영광 3.4 호기 원자로 압력용기에 대한 중성자조사량 계산

  • 김종오;김종경
    • Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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    • pp.905-910
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    • 1995
  • 영광 3·4호기 원자로 압력용기에 대한 고속중성자 조사량을 계산하기 위하여 MCNP코드로 3차원 모델링을 하였다. 중성자선원은 출력분포에 의해 핵연료집합제 단위로 하였고 원자로심부터 원자로 압력용기 밖까지 핵분열 반응을 포함한 모든 반응에 대해 중성자를 수송시켰다. 원자로 압력용기 안쪽 면에서의 고속중성자 플루언스는 기존의 연구자와 비교할 때 큰 차이가 있었다. 그러나 이번 연구의 계산방법이 보다 신뢰할 수 있기 때문에 앞으로의 연구를 통하여 기존의 연구방법과 비교하는 것이 필요하다.

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