• Title, Summary, Keyword: 압력용기

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외부침수 냉각방식 원자로 압력용기의 구조적 건전성에 미치는 외부침수 열대류계수의 영향에 대한 연구

  • 김종성;전태은
    • Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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    • pp.745-750
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    • 1998
  • 원자로 압력용기 대형 냉각재상실사고에 기인하는 노심용융사고시 노심용융물과 내벽사이의 간극 및 외벽의 열대류계수의 건전성에 대한 영향을 고찰하기 위하여 건전성평가를 수행하였다. 먼저 유한요소해석을 통해 간극 고려 여부와 외벽의 열대류계수 변화에 따른 원자로 압력용기의 온도 및 응력 분포를 결정하였으며, 결정된 온도 및 응력 분포, Larson-Miller 곡선과 손상 법칙을 이용하여 원자로 압력용기의 손상 정도와 파손 시간을 계산하였다.

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고리 1호기 수명 연장을 위한 압력용기 중성자 조사량 감소방안

  • 서보균;신창호;김종경
    • Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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    • pp.777-782
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    • 1998
  • 원자로 압력용기의 건전성은 원전의 수명과 직결되며, 압력용기는 운전기간동안 중성자의 조사에 의해 재료의 성질이 저하된다. 중성자 조사량 감소방안을 도출하기 위해 MCNP코드를 이용, 고리 1호기 14주기 원자로심을 3차원으로 모델링하고, 원자로심 핵연료집합체를 제외한 주변구조물에 새로운 추가차폐체를 설치하여 조사량 감소에 효과가 있는 위치를 찾고, 여러 재질의 차폐 성능도 평가하였다. 분석결과, Ta 패드를 이용한 설계안의 경우에 압력용기 용접부위에서 약 32% 정도의 속중성자 조사량 감소가 있음을 확인하였다.

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CASK, BUGLE80, BUGLE93을 이용한 원자로 압력용기 중성자 조사량 분포 비교

  • 문복자;이성희
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • v.27 no.2
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    • pp.248-259
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    • 1995
  • 고리 3호기 원자로를 대상으로 압력용기에서의 고속중성자 집적량을 계산하였다. 수송계산에는 2차원 각분할 수송코드인 DOT 4.3을 사용하였고 핵단면적 라이브러리는 ENDF /B-II와 ENDF /B-III를 근거로 한 CASK와 ENDF /B-IV를 근거로 한 BUGLE80, 고리고 ENDF /B-Ⅵ를 근거로 한BUGLE93 등이다. 사용한 핵단면적에 따른 압력용기에서의 고속중성자속 분포를 살펴보고 최근에 배포된 BUGLE93 라이브러리의 Dosimeter File을 사용하여 1, 2차 감시시험에서 측정된 중성자 측정시료의 방사능으로부터 계산된 고속중성자속 측정치를 계산된 고속중성자속과 비교하였다. 이 비교를 통하여 압력용기에서의 고속중성자속과 수명기간동안의 고속중성자 집적량을 평가하였다.

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일체형 원자로의 안전용기 냉각이 설계에 미치는 영향

  • 서재광;김주평;윤주현;이두정;장문희
    • Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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    • pp.276-282
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    • 1996
  • 일체형원자로는 노심, 증기발생기, 가압기, 펌프 등 1차측 주기기들을 하나의 압력용기안에 모두 포함하고 있고, 또 1차측 냉각재가 원자로 안에서만 순환하므로 기존의 분리형원자로에 비해 구조특성상 대용량 원자로 냉각재 상실사고(LBLOCA)의 발생 가능성을 원천적으로 제거할 수 있다. 반면 원자로 냉각재의 보충 등을 위한 소형 배관의 파단 가능성은 역시 존재하므로 소용량 원자로 냉각재 상실 사고(SBLOCA)는 여전히 존재한다. 따라서 현재 한국원자력연구소에서 연구 개발중인 중소규모 전력생산 및 열 활용 목적의 일체형 원자로에는, 원자로 압력용기 외부에 별도의 압력용기(안전용기)를 설치하여 SBLOCA시 원자로 압력용기로부터 방출되는 냉각수를 안전 용기내에 보관하도록 함으로써 사고시 외부로의 방사성 물질 유출 가능성을 획기적으로 줄 일수 있는 설계 개념을 도입하고 있다. 본 논문에서는 안전용기의 설계시 효율적인 냉각방식에 대한 열유체 해석적 접근을 시도하였고, 예비개념설계된 일체형 열병합원자로의 설계상의 특징들 및 안전용기 설계시 앞으로의 연구방향 등도 간략히 소개하였다.

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Test Method to Evaluate the Fiber Material Properties of Filament Wound Composite Pressure Vessel (필라멘트 와인딩 복합재 압력용기의 섬유 방향 물성 평가 기법)

  • Hwang, Tae-Kyung;Park, Jae-Beom;Kim, Hyoung-Geun
    • Composites Research
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    • v.23 no.3
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    • pp.37-42
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    • 2010
  • The fiber material properties, elastic constant and strength, are the most important factors among the various material properties for the design of composite pressure vessel, because of it's dominant influence on the performance of composite pressure vessel. That is, the deformation and burst pressure of pressure vessel highly affected by the fiber material properties. Therefore, the establishment of test method for exact fiber material properties is a priority item to design a composite pressure vessel. However, the fiber material properties in filament wound pressure vessel is very sensitive on various processing variables (equipment, operator and environmental condition etc..) and size effect, so that it isn't possible to measure exact fiber material properties from existing test methods. The hydro-burst test with full scale pressure vessel is a best method to obtain fiber material properties, but it requires a enormous cost. Thus, this paper suggests a newly developed test method, hoop ring test, that is capable of pressure testing with ring specimens extracted from real composite pressure vessel. The fiber material properties from hoop ring test method showed good agreement with the results of hydro-burst test with full scale composite pressure vessels.

Scoping Analysis for PWR Penetration Tube Weld Failure (중대사고시 압력용기 노즐 용접부의 파손확율)

  • 정광진;황일순
    • Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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    • pp.818-823
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    • 1998
  • Three Mile Island Unit-2 (TMI-2)의 사고 후 OECD-NEA 주관의 연구에 의하면 압력용기 하부의 노즐이 국부열점(hot spot) 영역의 경우 거의 압력용기 바닥까지 용융되었음이 조사되었다. [1]. 이러한 재배치된 용융노심의 열속에 의하여 압력용기의 외부와 통하는 penetration tube weld(노즐 용접부)가 파손된다면 내부의 고압상태로 인해 penetration tube ejection 사고 및 이에 따르는 용융노심의 압력용기 외부로의 유출 가능성까지 배제할 수 없을 것이다. 본 연구의 출발점은 중대사고시 이러한 압력 및 열속에 따르는 노즐 용접부의 파손확률을 결정하는데 있다. 크리프 파출시 기존의 해석에서 쓰인 deterministic approach를 개선하여 probabilistic approach를 개발하였다. 또한 기존의 해석에서 쓰인 단순한 안전 여유도(margin-to-failure)의 개념과 비교하여 용접부에서의 파손확률을 계산하였다.

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Residual Stress Estimation and Fatigue Life Prediction of an Autofrettaged Pressure Vessel (자긴가공된 압력용기의 잔류응력 평가 및 피로수명 예측)

  • Song, Kyung Jin;Kim, Eun Kyum;Koh, Seung Kee
    • Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
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    • v.41 no.9
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    • pp.845-851
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    • 2017
  • Fatigue failure of an autofrettaged pressure vessel with a groove at the outside surface occurs owing to the fatigue crack initiation and propagation at the groove root. In order to predict the fatigue life of the autofrettaged pressure vessel, residual stresses in the autofrettaged pressure vessel were evaluated using the finite element method, and the fatigue properties of the pressure vessel steel were obtained from the fatigue tests. Fatigue life of a pressure vessel obtained through summation of the crack initiation and propagation lives was calculated to be 2,598 cycles for an 80% autofrettaged pressure vessel subjected to a pulsating internal pressure of 424 MPa.

핵자료개선에 따른 울진 3,4호기 압력용기 중성자조사량 평가

  • 문복자;황해룡
    • Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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    • pp.899-904
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    • 1995
  • 원자로 수명기간동안 압력용기의 중성자 조사량 계산은 사용된 핵단면적자료, 모델링시의 기하학적인 단순화 및 가정, 그리고 선원항 선정에 있어서의 가정 등에 의한 불확실성을 포함하고 있다. 이중 핵단면적자료는 이론 및 실험의 발전에 따라 계속 개선되고 있으며 Regulatory Guide(1)에서는 압력용기에서의 중성자 조사량 계산시 가장 최근의 핵자료를 적용할 것을 명시하고 있다. 특히 기존의 ENDF/B-IV나 ENDF/B-V에 포함된 철 핵단면적이 중성자 투과를 작게 평가하고 있음이 밝혀지면서[2] 새로운 핵단면적의 채택이 필요하게되었다. ENDF/B-Vl 핵자료는 개선된 철의 핵단면적을 포함하여 여러 가지 최근의 계산 및 실험치를 바탕으로 생산되었다. 따라서 ENDF/B-Vl를 근거로 하고 있는 BUGLE93[3]을 이용하여 원자로 내부구조물 및 압력용기에서의 고속중성자속 계산을 수행하였다. 그리고 기존의 핵자료를 근거로 예측한 울진 3,4호기 원자로의 수명기간 중 압력용기 중성자 조사량 계산의 타당성을 검토하였다.

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Mechanized Ultrasonic Testing for PWR Reactor Pressure Vessel (가압경수로 원자로 압력용기 자동초음파검사)

  • Park, Moon-Ho;Kim, Jae-Hee
    • Journal of the Korean Society for Nondestructive Testing
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    • v.17 no.2
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    • pp.114-121
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    • 1997
  • 가압경수로 원자로 압력용기 비파괴검사를 위해 지금까지 계속 사용하여 온 기존의 고정식 매니플레이터 방식의 원자로 자동초음파검사장비는 최근 급속도로 발전한 전자산업 및 컴퓨터 등으로 인해 기본 설계 개념부터 달리하는 소형.경량화된 수중 이동형 원자로 검사 장비 형태로 바뀌어 가고 있다. 따라서, 본 해설에서는 현재까지 국내외 알려진 각종 소형 원자로 압력용기 자동초음파검사장비 및 고정식 매니플레이터 방식의 원자로 압력용기 자동초음파검사장비를 분석하여 기술하였으며, 현재 국내 원자로 압력용기 용접부검사를 위해 개발중인 RYSIS 장비 및 검사 기술 수준을 진단해보고 앞으로의 방향을 제시하였다.

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압력용기에서의 중성자 조사량 감소를 위한 반사체 변경 설계안 해석

  • 김동규;김명현
    • Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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    • pp.119-124
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    • 1997
  • 원자로 압력용기의 수명연장을 위해 중성자속 조사량을 감소시키려면 여러 가지 방법이 있고, 각 방법의 효율성을 비교 검토하기 위해서는 새로운 노심 해석 방법이 필요하였다. 본 연구에서는 고리 원자력 1 호기 반사체영역에 Radial Reflector를 삽입한 경우에 대해 노달코드를 이용하여 압력용기 표면의 중성자속 분포를 계산하는 방법론을 개발하고, Radial Reflector 설치의 효과를 검토하였다.

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