• Title, Summary, Keyword: 압력-온도 한계곡선

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Round Robin Analysis of Pressure-Temperature Limit Curve for Reactor Vessel (원자로 용기의 압력-온도 한계곡선 Round Robin 해석)

  • 정명조;이진호;박윤원;최영환;김영진
    • Journal of the Computational Structural Engineering Institute of Korea
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    • v.16 no.2
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    • pp.153-163
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    • 2003
  • Performed here is a comparative assessment study for the generation of the pressure-temperature limit curve of the reactor vessel. A round robin problem is proposed using the data available in Korea and all organizations interested in the generation of the pressure-temperature limit curve are invited. The problems consisting of 12 cases for cool-down are solved and their results are compared to generate a reference solution for the reference problem, which will be useful in the evaluation of the generation of the pressure-temperature limit curve in the future.

Generation of Pressure/Temperature Limit Curve for Reactor Operation (원자로 운전을 위한 압력/온도 한계곡선의 설정)

  • 정명조;박윤원
    • Computational Structural Engineering
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    • v.10 no.4
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    • pp.155-164
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    • 1997
  • A reactor pressure vessel, which contains fuel assemblies and reactor vessel internals, has the thermal stress resulting from the cool-down and heat-up of the vessel wall in combination with the pressure stress from system pressure resulting in large stresses. The combination of the pressure stress and thermal stress along with a decrease in fracture toughness may cause through-wall propagation of a relatively small crack. Therefore, it is necessary to define the relations between operating pressure and temperature during cool-down and heat-up. In this study, theory of fracture mechanics for a pressure/temperature limit curve is investigated and a numerical procedure for generating it is developed. Plant-specific limit curves for the Kori unit 1 plant, the oldest nuclear power plant in Korea, have been obtained for several cooling and heating rates and their results are discussed.

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Procedure for the Generation of Pressure/Temperature Operation Limit Curves for Reactor Vessel (원자로용기의 압력.온도 운전한계곡선에 대한 작성절차)

  • Kim, Yil;Choi, Seog-Nam;Park, Sung-Ho
    • Journal of the KSME
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    • v.33 no.5
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    • pp.405-413
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    • 1993
  • 원자로용기의 노심대와 노즐의 압력 . 온도 곡선에 대한 배경 및 적용을 살펴보았다. 그러나 원 자로 용기의 실제 압력 . 온도 곡선은 노심대와 노즐 이외에도 플랜지, 수압 및 수밀시험, 노심 임계, 최저운전온도, 계기오차 등을 고려해야 한다. 이 글에서는 시간당 100.deg. F의 가열 및 냉 각에 대서만 고려하였으나 시간당 10.deg. F, 40.deg. F 등 다른 가열 및 냉각률에 대해서도 고 려하여야 한다. 따라서 원자로용기의 실제 압력 . 온도 곡선은 이 글에서 기술한 것보다 훨씬 복 잡하다. 그러나 어느 경우에라도 압력 . 온도 곡선을 구하는 기본적인 이론 및 방법은 이 글에서 기술한 내용에 기초를 두고 있다.

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원자력分野 에서의 破壞力學 現況 -법적 요구사항을 중심으로 (II)-

  • 송달호;손갑헌
    • Journal of the KSME
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    • v.21 no.1
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    • pp.21-31
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    • 1981
  • 원자력발전소의 원자로냉각재 압력경계의 건전성과 안정성을 확보하기 위하여 법적 요구조건을 설정함에 있어 파괴역학이 어떻게 적용되었는 가를 설명하였다. 이를 요약하면 다음과 같다. 1) 압력경계에 사용되는 재료의 $RT_{NDT}$를 정의하였다. 이는 무연성천이온도와 같은 개 념의 것으로, 앞으로 재료의 파괴인성은 이 $RT_{NDT}$에 대한 상대온도의 함수로 주어진다. 2)비연성파괴를 방지하기 위한 설계조건으로서 선형탄성 파괴역학에 근거한 조건식을 인용하였다. 여기서 조건식이란 능력확대계수의 합계가 어떠한 조건에서도 이러한 조건식을 만족한다는 것을 해석적으로 확인하고 규제당국의 승인을 받아야 한다. 3) 가동중검사에 발견된 결함으로 합격수준을 초과하는 것은 파괴역학적으로 해석하여 구조적 으로 안전하다는 것은 파괴역학적으로 해석하여 구조적으로 안전하다는 것을 입증하여야 한다. 이때 결함은 원자로의 가동과 더불어 성장하므로 수명기간중 피로파괴에 이를 것인지의 여부도 평가하여야 한다. 이때의 대조균열성장률은 Paris의 power law에 따른다. 4) 고속중성자 (E>1. 0MeV)에 의한 조사취화를 감시하기 위하여 감시시험계획을 사전에 수립 하고 이에 따라 감시시험을 수행하여 조사에 수립하고 이에 따라 감시시험을 수행하여 조사에 의한 원자로용기 재료의 파괴인성의 저하를 평가하여 이를 고려한 충분한 안전여유를 갖는 운 전조건 즉, 압력-온도 한계곡선을 산출하여야 한다. 이때의 취화 정도는 DELTA. $RT_{NDT}$ 와 Upper Shelf Energy의 감소로 나타낸다. 또한, 압력-온도 한계곡선은 선형관성 파괴역학에 입각한 조건식을 이용하여 해당 온도에서의 압력을 산출한다. System을 개발 사용하기 위하여 기존 전자계산소를 이용하는 방법이 바람직하며 System의 도입은 자체운영을 결정하기 전에 경제적인 여건 등 여러가지 문제를 검토하여야 한다. 특히 Turn Key Base로 System를 도입할 경우에는 System의 도입목 적과 사용빈도, 앞으로의 확장성 현재 설계및 생산 과정과의 마찰가능성, 유지보수문제 등을 신 중히 검토하여야 한다. 이제 기계공업도 전자계산기를 이해하고 사용하므로 서 발전할 수 있는 단계가 되었다. 예로부터 좋은 공구를 개발하여 적절히 사용하는 것이 기계공업 발전의 첩경이 었다. 전자계산기는 현대 기술이 개발한 가장 강력하고 사용하기 좋은 공구이다.점에서 피로구열의 안정성장을 논하고, 과거 10여년간의 피로 crack문제에 대한 연구방법, 실험방법 등을 소개하는 방향으로 고 를 진행시켜 나가겠다.에 그 효과가 증대됨을 알 수 있었다.적용한 임상실험이 수행되어야 할 것이다. 또한 위치결정에서 획득한 좌표값의 정확성을 알아보기 위해서 팬톰을 이용한 방사선조사 실험이 추후에 실행되어져야 할 것이다. 그리고 제작된 프레임에 Rotating X선 시스템과 내부 장기의 움직임을 계량화하고 PTV에서의 최적 여유폭을 설정함으로써 정위 방사선수술 및 3 차원 업체 방사선치료에 대한 병소 위치측정과 환자의 자세에 대한 setup 오차측정 결정에 도움이 될 수 있을 것이라고 사료된다. 상대적으로 우수한 것으로 나타났으며, 혼합충전재는 암모니아의 경우 코코넛과 펄라이트의 비율이 7:3인 혼합 재료 3번과 소나무수피와 펄라이트의 비율이 7:3인 혼합 재료 6번에서 다른 혼합 재료에 비하여 우수한 것으로 나타났다. 4. 코코넛과 소나무수피의 경우 암모니아 가스에 대한 흡착 능력은 거의 비슷한 것으로 사료되며,

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Evaluation of Pressure-Temperature Limit Curve for the Safe Operation of an RFV based on 3-D Finite Element Analyses (유한요소해석을 이용한 원자로용기 압력-온도 한계곡선의 평가)

  • Lee, Taek-Jin;Park, Yun-Won;Lee, Jin-Ho;Choe, Jae-Bung;Kim, Yeong-Jin
    • Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
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    • v.25 no.10
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    • pp.1567-1574
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    • 2001
  • In order to operate an RPV safely it is necessary to keep the pressure-temperature (P-T) limit during the heatup and cooldown process. While the ASME Code provides the P-T limit curve for safe operation, this limit curve has been prepared under conservative assumptions In this paper the effects of conservative assumptions involved in the P-T limit curve specified in the ASME Code Sec. XI were investigated. Three different parameters the crack depth the cladding thickness and the cooling rate, were reviewed based on 3-D finite element analyses. Also the constraint effect on P-T limit curve generation was investigated based on J- T approach. It was shown that the crack depth and the constraint effect change the safe region in P-T limit curve significantly Therefore it is recommended to prepare a more precise P-T limit curve based on finite element analysis to obtain P-T limit for safe operation of an RPV.

Development of a RVIES Syetem for Reactor Vessel Integrity Evaluation (원자로용기 건전성평가를 위한 RVIES 시스템의 개발)

  • Lee, Taek-Jin;Choe, Jae-Bung;Kim, Yeong-Jin;Park, Yun-Won;Jeong, Myeong-Jo
    • Transactions of the Korean Society of Mechanical Engineers A
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    • v.24 no.8
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    • pp.2083-2090
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    • 2000
  • In order to manage nuclear power plants safely and cost effectively, it is necessary to develop integrity evaluation methodologies for the main components. Recently, the integrity evaluation techniques were broadly studied regarding the license renewal of nuclear power plants which were approaching their design lives. Since the integrity evaluation process requires special knowledges and complicated calculation procedures, it has been allowed only to experts in the specified area. In this paper, an integrity evaluation system for reactor pressure vessel was developed. RVIES(Reactor Vessel Integrity Evaluation System) provides four specific integrity evaluation procedures covering PTS(Pressurized Thermal Shock) analysis, P-T(Pressure-Temperature) limit curve generation, USE(Upper Shelf Energy) analysis and Fatigue analysis. Each module was verified by comparing with published results.

A Study for Lifetime Predition of Expansion Joint Using HILS (HILS 기법을 적용한 신축관 이음 수명예측에 관한 연구)

  • Oh, Jung-Soo;Cho, Sueng-Hyun
    • Journal of the Korea Academia-Industrial cooperation Society
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    • v.19 no.4
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    • pp.138-142
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    • 2018
  • This study used HILS to test an expansion joint, which is vulnerable to the water hammer effect. The operation data for the HIL simulator was the length rate of the expansion joint by the water hammer, which was used for life prediction based on the vibration durability. For the vibration durability test, the internal pressure of the expansion joint was assumed to be a factor of the durability life, and the lifetime prediction model equation was obtained by curve fitting the lifetime data at each pressure. During the test, the major failure modes of crack and water leakage occurred on the surface of the bellows part. The lifetime prediction model typically follows an inverse power law model. The pressure is a stress factor, and the model is effective in only a specific environment. Therefore, another stress factor such as temperature will be added and considered for a mixed lifetime prediction model in the future.