원자력 발전소 안전의 궁극적인 목적은 가상의 방사성 위험으로부터 공공과 환경을 보호하는 데 있다. 이러한 목적을 이루기 위하여, 원자력 발전소는 일반적으로 구조물, 계통 및 기기가 ...
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2021
Korean
550
학술저널
23-23(1쪽)
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원자력 발전소 안전의 궁극적인 목적은 가상의 방사성 위험으로부터 공공과 환경을 보호하는 데 있다. 이러한 목적을 이루기 위하여, 원자력 발전소는 일반적으로 구조물, 계통 및 기기가 ...
원자력 발전소 안전의 궁극적인 목적은 가상의 방사성 위험으로부터 공공과 환경을 보호하는 데 있다. 이러한 목적을 이루기 위하여, 원자력 발전소는 일반적으로 구조물, 계통 및 기기가 정상운전 동안 및 가상의 사고 조건에서 충분한 구조적 건전성을 갖도록 설계되었음을 검증할 것을 요구한다. 원자로냉각재계통의 대형기기의 갑작스러운 파손은 단시간 내에 냉각재의 상실과 압력파 혹은 원자로 비산물에 의한 격납용기의 파손을 야기시킬 수 있다. 즉, 원자로용기의 파손은 노심의 유지 및 냉각 능력이 상실될 수 있기에 파손 가능성이 극히 낮음을 보이거나, 이러한 파손이 격납용기의 파손 결말로 이어지지 않음을 입증할 필요가 있다.
본 논문에서는 Oak Ridge 국가연구실에서 개발한 확률론적 파괴역학 프로그램 중 하나인 FAVOR 전산코드를 이용하여 원자로용기의 파손확률이 낮음을 검증하였다.
FAVOR 전산코드는 미국 원자력규제위원회의 지원을 받아 Oak Ridge 국가연구실에서 개발한 확률론적 파괴역학 프로그램으로 Monte Carlo sampling 기법을 이용하여 원자로용기의 파손확률을 계산한다. 최근에 배포된 Version 16.1 은 내부의 표면 결함에 대한 응력확대 계수의 계산, 재료물성, 최근의 ASME 코드의 방법론 및 내용을 반영하였다.
국제원자력기구(IAEA)에서 정의한 것처럼, 특정 과도조건은 과냉각 상태에서 상대적으로 고압 상태에서 혹은 압력이 증가시키는 상태에서 원자로용기의 급속한 냉각을 야기시킬 수 있다. 이러한 과도조건을 가압열충격이라 하며, 원자로용기의 급속한 냉각에서 고려하는 열충격과는 다른 개념이다.
1000MWe 급 원자력발전소의 원자로용기에 대한 파손확률을 평가하였으며, 무한대 균열길이를 갖는 원주방향 표면결함에 대하여 가압열충격이 발생하였을 때의 파손확률을 평가하였다. FAVOR 전산코드로 평가한 결과, 1E-06/ry의 확률을 나타내었으며, 이는 가압열충격 과도조건이 발생했을 때의 조건부 파손확률이다. 즉, 가압열충격의 발생확률이 낮은 확률을 나타내므로, 원자로용기의 파손확률이 극히 낮음을 알 수 있다.
다국어 초록 (Multilingual Abstract)
The objectives of nuclear power plant safety are to protect the public and the environment against postulated radiological hazard. In order to achieve these objectives, the nuclear power plant is generally required to demonstrate that the structures, ...
The objectives of nuclear power plant safety are to protect the public and the environment against postulated radiological hazard. In order to achieve these objectives, the nuclear power plant is generally required to demonstrate that the structures, systems, and components are designed to have the sufficient structural integrity during normal plant operation and the postulated accident conditions. In this study, FAVOR Code, one of the probabilistic fracture mechanics programs, is used to demonstrate the low failure likelihood of reactor vessel under pressurized thermal shock events.
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