소듐냉각 고속로 연료봉단의 접촉부 손상예측을 위한 가속시험 방법

국문 초록 (Abstract)

본 논문은 한국원자력연구원에서 개발 중인 소듐냉각 고속로 핵연료의 연료봉 하단 마개에 있는 관통구멍과 마운팅 레일의 원기둥 형상과의 접촉부에 발생하는 접촉 손상을 예측하기 위한 가속시험 방법을 연구한 것이다. 가속시험 조건으로서 연료봉의 유체유발진동수 및 진폭을 유한요소 해석을 통하여 구하였다. 약 35000 시간의 연료봉 수명기간을 고려한 가속시험 시간을 결정하기 위해 일반 기계부품류의 신뢰성 평가 방법을 적용하였으며, 이때 가장 보수적인 형상 모수와 원자로 내에서의 연료봉 파손 허용 개수 기준 및 연료봉 피복관 재료인 HT-9강의 피로수명 데이터를 이용하였다. 시편의 개수를 5개로 하였을 때, 최종적으로 계산된 가속 시험시간은 각 시편 당 16.5시간이었다. 가속시험 후 전체 시편에 어떠한 접촉손상도 관찰되지 않을 때 연료봉의 수명기간 중 B0.004 수명이 신뢰수준 99%로 보장되는 것으로 평가하였다.

다국어 초록 (Multilingual Abstract)

This paper reports the results of an acceleration test to predict the contact-induced failure that could occur at the cylinder-to-hole joint for the fuel rod of a sodium-cooled fast reactor (SFR). To incorporate the fuel life of the SFR currently under development at KAERI (around 35,000 h), the acceleration test method of reliability engineering was adopted in this work. A finite element method was used to evaluate the flow-induced vibration frequency and amplitude for the test parameter values. Five specimens were tested. The failure criterion during the life of the SFR fuel was applied. The S-N curve of the HT-9, the material of concern, was used to obtain the acceleration factor. As a result, a test time of 16.5 h was obtained for each specimen. It was concluded that the B0.004 life would be guaranteed for the SFR fuel rods with 99％ confidence if no failure was observed at any of the contact surfaces of the five specimens.

목차 (Table of Contents)

• 초록
• Abstract
• 1. 서론
• 2. 연료봉 봉단 마개 접촉손상 개요
• 3. 가속시험의 실험변수
• 4. 가속시험 시간
• 5. 결론
• 참고문헌(References)

참고문헌 (Reference)

1 Kim, S.-H., "Tensile Properties of 12Cr-1MoW Martensitic Stainless Steel" KAERI 2004

2 Reliability Evaluation Center, Korea Institute of Machinery and Materials, "Reliability Engineering of Machinery and Automobile Industry" Sigma Press 422-479, 2016

3 Origin Lab, "Origin version 9"

4 Fuchs, H.O., "Metal Fatigue in Engineering" Wiley 1980

5 Kim, H. -K., "Fretting Wear of Laterally Supported Tube" 250 : 535-543, 2001

6 Haidyrah, A. S. R., "Characterization of Bending Fatigue Mini-specimen for Nuclear Materials" Missouri University of Science and Technology 2015

7 Simulia, "ABAQUS version 6.14 User’s Manual"