원자로 하부 관통관 구조의 안전성 평가 - 황인옥 (The Graduate School, Ajou University, 2011)
원자력발전소는 방사화 영역인 1차측 설비와 비방사화 영역인 2차측 설비로 구분할 수 있다. 1차측에 설치된 주요 기기를 연결하는 배관의 접합은 Alloy 600/82/182와 같은 인코넬 재질로 구성되어 있다. 이러한 Alloy 600 재질에 대한 PWSCC(Primary Water Stress Corrosion Cracking) 문제를 세계 각국의 운전중인 발전소에서 경험하고 있다. 가압 경수로형 발전소의 경우 2002년 미국의 Davis Besse 발전소에서 발생했던 원자로 헤드 관통관 손상이 계기가 되어 본격적으로 이에 대한 연구를 시작하게 되었다. 현재는 손상을 경험한 다양한 분야에 보수와 예방정비 방법이 개발되어 발전소에 적용되고 있다. 원자력발전소 운영을 관리하는 규제기관은 기기별 PWSCC 민감도를 설정하여 민감도가 높은 기기부터 예방정비를 실시하도록 권고하고 있다. 이중 원자로 하부 관통관은 원자로 상부에 비해 운전온도가 낮아 PWSCC 민감도가 매우 낮은 기기로 평가되었으나 2003년 미국 STP-1 발전소 원자로 하부 관통관에서 균열이 발견되었다. 본 논문에서는 고리1호기 원자로용기 하부 관통관을 대상으로 구조적 건전성을 확보하고 비파괴검사 중 결함이 발견되었을 경우 관통관에 대한 잔존 수명을 예측하기 위한 평가기술을 확립하고자 하였다. 건전성 평가는 노즐 설치위치를 고려하여 3개 노즐을 선택하여 수행하였다. PWSCC 성장 평가를 위해 운전중 발생되는 응력을 계산하기 위해 3차원 탄소성 모델을 통해 노즐부 용접, 수압시험, 정상운전 등을 시뮬레이션하여 정상운전중에 노즐부위에 발생되는 응력을 계산하였다. 균열의 진행 방향은 STP-1 발전소 사고 사례를 분석하여 균열의 성장 경로를 설정하였다. 건전성 평가는 용접부에서 축방향균열, 원주방향 균열에 대하여 각각 수행 하였다. 평가차트를 작성하기 위해 응력확대계수는 I.S. Raju & J.C. Newman이 제안했던 방법을 사용하였으며, 크랙 성장식은 EPRI MRP-115에서 제시했던 방법을 적용하였다. 결함 모델은 a/c=0.2인 표면 균열을 사용하였으며 초기 결함 크기는 0.01inch로 가정하여 수행하였다. 원자로 하부 관통관 노즐에 대한 건전성 평가결과 총 7개의 차트를 작성하였으며 잔여 여유도가 15년 ~ 40년까지 계산되어 운전중 PWSCC 결함 발생과 성장에 대한 여유도를 확인할 수 있었다. 아직은 건전성 평가가 수행되지 않은 원자로 하부 관통관 노즐에 대해 건전성 평가 차트를 작성한 본 연구를 통해 향후 가동중검사시 용접부에 균열이 발견되었을 경우 빠르게 안전성을 평가할 수 있을 것으로 판단된다.
학위논문(석사)--아주대학교 산업대학원 :산업시스템공학과,2011. 2
Keywords: 원자로