기술내용
원전의 장기운전에 따라 원자로압력용기는 노심에서 발생되는 중성자에 장기간 노출되어 재료의 연성 및 인성이 감소하는 조사취화 현상이 가장 큰 문제로 알려져 있다. 재료의 파괴인성이 현저하게 감소된 원자로압력용기에 심한 열과 압력이 가해지는 가압열충격(PTS) 사건 발생시 원자로 압력용기의 건전성을 확인할 수 있는 결정론적/확률론적 평가법에 대한 연구 및 개발이 계속되고 있다. 이와 관련하여 최신의 평가법과 재료 DB를 반영한 원자로 용기 확률론적 PTS 평가 전산코드 원형(PROFAS-RV)을 개발하였으며, 다양한 조건에 대한 검증 및 평가를 통해 지속적인 코드 개선이 이루어지고 있다.
- 응력해석 모듈: 입력된 과도상태(시간, 온도, 압력)에 따라 압력용기 전두께에 분포하는 시간에 따른 온도 및 응력 분포를 유한차분법을 이용하여 계산. 압력용기 형상과 클래드 및 모재의 열적/기계적 물성으로부터 외부하중에 대한 응력변화 계산 가능.
- 응력확대계수 계산 모듈: 지정된 균열 선단에서의 응력확대계수를 ASME Sec. XI App. A의 절차에 따라 계산. 향후 AFCEN 코드(RCC-MRx)를 도입하여 보다 정확도 높은 응력확대계수 계산이 가능.
- 파손확률 계산 모듈: 압력용기에 가해지는 하중에 의해 시간에 따른 균열선단에서의 응력확대계수 변화 계산치와 압력용기강의 조사취화 후의 물성을 확률변수로 하는 파괴인성 변화량을 비교하여 파손확률을 계산. 파손확률 계산에는 마샬결함분포를 이용하고, 재료물성 등의 확률변수를 생성하여 몬테카를로 시뮬레이션을 수행.
- 입출력 모듈: 해석방법(PFM/DFM), WPS 고려 여부, 총 과도시간, Film coefficient, RPV geometry, 조사량 및 감쇠상수, 구리/니켈 함유량, 초기 RTNDT값, 최대 인성값, 재료 함유량 표준편차, 파괴인성 표준편차, 유동응력, 용접부 체적 및 길이 등 결정론적/확률론적 해석에 사용되는 변수들을 입력 받고 그 결과로 균열의 성장 및 압력용기강의 파손확률을 계산.
Fig. 1. 원자로용기 PTS 안전해석 평가프로그램 원형과 계산절차
Fig. 2. 평가 프로그램에 적용된 유한차분법과 균열성장 시뮬레이션
Fig. 3. 완성된 PTS 평가프로그램 원형과 출력결과의 예
적용분야
세계적으로 원자로용기 조사취화에 따른 안전성을 평가하기 위하여 확률론적 파괴역학을 이용한 전산코드를 개발하고 이를 활용하고 있다. 그러나 기존의 국내외 프로그램들은 최신의 평가법과 변화된 규정을 적절히 반영하고 있지 못하며 그 소스코드가 Open되어 있지 않으므로 프로그램 수정이 쉽지 않다. 본 연구에서 개발하고 있는 PTS 프로그램을 이용하면 원자력 발전소 가동년수 증가, 원자로용기 조사취화, 재료의 파괴 인성 저하로 이어지는 일련의 과정들을 취약 운전조건(가압열충격과 같은 과도조건)을 가정하여 원자로용기의 안전성 및 건전성을 평가 할 수 있다. 또한, 앞으로 국내 원전의 압력용기강 재료 데이터베이스와 국내 재료 특성이 반영된 취화모델이 적용될 예정이므로 이를 이용하면 국내 원전의 장기운전에 따른 파손확률을 손쉽게 계산하고 평가 기준에 따라 안전도를 미리 예측할 수 있으며 장기적으로 프로그램의 지속적인 수정이 가능하다는 장점이 있다.
적용사례
현재 기본적인 계산모듈이 완성된 PTS 평가프로그램 원형을 개발하였으며, 지속적으로 코드를 개선하고 있다. 현재까지 수립된 기술로 다음과 같은 기술적 평가에 사용될 수 있다.
- 다양한 과도조건에 따른 원자로용기 응력확대계수 계산
- 중성자 조사량에 따른 압력용기강 조사취화 예측
- 원자로용기 조사취화에 따른 열충격 안전성 평가 및 수명 예측
- 국내 원자로용기강에 사용된 재료물성치 DB의 활용