기술내용
원전의 장기운전에 따라 원자로압력용기는 노심에서 발생되는 중성자에 장기간 노출되어 재 료의 연성 및 인성이 감소하는 조사취화 현상이 가장 큰 문제로 알려져 있다. 재료의 파괴 인성이 현저하게 감소된 원자로압력용기에 심한 열과 압력이 가해지는 가압열충격(PTS) 사 건 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 대 한 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 클래 드 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 응 력확대계수 변화 계산치와 압력용기강의 조사취화 후의 물성을 확률변수로 하는 파괴인 성 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 압력용기강 의 파손확률을 계산.
그림 1. 원자로용기 PTS 안전해석 평가프로그램 원형과 계산절차
그림 2. PTS 평가 프로그램에 적용된 유한차분법과 균열성장 시뮬레이션
그림 3. 완성된 PTS 평가프로그램 원형과 출력결과의 예
적용분야
세계적으로 원자로용기 조사취화에 따른 안전성을 평가하기 위하여 확률론적 파괴역학을 이 용한 전산코드를 개발하고 이를 활용하고 있다. 그러나 기존의 국내외 프로그램들은 최신의 평가법과 변화된 규정을 적절히 반영하고 있지 못하며 그 소스코드가 Open되어 있지 않으 므로 프로그램 수정이 쉽지 않다. 본 연구에서 개발하고 있는 PTS 프로그램을 이용하면 원 자력 발전소 가동년수 증가, 원자로용기 조사취화, 재료의 파괴 인성 저하로 이어지는 일련 의 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 장기운 전에 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 코 드를 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