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원자로 압력용기의 조사취화 평가를 위한 3D 수송계산의 적용

Title
원자로 압력용기의 조사취화 평가를 위한 3D 수송계산의 적용
Other Titles
Application of 3D Transport Calculation to Evaluate Radiation Embrittlement of Reactor Pressure Vessel
Author
맹영재
Alternative Author(s)
Maeng, Young Jae
Advisor(s)
김찬형
Issue Date
2015-02
Publisher
한양대학교
Degree
Master
Abstract
원자로 압력용기는 원자로 수명기간 동안 건전성을 유지해야하는 다중방호벽 중 하나이며, 압력용기 내에서 생성된 방사성물질의 유출을 막는 중요한 역할을 한다. 하지만 장기간의 고속 중성자(E>1.0MeV)의 조사는 페라이트계 저합금강으로 제작된 압력용기 재료의 기계적 성질을 취화시키며 압력용기 건전성에 심각한 위해를 준다. 원자로 압력용기 중성자 조사취화 평가는 압력용기에 도달하는 중성자 조사량(E>1.0MeV, n/cm2)의 정확한 평가가 가장 핵심적이며, 이를 위해 볼츠만(Boltzmann) 수송방정식을 해석한다. 수송방정식으로부터 구한 계산결과는 중성자 조사취화 평가의 중요한 출발점이 되며 전통적으로 2차원 축방향, 반경방향 수송계산 결과로부터 구한 중성자속(n/cm2-sec)의 해를 합성(Synthesis)하는 방법(이하 2D/1D 합성법이라 칭함)을 사용하여왔다. 이 합성법을 통해 원자로 압력용기의 중성자 조사량을 평가하게 되면 3차원 수송계산 결과보다 상당한 시간 단축과 최대 중성자 조사량 예측의 보수적인 결과를 준다. 최근 압력용기 건전성 평가를 수행함에 있어, 3차원 수송계산을 통한 정밀한 중성자 조사량 평가와 고선량 지역인 원자로 내부 구조물 및 노즐 등에 대한 경년열화현상을 평가하고자 3차원 수송계산 코드의 필요성이 대두되어 미국 웨스팅하우스 및 한국원자로감시기술(주)에서 병렬처리기법을 탑재한 3차원 수송계산 코드인 RAPTOR-M3G (RApid Paralle Transport Of Radiation - Mutiple 3dimensional Geometries)를 개발하였으며, 이를 한국 표준형 원전(Korea Standard Nuclear Power Plant, OPR1000)인 한빛4호기의 원자로 압력용기 내벽의 중성자 수송계산 및 조사취화 평가에 적용하였다. RAPTOR-M3G를 통한 한빛4호기 3차원 수송계산 해석 모델을 생성하기위해 해석 모델링, 노심선원분포 및 중성자 반응단면적을 정의하였으며, 실제 해당원전의 핵설계보고서(Nuclear Design Report)로부터 얻어진 각종 수송계산 입력자료를 바탕으로 매 핵주기별로 3차원 수송계산을 수행하였다. RAPTOR-M3G를 이용한 3차원 수송해석에서는 S10 구적까지 불연속 각분할 방법을 이용하였고 내부반복법에 의한 수렴한계는 0.001로 설정하여 수송계산을 수행하였다. 그 결과, 한빛4호기의 원자로 수명 말(32 EFPY, Effective Full Power Year)에서 최적의 압력용기 최대 중성자 조사량(E>1.0MeV, n/cm2)은 1.62E+19이었으며, 2차원 수송계산으로부터 합성한 결과(1.633E+19)보다 약 1% 낮은 결과이다. 이 두 결과는 압력용기 조사취화 평가에 모두 적용할 수 있는 비교적 작은 차이이기 때문에 앞으로 압력용기 조사취화 평가에 RAPTOR-M3G의 적용가능성을 확인할 수 있다. 그러나 압력용기 내부에 설치되어 있는 감시용기 위치에서의 중성자속은 최대 6%까지 2D/1D 합성법이 3차원 수송계산 결과보다 높은 값을 나타내었다. 이는 원자로를 대표하는 한 평면만을 나타내는 2차원 수송계산 모델의 한계점으로부터 시작된 2D/1D 합성법이 가지고 있는 보수성에 의한 것이라 판단된다. 또한 3차원 수송계산 결과의 검증을 위해 원자로 압력용기 내, 외부의 중성자 선량감시자의 비방사능 측정값과의 비교 결과, 압력용기 내부에서 ±20% 그리고 압력용기 외부에서 ±30% 이내의 관련 요건을 만족하였고 한빛4호기 수명 말(32 EFPY) 압력용기 내벽에서 모재의 기준무연성천이온도는 59.1°F로서 3차원 수송계산을 통한 압력용기 중성자 조사취화 평가는 원자로 압력용기 건전성 평가의 관련 요건을 만족하였다. 본 연구를 통해 3차원 수송계산을 수행하는 RAPTOR-M3G가 배플 및 배럴과 같은 원자로 내부구조물 및 2D/1D 합성법으로는 표현하기 힘든 노즐과 같은 지역에서의 경년열화평가 시에 주요한 역할을 할 수 있는 기초자료를 확보함과 동시에 현재 사용 중인 2D/1D 합성법이 가진 보수성을 제거하여, 원자로의 안전운전 여유도를 넓히고 수명연장 등과 같은 이익에 이바지 할 수 있음을 기대할 수 있다.
URI
https://repository.hanyang.ac.kr/handle/20.500.11754/128902http://hanyang.dcollection.net/common/orgView/200000426422
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GRADUATE SCHOOL[S](대학원) > NUCLEAR ENGINEERING(원자력공학과) > Theses (Master)
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