Pressurized thermal shock (PTS) occurs when rapid and severe overcooling takes place at the reactor pressure vessel (RPV) while the high inner pressure is maintained or it is repressurized, which has been studied as a severe safety issue recently.
RPV is operated at a high temperature and a high pressure during normal operation condition. On detecting unusual operation condition, coolant water is injected into the vessel to protect it. Aged RPV is fragile for PTS due to fluence irradiation. Overcooling events produce temporally-dependent temperature gradients that induce biaxial stress states varying in magnitude through the vessel wall. The tensile stress generates mode Ⅰ opening driving force that acts on surface or embedded flaws.
According to the strict regulations of international organizations such as USNRC and IAEA, RPV for PTS has been re-evaluated on mechanical integrity. Reg. Guide 1.154 of USNRC recommends using screening criterion based on the reference temperature of nil-ductility transition, $RT_{NDT}$. If it exceeds 270F for plates, forgings, and axial weld materials, or 300F for circumferential weld materials, Regulatory Guide 1.154 requires mechanical integrity assessment of RPV by using probabilistic fracture mechanics (PFM) analysis. And it also requires the total frequency of failure (TFF) be less than $5×10^{-6}$ per reactor year for the requested period of continued operation.
Many codes such as VISA-II, FAVOR and PASCAL have been developed and released to assess PFM mechanical integrity of RPV for PTS. PFM analysis consists of two parts. The former is deterministic fracture mechanics analysis calculating temperature, stress, stress intensity factor as function of time & position, by using temperature, pressure, heat transfer coefficient. The latter is PFM analysis calculating conditional probability of initiation (CPI) & conditional probability of failure (CPF) by comparison of stress intensity factor and fracture toughness which is acquired by using Monte Carlo method sampling some parameters related to fluence irradiation embrittlement.
In this study, R-PIE code being developed by Korea Institute of Nuclear Safety (KINS) was investigated for verification step. Next, integrity of RPV of domestic nuclear plants such as Gori 1 and Ulchin 4 was assessed by using R-PIE code. Also, parametric study was carried out for revision of R-PIE code.
가압열충격은 원자로 압력용기에서 높은 내부압력이 유지되거나 재가압되는 동안 급격하고 심각한 냉각이 발생하게 될 때 발생하는데, 엄격한 안전성에 대하여 최근들어 연구되고 있다.
압력용기는 정상 조건시 고온 고압에서 작동되는데 비정상 조건이 감지되면 압력용기를 보호하기 위해 냉각수가 유입된다. 중성자 조사로 인해 오래된 압력용기는 가압열충격에 대해 취약해진다. 냉각으로 인해서 이중축의 응력상태가 벽두께에 따라 변하는 온도구배가 생성된다. 그로 인해 인장응력으로 표면균열이나 내부균열에 작용되는 모드1을 야기하는 힘이 생성된다.
USNRC 나 IAEA 같은 국제 조직의 엄격한 규율에 따라, 가압열충격시 원자로 압력용기의 기기 건전성이 재평가되고 있다. Reg.Guide 1.154에서는 무연성 천이 기준온도와 관련된 검사기준을 사용하도록 권고한다. 그 온도가 판재, 단조재 및 축방향 용접부의 경우 270℉, 원주방향 용접부의 경우 300℉을 초과하는 원전에 대해 확률론적 파괴역학을 사용한 기기 건전성 평가를 수행하도록 요구하고 있다. 그 때의 종합파손빈도는 5E-6을 넘지않도록 요구하고 있다.
가압열충격에 대한 확률론적 파괴역학의 기기 건전성 평가를 위해 VISA-II, FAVOR, PASCAL 같은 많은 코드들이 개발되어있다. 확률론적 파괴역학은 두 단계로 구성되어 있는데, 온도, 압력, 열전달계수를 이용하여 시간과 위치에 따른 함수로 온도, 응력, 응력확대계수를 계산하는 결정론적 단계와 중성자 조사 취화와 관련된 변수들을 추출하여 몬테카를로 방법으로 응력확대계수와 파괴인성을 비교하여 조건부 균열진전확률(CPI), 조건부 파손확률(CPF)를 계산하는 확률론적 단계가 있다.
이 연구에서는 한국원자력안전기술원에서 개발중인 R-PIE 코드의 검증절차를 거친후, R-PIE 코드를 사용하여 고리1호기와 울진4호기와 같은 국내원전의 건전성을 평가하였다. 그리고 R-PIE 코드의 개정을 위하여 민감도 분석을 시행하였다.
