용접잔류응력의 영향을 고려한 원자로 내부구조물 중성자 조사취화 평가
저자
김영찬(Yeong-Chan Kim) ; 김종성(Jong-Sung Kim) ; 장현수(Hyun-Su Jang)
발행기관
학술지명
권호사항
발행연도
2021
작성언어
Korean
주제어
KDC
550
자료형태
학술저널
발행기관 URL
수록면
130-130(1쪽)
제공처
가압경수로형 원자로 내부 구조물의 핵심 재료인 오스테나이트 스테인리스 강은 설계 수명 40 년에 걸쳐서 중성자 조사로 인한 중성자조사경화가 일어날 수 있다. 또한 용접잔류응력은 재료의 부식손상의 주요 원인 중 하나이다. 따라서 본 연구에서는 원전의 주요 기기인 원자로 내부 구조물의 용접잔류응력 해석을 진행하고, 그 후 설계 수명 40 년 동안 중성자 조사 해석을 진행하여 원자로 내부 구조물의 응력 분포를 확인하였다. 원자로 내부 구조물의 기하학적 형태는 원주 각도의 1/8 대칭이다. 따라서 본 연구에서는 45 도 각도의 3 차원 유한 요소 모델을 이용하여 해석을 진행하였다. 유한요소해석은 상용프로그램인 ABAQUS를 사용하였고 열전도도를 기반으로 한 Sequential Coupled Heat Transfer-Stress Analysis Procedure를 사용하여 용접잔류응력을 진행하였다. 원자로 내부구조물의 구성품인 Shroud Plate, Rib, Ring 및 Brace 와 용접금속에는 기계적인 물성의 차이가 존재하며, CMTR을 기반으로 Bi-Linear 소성 거동을 한다고 가정하였고 항복강도는 온도 변화에 따라 도출하였다. 이때 소성 거동은 보수적인 평과 결과를 제공하는 것으로 알려진 등방성 소성 경화 거동으로 가정하였다. 용접잔류응력 해석 뒤 중성자 조사 해석을 수행하기 위해서 User-Subroutine의 USFLD 와 UHARD를 사용하여 원자로 내부 구조물에 중성자 조사(dpa)분포를 형성하고 중성자조사로 인한 경화 해석을 수행하였다. 결과적으로 원자로 내부 구조물은 보수용접직후 높은 응력 분포를 나타내지만, 중성자 조사에 따라 응력 분포가 낮아짐을 알 수 있었고, 유한요소해석이 합리적으로 수행되었음을 나타낸다.
더보기Austenite stainless steel, a key material for reactor internal of pressurized light-water reactor nuclear power plant, can cause neutron irradiation hardening due to neutron irradiation over a design life of 40 years. Also, welding residual stress is one of the main causes of corrosion damage in material of reactor internal. Therefore, this study conducted a welding residual stress analysis of the reactor internal, which is the instrument of the nuclear power plant, and then conducted a neutron irradiation analysis for 40 years to verify the stress distribution of the reactor internal. The geometric shape of the reactor internal is 1/8 the symmetry of the circumference angle. Therefore, in this study, we proceed with the interpretation using a three-dimensional finite element model with an angle of 45 degrees. Finite element analysis was carried out using ABAQUS, a commercial program, and weld residual stress was carried out using the Sequential Coupled Heat Transfer-Stress Analysis Procedure based on thermal conductivity. Mechanical material differences exist in the components of the reactor internal structure, Shroud Plate, Rib, Ring, Brace, and weld metal, and the bi-Linear plastic behavior is assumed based on CMTR, and the yield strength is derived according to the temperature change. At this time, plastic behavior was assumed to be isotropic stiffening behavior known to provide conservative reviews and results, and plastic behavior was assumed to be isotropic stiffening behavior, which is known to provide conservative reviews and results. To perform neutron irradiation analysis after welding residual stress analysis, USFLD and UHARD of User-Subroutine were used to form a neutron irradiation (dpa) distribution in the structure inside the reactor and to conduct hardening analysis due to neutron irradiation. As a result, the structure inside the reactor exhibits a high stress distribution immediately after the repair weld, but neutron irradiation shows that the stress distribution decreases and that finite element analysis has been reasonably performed.
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