● 제목 : Investigation of seismic responses of reactor vessel and internals for beyond-design basis earthquake using elasto-plastic time history analysis

● 저자 : 이상정(연세대학교), 이은호(연세대학교), 이창균(연세대학교), 박노철(연세대학교, 교신저자), 최영인(한국원자력안전기술원), 오창식(한국원자력안전기술원)

● 원문 : NET Volume 53, Issue 3, 2022, Pages 988-1003

배경

2011년 동일본 대지진으로 인한 후쿠시마 원전 사고로 설계기준초과(Beyond Design Basis Earthquake; BDBE)에 대한 원전 기기(Nuclear Power Plants; NPPs)의 내진 안전성 평가에 대한 연구 필요성이 대두되었다. 특히, 기존의 탄성 영역을 넘어서서 BDBE에 의한 원전 기기의 소성 변형으로 발생하는 응답과 건전성 평가 방법에 대한 연구가 활발하게 진행되고 있다. 본 논문은 국내 가동 원전인 APR1400을 대상으로 BDBE에 대해 원자로 용기 및 내부구조물의 탄성 응답과 탄소성 응답의 특성을 분석하였다. 또한 원자로 용기에서 발생하는 소성 변형으로 내부구조물에 작용하는 하중이 감소하는 효과를 검토하였다.

원자로 용기 및 내부구조물의 탄소성 응답 분석

본 연구의 대상은 원자로 용기와 원자로 내부구조물로 나뉜다. 원자로 내부구조물은 크게 노심지지배럴, 하부지지구조물, 코어 슈라우드, 상부안내구조물, 내부배럴집합체 등으로 구성된다. 원자로 용기 및 내부구조물의 탄소성 내진 해석을 위한 유한요소해석모델은 본 연구팀의 이전 연구[1-4]들을 기반으로 탄소성 해석에 적합하도록 기하 형상, 요소 크기 등을 개선하여 그림 1과 같이 탄소성 해석을 위한 유한요소해석모델을 구축하였다. 지진과 같은 반복 하중에 대한 응답 도출 시 요구되는 재료의 반복 거동 모델을 모사하기 위하여 모든 구조물은 Bilinear kinematic hardening 재료 모델을 이용하여 탄소성 거동을 표현하였다. 특히, 노심과 가까운 내부구조물은 장기간의 중성자 조사로 취화된 재료 물성을 적용하여 장시간 가동된 원전의 재료 거동 특성을 반영하였다.



본 해석에서 APR1400 원자로의 설계기준지진인 0.3g SSE(Safety Shutdown Earthquake)를 증폭하여 PGA(Peak Ground Acceleration) 0.6g 수준의 지진파를 입력으로 선정하였다. 원자로 용기 및 내부구조물은 SAM(Seismic Anchor Motion)에 대한 영향이 미미하기 때문에 LMM(Large Mass Method)를 가진 방법으로 이용하였다. 원자로 용기 및 내부구조물의 탄성 응답과 탄소성 응답 특성을 분석하기 위하여 탄성 해석과 탄소성 해석을 각각 수행하였고 해석 결과를 표 1에 비교하였다. 모든 구조물에 대하여 최대 등가 응력 및 RMS 값이 감소하는 결과를 확인할 수 있다. 원자로 용기의 탄소성 해석의 최대 응력이 455.8 MPa로 탄성 해석 결과보다 크게 감소하였다. 이는 그림 2와 같이 원자로 용기의 Inlet 노즐부 및 Shear key에서 소성 변형이 발생하기 때문에 원자로 용기에 작용하는 응력이 항복 강도인 428.8 MPa를 크게 초과할 수 없다.


표 원자로 용기 및 내부구조물의 탄성 및 탄소성 해석 등가 응력 응답 결과 비교

특히 주목해야 하는 결과는 원자로 내부구조물의 응답 감소 경향이다. 내부구조물은 소성 변형이 발생하지 않지만 탄성 응답에 비하여 탄소성 응답이 매우 감소한 결과를 확인할 수 있다. 이는 그림 3과 같이 원자로 용기 지지대에서 원자로 내부구조물까지 주요 체결 위치에 작용하는 하중이 감소하였기 때문이다. 원자로 내부구조물에 가해지는 지진 입력에 의한 하중은 주로 Inlet nozzle과 Shear key를 통하여 전달되는데, 해당 위치에서의 소성 변형은 외력에 의한 에너지를 영구적인 변형 에너지로 저장하여 원자로 내부구조물로 전달되는 하중이 작아지는 것이다.

결론

본 연구는 BDBE에 대한 APR1400 원자로 용기 및 내부구조물의 내진 안전성을 평가하기 위하여 재료의 탄소성 거동을 고려한 내진 해석 방법을 제시하였고 탄성 영역을 초과한 소성 거동에 의한 지진 응답 변화에 대한 분석을 수행하였다. 또한 중성자 조사로 인한 경년열화를 고려하기 위하여 노심과 가까운 내부구조물은 중성자 조사로 취화된 재료 물성을 적용하였다. BDBE로 인하여 원자로 용기의 shear key, inlet nozzle 지지부에서 소성 변형이 발생하는 것을 확인하였다. 이와 같이 원자로 용기의 국부적인 소성 변형은 구조물에 전달되는 지진 에너지를 변형 에너지로 저장하여 핵연료를 구조적으로 지지하고 보호하는 내부구조물에 전달되는 하중을 감소시킨다. 따라서 내부구조물의 안전성이 향상되는 효과를 확인할 수 있다.
본 연구의 결과는 BDBE에 대한 원전 기기의 내진 안전성 평가 방법의 확립에 기여할 수 있을 것으로 기대된다. 특히, 현재 개발중인 변형률 기반 평가 방법의 국내 가동 원전의 적용성을 검토하는 데 활용될 수 있으며 나아가 본 연구의 해석 방법 및 해석 결과는 규제 기관의 BDBE에 대한 원전 규제 지침에 기술적 배경으로 활용될 수 있을 것이다.


  • · 참조문헌
      [1] J.B. Park, Y. Choi, S.J. Lee, N.C. Park, K.S. Park, Y.P. Park, C.I. Park, Modal characteristics analysis of the APR1400 nuclear reactor internals for seismic analysis,
           Nuclear Engineering and Technology. 46 (2014) 689-698.
      [2] Y. Choi, J.B. Park, S.J. Lee, N.C. Park, Y.P. Park, J.S. Kim, W.J. Roh, Seismic analysis of the APR1400 reactor vessel internals using the model reduction method,
           Journal of Nuclear Science and Technology. 53 (2016) 1701-1714.
      [3] Y. Choi, J.B. Park, S.J. Lee, N.C. Park, Y.P. Park, J.S. Kim, W.J. Roh, Model reduction methods for cylindrical structures in reactor internals considering the fluid-structure interaction,
           Journal of Nuclear Science and Technology. 53 (2016) 204-222.
      [4] J. Park, S.J. Lee, E. Lee, N.C. Park, Y. Kim, Seismic responses of nuclear reactor vessel internals considering coolant flow under operating conditions,
           Nuclear Engineering and Technology. 51 (2019) 1658-1668.