물에 잠긴 다공 원통형 쉘의 경우 물에 잠긴 상태로 유한요소해석을 하기에는 거의 불가능하므로 등가물성치를 사용하여야 한다. 다공 평판의 경우 이에 대한 등가물성치를 ASME 코드에서 제시하고 있지만, 다공 원통형 쉘의 등가물성치에 대한 연구는 아직까지 수행된 적이 없다. 따라서 본 연구에서는 유한요소해석을 이용하여 다공 원통형 쉘의 동적 해석에 이용할 수 있는 등가물성치를 제안하였고 그 타당성을 검증하였다.

원자로 용기의 온도-압력 한계곡선을 위하여 국내공동비교연구를 수행하였다. 국내 원전의 데이터를 이용하여 국내 각 기관에서 온도-압력 한계곡선 작성에 사용하고 있는 방법 및 기법을 비교하기 위하여 round robin 해석을 제안하였고 주어진 문제에 대하여 각 기관이 문제를 해석한 후 결과를 제출하여 이들을 분석함으로써 온도-압력 한계곡선 작성에 대한 표준 해석 자료를 만들어 추후 평가에 이용할 수 있도록 하였다.

핵연료집합체 검증 프로그램의 일환으로 본 연구에서는 지진과 배과파단이 핵연료집합체의 건선성에 미치는 영향을 검토하였다 원자로 노심의 상세 동적해석을 이용하여 지진 및 배과파단시 핵연료 집합체에 발생하는 전단력 굽힘 모우멘트 및 변위를 계산하였고 또한 집합체를 지지하고 있는 지지격자체의 충격력을 검토하였다 이들 하중에 대한 핵연료집합체의 응력해석을 수행하여 사고조건하에서의 구조적 건전성에 대하여 언급하였고 추후 설계시 고려할 사항을 제시하였다.

본 연구에서는 국내에서 가장 취약할 것으로 예상되는 원자력 발전소에 가압열충격 사고를 유발할 수 있는 주증기관 파단사고를 가정하여 열수력 해석과 파괴역학 해석을 수행하였다. 원전수명관리연구의 일환으로 계통열수력 해석 및 혼합열유동 해석에 의하여 구한 냉각제의 온도와 압력의 이력 및 용기의 재질성분으로부터 용기의 응력확대계수와 파괴인성치를 계산하고 이들을 비교하여 균열의 진전여부를 판단하여 형상계수가 1/6인 표면균열이 견딜 수 있는 최대 기준무연성천이온도를 결정하였다.

본 연구에서는 노심지지배럴을 축솜형의 원통형 쉘로 이상화하여, 그의 모드 특성을 고찰하였다. 쉘의 모드 해석은 사용코드인 ANSYS를 이용하였으며, 일반적으로 사용하고 있는 요소인 SHELL61과 SHELL63을 이용하여 해석을 수행하였고 이들의 특성을 비교하였다. 또한 두께에 따른 모드 특성을 검토하여 쉘 요소의 사용 한계를 규정하였다. 한편 구멍이 있는 쉘과 없는 쉘의 모드 특성을 조사하여 구멍 및 그의 위치가 모드 특성에 미치는 영향을 파악하였다. 이들 모든 결과를 실험 및 이론에 의한 결과와 비교하였다.

본 연구에서는 가압열충격 사고로 소형 냉각재 상실사고를 가정하여 냉각재의 온도와 압력의 이력으로 부터 용기 벽의 온도분포를 구하고, 이로 부터 열응력과 압응력을 해석적으로 구하였다. 또 균열 선단에서의 응력강도계수와 파괴인성치를 ASME코드의 방법을 이용하여 구하였고, 이들을 시간에 따라 비교하여 균열의 진전여부를 평가하였다. 원자로 용기 벽에 존재하는 여러 형태의 균열이 견딜 수 있는 최대 기준무연성천이온도를 결정하였으며 평가 결과에 대하여 고찰하였다.

핵분열로 인한 고온, 고압의 냉각수를 유지하는 원자로 용기는 원자로의 냉각 또는 가열시 압력에 의한 응력과 함께 열응력이 가해지고 원자로 벽의 온도변화에 따라 파괴인성치가 변화하기 때문에 임의의 결함이 존재할 경우 건전성 확보가 쉽지 않다. 따라서 가상결함이 성장하지 않도록 압력과 온도를 조정하면서 냉각 및 가열시킬 필요가 있다. 본 연구에서는 원자로 운전 중 냉각 및 가열시 안전하게 운전하기 위한 압력/온도 한계곡선을 구하는 절차에 필요한 이론을 조사하였고 이의 도출을 위한 해석과정을 전산화하였다. 국내원전 중 가장 오래된 고리 1호기에 대한 압력/온도 한계곡선을 다양한 냉각 및 가열률에 따라 설정하였고 이들 결과를 검토하였다.

본 논문에서는 가압열충격의 파괴역학적 해석에 필요한 이론을 조사하였고 원자로용기의 구조건전성을 평가하기 위하여 해석과정을 전산화하였다. 우선 사고 transient에 대하여 원자로용기내의 압력과 주입되는 냉각재의 온도변화가 주어지면 이들로 부터 시간에 따른 용기에서의 온도와 응력분포를 구하고, 중성자 조사량과 용기 재질의 화학성분으로 부터 기준무연성천이온도의 분포가 구해지며 이로부터 파괴인성치 KIA와 KIC의 분포가 얻어진다. 또한 응력분포로 부터 균열의 크기 및 형상에 따라 응력확대계수 KI이 구해지므로 이를 KIA및 KIC와 비교함으로써 균열의 성장거동을 예측할 수 있다. 지금까지 보고된 가압열충격을 유발할 수 있는 대표적인 사고 transient가 국내 발전소에 발생할 경우를 가정하여 해석을 수행하였고 그 결과에 대하여 검토하였다.

원자로 내부구조물을 구성하고 있는 중요한 구조물 중의 하나언 제어봉집합체 보호구조물-에 대한 랜덤진동 의 응답을 구하였다. 제어봉집합체 보호구조물은 본래의 설계로부터 많은 설계변동이 있었고 이에 대하여 많 은 우려가 제기되었던 바 본 논문에서는 정상상태에서의 랜덤하중에 대한 동적해석을 수행하여 그 응답윤 'JL 하였고 이들을 실험치와 비교， 검토하였으며 제어봉집합체 보호구조울이 구조적으로 안전함을 보였다.

원자력발전소중 안전과 관련된 구조물은 지진의 가능성에 대비하여 그의 구조적 안전성과 가용성이 검중되어야 한다. 본 논문은 원자력발전소 보호시스댐 캐비넷올 예롤 들어 그에 대한 내진검증 방법올 보였다. 캐비넷의 유한요소모델을 작성하여 통특성올 구하였고 그 모우드값을 입력지진스펙트럼과 비교한 결과 구조물의 1 차모우드가 입력스펙트럼의 야앓와 일치함으로써 셜계변경의 필요성이 대두되었다. 이 peak 값을 피하기 위하여 캐비넷의 구조를 변경하였고 변경된 구조물에 대하여 웅답스텍트럽해석과 시간 이력해석올 수행하여 구조적 건전성과 가용성올 보임으로써 설계변경된 캐비넷의 내진검증을 확인하였 다

원자로내부구조물의 설 계시 필요한 동적응답해석을 위하여 각 구조물의 정확한 진동특성 을 파악한 필요가 있다. 한국표준형 원자력발전소를 위하여 설계된 제어 봉 집합체 보호구조품은 기존의 설계로 부터 많은 설셰 변경이 있었고， 또 이 구조물은 튜우브와 앓은 판이 사각격자형태로 이 루 어져 었고 연 결 봉에 의해 고정되는 동 매우 복잡한 형태로 구성되어 있어서 해석과 시험에 위한 진동측정프로그램을 수행 할 펼요성이 대두되었 다. 따라서 본 논문에서 는 보호구조물의 진동시험을 수행하여 통적특성을 구하였고 또한 유한요소모델 을 이 용하여 해석에 의해 시험조간하에서의 고유진동수와 모두드형상을 구하였다. 시험과 해석에 의한 모우드특성 욕 비교하 겸과 매우 잠 일치함으로써 구조물의 동적응답을 구하기 위한 해석모델의 타당성플 보였다

원자로 내부구조물의 설계시 필요한 동적웅답해석을 위하여 각 구조물의 정확한 진동특성을 파악할 필요가 있다 한국 표준형 원자력발전소를 위하여 설계된 제어몽집합체 보호구조불은 기존의 설계로 부터 많은 설계변경이 있었고， 또 이 구조물은 튜우브와 앓은 판이 사각격자 형태로 이루어져 있고 연결봉에 의해 고정되는 퉁 매우 복잡한 형태로 구성되어 있어서 해석과 시험에 의한 진통측정 프로그램을 수행할 필요성이 대두되었다. 따라서 본 논문에서는 진동측정 프로그램의 첫 단계로서 범용구조해석코드인 ANSYS 를 이용하여 시험전 해석올 수행하였다， 또 자유도의 수와 앓은 판에 있는 구멍 및 연결봉의 pre-load가 구조물의 자유진동수에 미치는 영향을 검토하였다. 이로부터 결정된 유한요소모텔에 대하여 모우드해석올 수행하여 구조물의 고유진동수와 모우드형상을 구하였고， 조화운동해석 (Harmonic Analysis) 을 행하여 주요모우드에 대한 웅답올 측정함으로써 추후에 수행될 전동측정 시험조건 즉 웅답측정부위， 측정위치의 수， 측정진동수의 범위 및 가진력의 크기 등을 결정하였다.