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KR101696690B1 - 온도 구배 영역에서 시편 이동에 의한 원전기기 중대사고 생존성 평가시험장치 - Google Patents

온도 구배 영역에서 시편 이동에 의한 원전기기 중대사고 생존성 평가시험장치 Download PDF

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KR101696690B1
KR101696690B1 KR1020150043466A KR20150043466A KR101696690B1 KR 101696690 B1 KR101696690 B1 KR 101696690B1 KR 1020150043466 A KR1020150043466 A KR 1020150043466A KR 20150043466 A KR20150043466 A KR 20150043466A KR 101696690 B1 KR101696690 B1 KR 101696690B1
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KR
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KR1020150043466A
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이상혁
김대환
류경하
이태현
김상교
김재형
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한국기계연구원
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Abstract

원전기기 중대사고 생존성 평가시험장치 및 원전기기 중대사고 생존성 평가시험방법에서, 상기 생존성 평가시험장치는 원전사고의 모의실험을 위해 내부에 유체를 수용하는 챔버, 상기 챔버 내에 제1 방향에 따라 상기 유체의 온도 구배 영역을 형성하기 위해 상기 유체를 가열하거나 냉각할 수 있는 온도 구배 모사부, 및 상기 유체에 의한 시편의 영향을 측정하기 위해 상기 온도 구배 영역 내에서 상기 시편을 상기 제1 방향을 따라 이동시키는 시편 이동부를 포함한다. 상기 온도 구배 영역 내에서 시편이 이동되면서 상기 유체의 온도에 따른 시편의 영향이 용이하게 측정될 수 있다.

Description

온도 구배 영역에서 시편 이동에 의한 원전기기 중대사고 생존성 평가시험장치{APPARATUS FOR SEVERE ACCIDENT SURVIVABLITY ASSESSMENT OF NUCLEAR PLANT DEVICES BY SPECIMEN MOVEMENT IN TEMPERATURE GRADIENT REGION AND METHOD FOR SEVERE ACCIDENT SURVIVABLITY ASSESSMENT OF NUCLEAR PLANT DEVICES USING THE SAME}
본 발명은 원전기기 중대사고 생존성 평가시험 장치 및 이를 이용한 원전기기 중대사고 생존성 평가시험 방법에 관한 것이다. 더욱 자세하게는, 온도 구배 영역에서 시편을 이동하면서 그 영향을 평가하는 원전기기 중대사고 생존성 평가시험 장치 및 이를 이용한 원전기기 중대사고 생존성 평가시험 방법에 관한 것이다.
일본의 원자력 발전소의 대형사고 이후, 원자력발전소에서 발생할 수 있는 사고 환경에서 원전기기들의 생존성에 대한 관심이 고조되고 있다. 예를 들어, 원자력발전소에서 냉각재상실사고 또는 대형배관 파단사고가 일어날 때 고온 및 고압의 유체가 누수되고, 상기 누수되는 유체에 의해 원전기기들의 작동에 심각한 영향을 초래하여 상기 사고에 의한 추가적인 사고들이 발생할 수 있다.
따라서, 원자력발전소의 사고 환경을 모사하여 고온 및 고압의 유체가 누수될 때 원전기기들에 미치는 영향을 조사할 수 있는 실험장치에 대한 필요성이 크다.
특히, 600도 이상의 고온 및 5기압 이상의 고압으로 유체를 가열 및 가압하고, 가열 및 가압된 유체에 의한 시험 시편에 미치는 영향을 측정하도록 원자력발전소의 중대사고 상황을 모사할 수 있는 기술적 요구가 큰 실정이다.
한국공개특허 제2000-0025006호에서는 고압 유체가 분사되는 모의 실험장치가 개시되고 있으나, 온도 구배 영역을 형성하여 시편에 대한 영향을 측정하는 장치에 대한 내용과는 차이가 있다.
또한, 한국공개특허 제2006-0011055호에는 증기발생기를 모사하는 실험장치가 개시되고 있지만, 단순히 시편에 증기를 분사하는 것으로 온도 구배 영역을 형성하는 기술을 구현하지 못하고 있다.
본 발명의 일 과제는 온도 구배 영역에서 시편을 이동하면서 그 영향을 평가하는 원전기기 중대사고 생존성 평가시험장치를 제공하는 데 있다.
본 발명의 다른 과제는 상기 평가시험장치를 이용한 원전기기 중대사고 생존성 평가시험방법을 제공하는 데 있다.
상술한 본 발명의 일 과제를 달성하기 위하여, 본 발명의 예시적인 실시예들에 따른 원전기기 중대사고 생존성 평가시험장치는 원전사고의 모의실험을 위해 내부에 유체를 수용하는 챔버, 상기 챔버 내에 제1 방향에 따라 상기 유체의 온도 구배 영역을 형성하기 위해 상기 유체를 가열하거나 냉각할 수 있는 온도 구배 모사부, 및 상기 유체에 의한 시편의 영향을 측정하기 위해 상기 온도 구배 영역 내에서 상기 시편을 상기 제1 방향을 따라 이동시키는 시편 이동부를 포함한다.
예시적인 실시예들에 있어서, 상기 온도 구배 모사부는 상기 챔버의 제1 측부에 구비되는 유체 가열장치, 및 상기 제1 측부와 서로 마주하는 상기 챔버의 제2 측부에 구비되는 유체 냉각장치를 포함할 수 있다.
예시적인 실시예들에 있어서, 상기 시편 이동부는 상기 제1 방향과 수직한 제2 방향으로 연장되고 상기 시편을 지지하고 고정시킬 수 있는 스테이지, 상기 스테이지를 상기 제1 방향을 따라 이동시키기 위해 승강 동력을 발생하는 스테이지 승강장치, 및 상기 스테이지와 상기 스테이지 승강장치를 연결하고 상기 스테이지 승강장치에서 발생된 상기 승강 동력을 상기 스테이지로 전달하는 연결유닛을 포함할 수 있다.
예시적인 실시예들에 있어서, 상기 스테이지 승강장치 및 상기 연결유닛은 상기 제2 방향을 따라 복수개로 구비될 수 있다.
예시적인 실시예들에 있어서, 상기 연결유닛은 상기 챔버의 상기 제2 측부를 관통하여 상기 스테이지 승강장치와 상기 스테이지를 연결할 수 있다.
예시적인 실시예들에 있어서, 상기 챔버는 상기 유체 가열장치로부터 상기 시편에 대한 복사 열전달을 최소화하기 위해 상기 유체 가열장치를 커버하는 슬릿장치를 더 포함할 수 있다.
예시적인 실시예들에 있어서, 상기 챔버는 상기 유체를 가압할 수 있는 유체 가압장치를 더 포함할 수 있다.
예시적인 실시예들에 있어서, 상기 유체는 상기 가압장치에 의해 5기압 이상으로 가압될 수 있고, 상기 유체 가열장치에 의해 600도 이상으로 가열될 수 있다.
상술한 본 발명의 다른 과제를 달성하기 위하여, 원전사고의 모의실험을 위해 내부에 유체를 수용하는 챔버, 상기 챔버 내에 제1 방향에 따라 상기 유체의 온도 구배 영역을 형성하기 위해 상기 유체를 가열하거나 냉각할 수 있는 온도 구배 모사부, 및 상기 온도 구배 영역 내에서 시편을 상기 제1 방향을 따라 이동시키는 시편 이동부를 포함하는 원전기기 중대사고 생존성 평가시험장치에 있어서, 예시적인 실시예들에 따른 원전기기 중대사고 생존성 평가시험방법은 상기 유체를 상기 챔버 내에 구비하고 상기 시편을 상기 시편 이동부에 배치한다. 상기 유체를 상기 챔버의 유체 가압장치에 의해 5기압 이상으로 가압하며 온도 구배 모사부를 이용하여 상기 유체를 600도 이상으로 가열하며 온도 구배를 형성한다. 상기 시편 이동부를 이용하여 상기 시편을 상기 제1 방향을 따라 이동한다.
예시적인 실시예들에 있어서, 상기 온도 구배 모사부는 상기 챔버의 제1 측부에 구비되는 유체 가열장치, 및 상기 제1 측부와 서로 마주하는 상기 챔버의 제2 측부에 구비되는 유체 냉각장치를 포함할 수 있다.
예시적인 실시예들에 있어서, 상기 시편 이동부는 상기 제1 방향과 수직한 제2 방향으로 연장되고 상기 시편을 지지하고 고정시킬 수 있는 스테이지, 상기 스테이지를 상기 제1 방향을 따라 이동시키기 위해 승강 동력을 발생하는 스테이지 승강장치, 및 상기 스테이지와 상기 스테이지 승강장치를 연결하고 상기 스테이지 승강장치에서 발생된 상기 승강 동력을 상기 스테이지로 전달하는 연결유닛을 포함할 수 있다.
예시적인 실시예들에 따른 원전기기 중대사고 생존성 평가시험장치 및 방법은 챔버 내 유체를 고온 및 고압으로 가열 및 가압하고, 챔버 내 유체의 온도 구배 영역을 형성한다.
상기 평가시험장치 및 방법에 의하면, 상기 온도 구배 영역 내에서 시편을 이동하면서 상기 유체의 온도에 따른 시편의 영향을 용이하게 측정할 수 있다.
특히, 유체 가열장치 및 유체 가압장치를 이용하여 상기 유체를 600도 이상 및 5기압 이상의 원전 작동 조건까지 높일 수 있고, 온도 구배 모사부를 이용하여 상기 유체의 상기 온도 구배 영역을 형성하며, 상기 시편을 상기 고온 및 고압의 유체 내에서 이동시킴으로 안전하면서 보다 정확하게 원전기기에 대한 중대사고 모사실험을 수행할 수 있다.
이에 의해, 원자력발전소에서 발생할 수 있는 사고 환경에서의 원전기기의 생존성에 대해 보다 정확한 평가 실험을 진행할 수 있어, 원자력발전소의 안정성에 대한 정밀한 진단이 가능해지는 장점이 있다.
다만, 본 발명의 효과는 상기 언급한 효과에 한정되는 것이 아니며, 본 발명의 사상 및 영역으로부터 벗어나지 않는 범위에서 다양하게 확장될 수 있을 것이다.
도 1은 예시적인 실시예들에 따른 원전기기 중대사고 생존성 평가시험장치를 나타내는 단면도이다.
도 2 및 도 3은 예시적인 실시예들에 따른 원전기기 중대사고 생존성 평가시험방법의 단계를 나타내는 단면도들이다.
본문에 개시되어 있는 본 발명의 실시예들에 대해서, 특정한 구조적 내지 기능적 설명들은 단지 본 발명의 실시예를 설명하기 위한 목적으로 예시된 것으로, 본 발명의 실시예들은 다양한 형태로 실시될 수 있으며 본문에 설명된 실시예들에 한정되는 것으로 해석되어서는 아니 된다.
본 발명은 다양한 변경을 가할 수 있고 여러 가지 형태를 가질 수 있는바, 특정 실시예들을 도면에 예시하고 본문에 상세하게 설명하고자 한다. 그러나 이는 본 발명을 특정한 개시 형태에 대해 한정하려는 것이 아니며, 본 발명의 사상 및 기술 범위에 포함되는 모든 변경, 균등물 내지 대체물을 포함하는 것으로 이해되어야 한다.
제1, 제2 등의 용어는 다양한 구성요소들을 설명하는데 사용될 수 있지만, 상기 구성요소들은 상기 용어들에 의해 한정되어서는 안 된다. 상기 용어들은 하나의 구성요소를 다른 구성요소로부터 구별하는 목적으로 사용될 수 있다. 예를 들어, 본 발명의 권리 범위로부터 이탈되지 않은 채 제1 구성요소는 제2 구성요소로 명명될 수 있고, 유사하게 제2 구성요소도 제1 구성요소로 명명될 수 있다.
어떤 구성요소가 다른 구성요소에 "연결되어" 있다거나 "접속되어" 있다고 언급된 때에는, 그 다른 구성요소에 직접적으로 연결되어 있거나 또는 접속되어 있을 수도 있지만, 중간에 다른 구성요소가 존재할 수도 있다고 이해되어야 할 것이다. 반면에, 어떤 구성요소가 다른 구성요소에 "직접 연결되어" 있다거나 "직접 접속되어" 있다고 언급된 때에는, 중간에 다른 구성요소가 존재하지 않는 것으로 이해되어야 할 것이다. 구성요소들 간의 관계를 설명하는 다른 표현들, 즉 "~사이에" 와 "바로 ~사이에" 또는 "~에 이웃하는" 과 "~에 직접 이웃하는" 등도 마찬가지로 해석되어야 한다.
본 출원에서 사용한 용어는 단지 특정한 실시예를 설명하기 위해 사용된 것으로, 본 발명을 한정하려는 의도가 아니다. 단수의 표현은 문맥상 명백하게 다르게 뜻하지 않는 한, 복수의 표현을 포함한다. 본 출원에서, "포함하다" 또는 "가지다" 등의 용어는 설시된 특징, 숫자, 단계, 동작, 구성요소, 부분품 또는 이들을 조합한 것이 존재함을 지정하려는 것이지, 하나 또는 그 이상의 다른 특징들이나 숫자, 단계, 동작, 구성요소, 부분품 또는 이들을 조합한 것들의 존재 또는 부가 가능성을 미리 배제하지 않는 것으로 이해되어야 한다.
다르게 정의되지 않는 한, 기술적이거나 과학적인 용어를 포함해서 여기서 사용되는 모든 용어들은 본 발명이 속하는 기술분야에서 통상의 지식을 가진 자에 의해 일반적으로 이해되는 것과 동일한 의미이다. 일반적으로 사용되는 사전에 정의되어 있는 것과 같은 용어들은 관련 기술의 문맥상 가지는 의미와 일치하는 의미인 것으로 해석되어야 하며, 본 출원에서 명백하게 정의하지 않는 한, 이상적이거나 과도하게 형식적인 의미로 해석되지 않는다.
이하, 첨부한 도면들을 참조하여, 본 발명의 바람직한 실시예를 보다 상세하게 설명하고자 한다. 도면상의 동일한 구성요소에 대해서는 동일한 참조부호를 사용하고 동일한 구성요소에 대해서 중복된 설명은 생략한다.
도 1은 예시적인 실시예들에 따른 원전기기 중대사고 생존성 평가시험장치를 나타내는 단면도이다.
도 1을 참조하면, 원전기기 중대사고 생존성 평가시험장치는 내부에 유체를 수용하는 챔버(100), 상기 유체를 가열하거나 냉각할 수 있는 온도 구배 모사부(200), 및 시편을 제1 방향을 따라 이동시키는 시편 이동부(300)를 포함한다.
챔버(100)는 원전사고의 모의실험을 위해서 내부에 상기 유체를 수용할 수 있다. 상기 유체는 원자력발전소의 노심을 냉각하기 위한 냉각수 또는 냉각수로 모사되어 챔버(100) 내에 수용될 수 있다.
예를 들어, 상기 유체는 가압경수로의 냉각재로 모사되어 물 및/또는 수증기를 포함할 수 있다. 또한, 상기 유체는 고속로의 냉각재로 모사되어 액체금속 및/또는 이의 기체를 포함 수 있다.
또한, 챔버(100)는 상기 유체를 가압하기 위한 가압장치(110)를 더 포함할 수 있다. 예를 들어, 가압장치(110)는 상기 유체를 주입하는 유압펌프일 수 있다. 이와는 달리, 챔버(100)는 유체를 주입하는 별도의 주입구를 통하여 주입되고, 가압장치(110)는 챔버(100)의 일측부를 가압하여 상기 유체를 가압하는 장치(도시되지 않음)일 수 있다.
상기 유체는 가압장치(110)에 의해 5기압 이상으로 가압될 수 있다. 또한, 챔버(100)는 상기 유체의 상기 압력을 유지하기 위해 고압에 견디도록 밀폐될 수 있으며, 상기 고압을 견디도록 강성을 가지는 물질을 포함할 수 있다.
또한, 챔버(100)는 상기 유체를 외부로 배출하기 위한 배출구(도시되지 않음)를 더 포함하여, 상기 배출구를 이용하여 실험이 수행되지 않을 때 상기 유체를 외부로 배출시킬 수 있다.
예시적인 실시예들에 있어서, 챔버(100)는 후술하는 유체 가열장치(210)로부터 상기 시편에 대한 복사 열전달을 최소화하기 위하여 유체 가열장치(210)를 커버하는 슬릿장치(106)를 더 포함할 수 있다. 슬릿장치(106)는 유체 가열장치(210)를 설명할 때 자세하게 설명하도록 한다.
온도 구배 모사부(200)는 챔버(100) 내에 제1 방향(D1)을 따라 상기 유체의 온도 구배 영역(Temperature Gradient Region)을 형성하기 위해 상기 유체를 가열하거나 냉각할 수 있다.
예를 들어, 온도 구배 모사부(200)는 챔버(100)의 제1 측부(104)에 구비되는 유체 가열장치(210) 및 제1 측부(104)와 서로 마주하는 챔버(100)의 제2 측부(102)에 구비되는 유체 냉각장치(220)를 포함할 수 있다.
유체 가열장치(210)는 챔버(100)의 외부에서 챔버(100)의 내부로 삽입되는 열선을 포함할 수 있다. 예를 들어, 상기 열선은 열전달율이 높은 금, 은 또는 구리를 포함할 수 있다. 유체 가열장치(210)는 외부에서 공급되는 전력을 이용하여 상기 열선에서 발생되는 열을 이용하여 상기 유체를 가열할 수 있다.
또한, 유체 가열장치(210)는 챔버(100)를 관통하여 상기 유체로 삽입될 수 있다. 유체 가열장치(210)가 챔버(100)를 관통할 때, 상기 유체가 챔버(100)가 관통되는 영역에서 누수되지 않도록 챔버(100)와 유체 가열장치(210) 사이는 밀봉될 수 있다. 이를 위하여, 에폭시(epoxy) 등 수밀을 위한 물질을 사용할 수 있다.
예시적인 실시예들에 있어서, 유체 가열장치(210)는 챔버(100)의 슬릿장치(106) 및 챔버(100)의 제1 측부(104)에 의하여 수용되어, 유체 가열장치(210)가 복사 열전달을 통하여 상기 유체를 가열되는 것을 최소화할 수 있다.
예를 들어, 슬릿장치(106)는 복수의 슬릿들을 포함하여, 유체 가열장치(210)가 대류나 직접접촉에 의해서만 상기 유체를 가열할 수 있도록 하여 실험의 정확성을 더욱 높일 수 있다.
유체 냉각장치(220)는 챔버(100)의 외부에서 챔버(100)의 내부로 삽입되는 냉각튜브를 포함할 수 있다. 예를 들어, 상기 냉각튜브는 냉각수가 흐르는 통로로 제공될 수 있다. 외부에서 냉각된 냉각수가 상기 냉각튜브를 통해 흐르고, 상기 냉각튜브는 상기 유체 속으로 삽입되어 상기 유체의 온도를 낮출 수 있다.
예를 들어, 상기 냉각튜브는 열전달율이 높은 금, 은 또는 구리를 포함할 수 있다. 또한 상기 냉각수는 물과 같이 비열이 높은 물질을 포함할 수 있다.
또한, 유체 냉각장치(220)는 챔버(100)를 관통하여 상기 유체로 삽입될 수 있다. 유체 냉각장치(220)가 챔버(100)를 관통할 때, 상기 유체가 챔버(100)가 관통되는 영역에서 누수되지 않도록 챔버(100)와 유체 냉각장치(220) 사이는 밀봉될 수 있다. 이를 위하여, 에폭시(epoxy) 등 수밀을 위한 물질을 사용할 수 있다.
유체 가열장치(210)와 유체 냉각장치(220)는 제1 방향(D1)을 따라 배치되어 챔버(100)의 제1 측부(104) 및 제2 측부(102)에 각각 구비되어, 상기 유체의 온도가 제1 방향(D1)을 따라 상기 온도 구배 영역을 형성하도록 제공될 수 있다.
예를 들어, 유체 냉각장치(220)에 인접한 상기 유체의 온도는 약 600도 이며, 유체 가열장치(210)에 인접한 상기 유체의 온도는 600도 보다 더 클 수 있다. 챔버(100)는 상기 유체의 상기 온도를 유지하기 위해 단열될 수 있으며, 상기 고온에 견디도록 강성을 가지는 물질을 포함할 수 있다.
또한, 실험 중에 상기 유체 냉각장치(220)는 상기 냉각수의 온도를 조절하여 상기 유체의 온도를 더 낮출 수 있다. 또한, 상기 유체 가열장치(210)는 상기 열선에 공급되는 전력을 조절하여 상기 유체의 온도를 더 높일 수 있다.
시편 이동부(300)는 상기 유체에 의한 상기 시편의 영향을 측정하기 위해 상기 온도 구배 영역 내에서 상기 시편을 제1 방향(D1)을 따라 이동시킨다.
예를 들어, 시편 이동부(300)는 제1 방향(D1)과 수직한 제2 방향(D2)으로 연장되어 상기 시편을 지지하고 고정할 수 있는 스테이지(310), 스테이지(310)를 제1 방향(D1)을 따라 이동시키기 위해 승강 동력을 발생하는 스테이지 승강장치(330), 및 스테이지(310)와 스테이지 승강장치(330)를 연결하는 연결유닛(300)을 포함할 수 있다.
스테이지(310)는 상기 시편을 지지하고 고정할 수 있다. 특히, 스테이지(310)는 상기 시편이 제1 방향(D1)으로 이동 중에도 상기 시편을 스테이지(310)에서 이탈하지 않도록 상기 시편을 스테이지(310)에 고정시킬 수 있다.
예를 들어, 스테이지(310)는 기계적으로 상기 시편을 고정할 수 있는 시편 고정유닛(도시되지 않음)을 더 포함하여, 상기 시편이 상기 시편 고정유닛에 억지끼워맞춤으로 고정될 수 있다.
이와는 달리, 스테이지(310)는 유압식으로 흡착하여 상기 시편을 고정시킬 수도 있다.
스테이지 승강장치(330)는 스테이지(310)를 제1 방향(D1)을 따라 이동시키기 위해 상기 승강 동력을 발생할 수 있다. 예를 들어, 발생된 승강 동력은 후술하는 연결 유닛(320)의 일단을 가압하여 스테이지(310)를 제1 방향(D1)을 따라 이동시킬 수 있다.
이와는 달리, 스테이지 승강장치(330)는 스테이지(310)를 제1 방향(D1)과 반대방향을 따라 이동시키기 위해 발생된 상기 승강 동력을 감소시켜 연결유닛(320)에 제공할 수 있다. 이에 의해, 스테이지(310)는 제1 방향(D1)과 반대방향을 따라 이동될 수 있다.
연결유닛(320)은 스테이지(310)와 스테이지 승강장치(330)를 연결하고, 스테이지 승강장치(330)에서 발생된 상기 승강동력을 스테이지(310)로 전달할 수 있다.
예를 들어, 연결유닛(320)은 제1 방향(D1)으로 연장되어 구비되는 연결축일 수 있다. 또한, 연결유닛(320)의 일단은 스테이지 승강장치(330)에 연결되고, 연결유닛(320)의 타단은 스테이지(310)에 연결될 수 있다.
연결유닛(320)은 챔버(100)의 관통홀(108)을 통하여 제2 측부(102)를 관통할 수 있다. 상기 유체가 누수되는 것을 방지하기 위해 관통홀(108)과 연결유닛(320) 사이는 밀봉될 수 있다.
예시적인 실시예들에 있어서, 스테이지 승강장치(330) 및 연결유닛(320)은 제2 방향(D2)을 따라 복수개로 구비될 수 있다. 복수개의 스테이지 승강장치들(330) 및 복수개의 연결유닛들(320)로 구비되는 경우에, 스테이지(310)는 상기 시편을 보다 안정적으로 제1 방향(D1)을 따라 이동시킬 수 있다.
예시적인 실시예들에 따른 원전기기 중대사고 생존성 평가시험장치에 의하면, 온도 구배 모사부(200)를 이용하여 원전 작동 조건에 맞도록 상기 유체에 온도 구배 영역을 형성할 수 있다.
특히, 제1 방향(D1)을 따라 온도가 점점 올라가도록 상기 온도 구배 영역을 형성하고, 상기 유체의 온도를 약 600도 이상으로 설정하고 상기 유체의 압력을 5기압 이상으로 설정할 수 있다.
또한, 시편 이동부(300)를 이용하여 상기 시편을 상기 온도 구배 영역에서 제1 방향(D1)을 따라 이동시켜, 상기 시편에 대해 해당 온도를 갖는 상기 유체에 의한 영향을 측정하며, 유체 가열장치(210), 유체 냉각장치(220), 및 유체 가압장치(110)를 이용하여 유체의 조건을 다양하게 설정할 수 있다.
이에 의해, 원자력발전소에서 발생할 수 있는 사고 환경에서의 원전기기의 생존성에 대해 보다 정확한 평가 실험을 진행할 수 있어, 원자력발전소의 안정성에 대한 정밀한 진단이 가능해지는 장점이 있다.
이하에서는 원전기기 중대사고 생존성 평가시험방법에 대하여 기술한다.
도 2 및 도 3은 예시적인 실시예들에 따른 원전기기 중대사고 생존성 평가시험방법의 단계를 나타내는 단면도들이다.
도 1 및 2를 참조하면, 유체(L)를 챔버(100) 내에 주입하고 시편(S)을 스테이지(310) 상에 배치한다.
예를 들어 유체(L)는 챔버(100)의 유체 가압장치(110)를 이용하여 챔버(100) 내로 공급될 수 있다. 유체 가압장치(110)는 유체를 주입하는 유압펌프를 포함할 수 있다.
이후에, 상기 유체를 챔버의 유체 가압장치(110)를 이용하여 5기압 이상으로 가압하면서 온도 구배 모사부(200)를 이용하여 상기 유체를 600도 이상으로 가열하면서 챔버(100) 내에 온도 구배를 형성한다.
예시적인 실시예들에 있어서, 온도 구배 모사부(200)는 챔버(100)의 제1 측부(104)에 구비되는 유체 가열장치(210), 및 제1 측부(104)와 서로 마주하는 챔버(100)의 제2 측부(102)에 구비되는 유체 냉각장치(220)를 포함할 수 있다.
유체 가열장치(210)와 유체 냉각장치(220)는 제1 방향(D1)을 따라 배치되어 챔버(100)의 제1 측부(104) 및 제2 측부(102)에 각각 구비되어, 유체 가열장치(210) 및 유체 냉각장치(220)를 이용하여 상기 유체의 온도가 제1 방향(D1)을 따라 상승하는 상기 온도 구배 영역이 형성될 수 있다.
예를 들어, 유체 냉각장치(220)에 인접한 상기 유체의 온도는 약 600도 이며, 유체 가열장치(210)에 인접한 상기 유체의 온도는 600도 보다 더 클 수 있다. 챔버(100)는 상기 유체의 상기 온도를 유지하기 위해 단열될 수 있으며, 상기 고온에 견디도록 강성을 가지는 물질을 포함할 수 있다.
이후에, 도 1 및 도 3을 참조하면, 시편 이동부(300)는 상기 유체에 의한 상기 시편의 영향을 측정하기 위해 상기 온도 구배 영역 내에서 상기 시편을 제1 방향(D1)을 따라 이동시킨다.
예를 들어, 시편 이동부(300)는 제1 방향(D1)과 수직한 제2 방향(D2)으로 연장되어 상기 시편을 지지하고 고정할 수 있는 스테이지(310), 스테이지(310)를 제1 방향(D1)을 따라 이동시키기 위해 승강 동력을 발생하는 스테이지 승강장치(330), 및 스테이지(310)와 스테이지 승강장치(330)를 연결하는 연결유닛(300)을 포함할 수 있다.
예시적인 실시예들에 따른 원전기기 중대사고 생존성 평가시험방법에 의하면, 온도 구배 모사부(200)를 이용하여 원전 작동 조건에 맞도록 상기 유체에 온도 구배 영역을 형성할 수 있다.
또한, 시편 이동부(300)를 이용하여 상기 시편을 상기 온도 구배 영역에서 제1 방향(D1)을 따라 이동시켜, 상기 시편에 대해 해당 온도를 갖는 상기 유체에 의한 영향을 측정하며, 유체 가열장치(210), 유체 냉각장치(220), 및 유체 가압장치(110)를 이용하여 유체의 조건을 다양하게 설정할 수 있다.
이에 의해, 원자력발전소에서 발생할 수 있는 사고 환경에서의 원전기기의 생존성에 대해 보다 정확한 평가 실험을 진행할 수 있어, 원자력발전소의 안정성에 대한 정밀한 진단이 가능해지는 장점이 있다.
이상에서는 본 발명의 실시예들을 참조하여 설명하였지만, 해당 기술 분야의 숙련된 당업자는 하기의 특허 청구의 범위에 기재된 본 발명의 사상 및 영역으로부터 벗어나지 않는 범위 내에서 본 발명을 다양하게 수정 및 변경시킬 수 있음을 이해할 수 있을 것이다.
100: 챔버 110: 유체 가압장치
200: 온도 구배 모사부 210: 유체 가열장치
220: 유체 냉각장치 300: 시편 이동부
310: 스테이지 320: 연결유닛
330: 스테이지 승강장치

Claims (11)

  1. 원전사고의 모의실험을 위한 원전기기 평가시험장치에서,
    내부에 유체를 수용하는 챔버;
    상기 유체를 가열하거나 냉각하여 상기 챔버 내에 제1 방향을 따라 상기 유체의 온도 구배 영역을 형성하는 온도 구배 모사부; 및
    상기 온도 구배 영역 내에서 시편을 상기 제1 방향을 따라 이동시키는 시편 이동부를 포함하고,
    상기 온도 구배 모사부는,
    상기 챔버의 제1 측부의 내부로 인입되도록 위치하여 상기 챔버 내부의 유체를 직접 가열하는 유체 가열장치; 및
    상기 제1 측부와 서로 마주하는 상기 챔버의 제2 측부의 내부로 인입되도록 위치하여 상기 챔버 내부의 유체를 직접 냉각하는 유체 냉각장치를 포함하는 것을 특징으로 하는 원전기기 중대사고 생존성 평가시험장치.
  2. 삭제
  3. 제 1 항에 있어서, 상기 시편 이동부는,
    상기 제1 방향과 수직한 제2 방향으로 연장되고, 상기 시편을 지지하고 고정시키는 스테이지;
    상기 스테이지를 상기 제1 방향을 따라 이동시키기 위해 승강 동력을 발생하는 스테이지 승강장치; 및
    상기 스테이지와 상기 스테이지 승강장치를 연결하고, 상기 스테이지 승강장치에서 발생된 상기 승강 동력을 상기 스테이지로 전달하는 연결유닛을 포함하는 것을 특징으로 하는 원전기기 중대사고 생존성 평가시험장치.
  4. 제 3 항에 있어서,
    상기 스테이지 승강장치 및 상기 연결유닛은 상기 제2 방향을 따라 복수개로 구비되는 것을 특징으로 하는 원전기기 중대사고 생존성 평가시험장치.
  5. 제 3 항에 있어서,
    상기 연결유닛은 상기 챔버의 상기 제2 측부를 관통하여 상기 스테이지 승강장치와 상기 스테이지를 연결하는 것을 특징으로 하는 원전기기 중대사고 생존성 평가시험장치.
  6. 제 1 항에 있어서, 상기 챔버는,
    상기 유체 가열장치로부터 상기 시편에 대한 복사 열전달을 최소화하기 위해 상기 유체 가열장치를 커버하는 슬릿장치를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 원전기기 중대사고 생존성 평가시험장치.
  7. 제 1 항에 있어서, 상기 챔버는,
    상기 유체를 가압하는 유체 가압장치를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 원전기기 중대사고 생존성 평가시험장치.
  8. 제 7 항에 있어서,
    상기 유체는 상기 가압장치에 의해 5기압 이상으로 가압되고,
    상기 유체 가열장치에 의해 600도 이상으로 가열되는 것을 특징으로 하는 원전기기 중대사고 생존성 평가시험장치.
  9. 내부에 유체를 수용하는 챔버, 상기 유체를 가열하거나 냉각하여 상기 챔버 내에 제1 방향을 따라 상기 유체의 온도 구배 영역을 형성하는 온도 구배 모사부, 및 상기 온도 구배 영역 내에서 시편을 상기 제1 방향을 따라 이동시키는 시편 이동부를 포함하는 원전기기 중대사고 생존성 평가시험장치에 있어서,
    상기 유체를 상기 챔버 내에 구비하고, 상기 시편을 상기 시편 이동부에 배치하는 단계;
    상기 챔버의 유체 가압장치를 이용하여 상기 유체를 가압하며, 온도 구배 모사부를 이용하여 상기 유체를 가열하여 상기 제1 방향을 따라 온도 구배 영역을 형성하는 단계; 및
    상기 시편 이동부를 이용하여 상기 시편을 상기 제1 방향을 따라 이동하는 단계를 포함하고,
    상기 온도 구배 모사부는,
    상기 챔버의 제1 측부의 내부로 인입되도록 위치하여 상기 챔버 내부의 유체를 직접 가열하는 유체 가열장치; 및
    상기 제1 측부와 서로 마주하는 상기 챔버의 제2 측부의 내부로 인입되도록 위치하여 상기 챔버 내부의 유체를 직접 냉각하는 유체 냉각장치를 포함하는 것을 특징으로 하는 원전기기 중대사고 생존성 평가시험방법.
  10. 삭제
  11. 제 9 항에 있어서, 상기 시편 이동부는,
    상기 제1 방향과 수직한 제2 방향으로 연장되고, 상기 시편을 지지하고 고정시키는 스테이지;
    상기 스테이지를 상기 제1 방향을 따라 이동시키기 위해 승강 동력을 발생하는 스테이지 승강장치; 및
    상기 스테이지와 상기 스테이지 승강장치를 연결하고 상기 스테이지 승강장치에서 발생된 상기 승강 동력을 상기 스테이지로 전달하는 연결유닛을 포함하는 것을 특징으로 하는 원전기기 중대사고 생존성 평가시험방법.
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