최근 원자로 압력용기 상부헤드 관통노즐 J-groove 용접부 주변에서 균열로 인한 냉각수 누출사고가 발행하고 있다. 이러한 사고의 원인은 용접에 의한 인장잔류응력, 농축된 붕산수 및 응력부식에 민감한 재료로 인한 일차수응력부식균열(PWSCC : primary water stress corrosion cracking)인 것으로 판명되었다. PWSCC 평가는 원자로 건전성 평가의 주요 관심사로서 용접에 의해 발생되는 잔류응력을 정확하게 예측함으로써 가능하다. 본 연구에서는 유한요소해석을 이용하여 국내 원자로의 일반적인 J-groove 용접부의 해석절차를 소개하고, 용접해석 관련 변수의 민감도 해석을 통해 잔류응력 예측기법을 제시하고자 한다. 이를 위해 2 차원 및 3 차원 요한요소해석 방법을 바탕으로 변수 민감도 해석을 수행하였으며, 기존 연구결과와 비교를 통해 해석절차 및 방법의 유용성을 검정하였다.
In nuclear power plants, the reactor pressure vessel (RPV) upper head control rod drive mechanism (CRDM) penetration nozzles are fabricated using J-groove weld geometry. Recently, the incidences of cracking in Alloy 600 CRDM nozzles and their associated welds have increased significantly. The cracking mechanism has been attributed to primary water stress corrosion cracking (PWSCC), and it has been shown to be driven by welding residual stresses and operational stresses in the weld region. The weld-induced residual stress is the main factor contributing to crack growth. Therefore, an exact estimation of the residual stress is important for ensuring reliable operation. This study presents the residual stress computation performed for an RPV CRDM penetration nozzle in Korea. Based on two and three dimensional finite element analyses, the effect of welding variables on the residual stress variation is estimated for sensitivity analysis.
