원자력발전소의 격납건물 내부에서는 운전 시 핵연료에서 방출되는 열이 발생되어 격납건물 대기 중의 온도를 높이게 된다. 따라서 대기에 노출되는 소재들은 설계수명 동안 열에 의한 영향으로 열화를 겪게 된다. 기기검증(equipment qualification)에서는 안전 관련 기기들에 대해 여러 절차를 통해 열화환경을 모사하여 안전기능의 수행여부를 검증한다. 하지만, 열화로 인한 소재 단위의 거동에 대한 연구는 비교적 많이 이루어져 있지 않으며, 이에 대한 예측 물리모델 또한 연구가 미비한 실정이다. 특히, 밀봉재나 전선의 절연체 등으로 주로 사용되고 있는 비금속소재는 상대적으로 금속소재보다 원자력발전소의 환경에서 취약하며, 소재의 열화로 인하여 이러한 부품에서 작동성에 영향을 받을 경우 안전관련 기기의 작동성도 영향을 받으며 원자력발전소의 안전 또한 영향을 받을 가능성이 있다. 본 연구에서는 밀봉재나 케이블 절연체로 많이 사용되고 있는 nitrile butadiene rubber(NBR)에 대하여 정상운전 조건에서의 열에 의한 열화 거동에 대해서 살펴보고자 하며, 이에 대한 분석결과에 대한 통계적 요소들을 바탕으로 경도의 예측모델을 제시하였다. 원자력 발전소의 정상운전조건에서의 열로 인한 열화를 모사하기 위해 아레니우스 식을 이용한 열화모사 조건을 설정하였다. 아레니우스 식의 적용을 위한 열분해 활성화 에너지는 서로 다른 승온조건의 thermogravimetric analysis (TGA)에서의 결과를 바탕으로 flynn-wall-ozawa 방법을 통해 계산되었다. 중량의 변화가 발생하지 않으면, 화학적인 반응이 일어나지 않는다는 가정 하에 TGA에서 중량의 변화가 없는 온도를 시험온도로 설정하였다. 열화시험 후의 NBR의 기계적 특성을 파악하기 위하여 shore D 경도를 측정하였다. 또한, 열화시간 별 TGA분석을 통하여 열분해 특성을 살펴보았으며, 가열에 따른 중량감소에서 발생하는 기체를 pyrolyzer gas chromatography mass spectroscopy (Py-GC/MS) 통해 분석하였다. 분자 및 작용기 단위에서의 화학적인 변화는 fourier transformed infrared (FT-IR) spectroscopy와 toluene swelling method를 통한 crosslink density 측정을 통하여 분석하였다. 위의 실험결과를 통해 나타난 결과에서 crosslink density, volatilization gas weight, FT-IR peak (CH966, CN2335, CH2918)를 normalization한 값에 대하여 상호상관관계에 대한 영향을 배제하기 위해 주성분분석을 수행하였다. 주성분분석을 통해 계산된 2개의 주성분에 대해 linear regression을 수행하였으며, 이를 통해 경도 예측모델을 도출하였다. p-value는 0.0273, correlation coefficient는 0.95로 통계적으로 유의미한 예측모델로 판단되며, 평균절대비오차는 약 5.87%로 나타났다.