KR20050001759A - Material Property's Value Management Method Of Atomic Energy Apparatus - Google Patents

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KR20050001759A
KR20050001759A KR1020030042048A KR20030042048A KR20050001759A KR 20050001759 A KR20050001759 A KR 20050001759A KR 1020030042048 A KR1020030042048 A KR 1020030042048A KR 20030042048 A KR20030042048 A KR 20030042048A KR 20050001759 A KR20050001759 A KR 20050001759A
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atomic energy
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김대중
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두산중공업 주식회사
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Abstract

PURPOSE: A method for managing material property values of an atomic energy apparatus using a database is provided to reduce a time needed for searching the property value and remove an error due to manual works by managing the property values of various materials used in the atomic energy apparatus with the database and automatically searching/calculating the property values. CONSTITUTION: Information for the property values of the material used to design/analyze the atomic energy apparatus is managed with the database based on a standardized code and a steam table value. For a fatigue analysis of the atomic energy apparatus, a heat transfer coefficient used to find out thermal stress by thermal load is automatically calculated through a user interface module. The material property value of a heat transfer medium is respectively calculated to saturated water, saturated steam, and ambient air.

Description

원자력 기기의 재료 물성치 관리 방법{Material Property's Value Management Method Of Atomic Energy Apparatus}Material Property's Value Management Method Of Atomic Energy Apparatus

본 발명은 원자력 기기의 재료 물성치 관리에 관한 것으로, 보다 상세하게는 원자력 기기에 사용되는 각종 재료들의 물성치를 데이터베이스화 함으로써 해당되는 원자력 기기 설계 및 응력 해석 수행시 재료 물성치를 자동으로 검색 및 계산할 수 있도록 한 원자력 기기의 재료 물성치 관리 방법에 관한 것이다.The present invention relates to the management of material properties of nuclear power equipment, and more specifically, to database the properties of various materials used in nuclear power equipment, so that the material properties can be automatically retrieved and calculated when performing the corresponding nuclear device design and stress analysis. A method for managing the material properties of a nuclear device.

일반적으로, 원자력 기기의 설계 및 해석은 ASME 코드의 규제 조건 및 ASME 코드의 설계 및 해석 지침에 따라 수행하게 되는데, 특히 원자력 기기의 재료에 대해서는 ASME 섹션 Ⅱ, 파트 D 및 ASME 증기 테이블(Steam Table)에 따라 설계 및 해석하고 있으며, 그 이외의 일반적인 재료의 물성치들은 일반 전문서적의 정보를 이용하고 있다.In general, the design and analysis of nuclear equipment is carried out in accordance with the regulatory requirements of the ASME Code and the guidelines for design and analysis of the ASME Code, in particular for materials of nuclear equipment, in ASME Section II, Part D and ASME Steam Table. The design and analysis of the material is carried out in accordance with the standard.

즉, 종래에는 원자력 기기의 재료들에 대해 ASME 코드 및 일반 텍스트 또는 전문서적에서 그 물성치를 발췌하여 사용하며, 일부 재료의 물성치에 대해서는 여러 물성치들을 수계산으로 조합하여 사용하고 있다.That is, conventionally, the material values of nuclear power equipment are extracted from ASME codes and general texts or specialized books, and the material properties of some materials are combined and used as a numerical calculation.

따라서, 종래에는 원자력 기기의 설계 및 해석 수행시 해당되는 재료의 물성치를 찾기 위해서는 수많은 각종 재료의 물성치 관련 서적과 자료를 확인해야 하고, 이와 같이 다양하고 많은 양의 재료 목록을 검색해야 함에 따라 해당 물성치를 찾을 때마다 많은 시간을 필요로 하게 되며, 또한 물성치가 숫자화되어 있지 않고 그래프 형태로 나와 있는 경우에는 적절한 물성치를 찾기에 많은 어려움이 있었다.Therefore, conventionally, in order to find the material properties of the corresponding materials when performing the design and analysis of nuclear power equipment, it is necessary to check the books and data related to the material properties of various materials. It takes a lot of time each time to find, and also if the physical properties are not numbered and displayed in the form of a graph, it was difficult to find the proper physical properties.

또한, 종래에는 재료의 물성치를 찾는 과정 중에 많은 부분에서 작업자에 의한 실수의 발생빈도가 높으며, 물성치를 찾는 과정 또한 비효율적인 면이 많고, 특정 물성치에 대해서 다양한 경로를 통해 각각 다른 값으로 찾을 수도 있으므로 해당되는 재료의 물성치에 대해서 일률적인 적용이 되지 않을 수 있다는 문제점이 있었다.In addition, in the past, the occurrence frequency of mistakes by the operator is high in many parts of the process of finding the material properties of the material, and the process of finding the material properties is also inefficient, and the specific properties may be found at different values through various paths. There was a problem that the uniformity of the material properties of the material may not be applied.

본 발명은 전술한 바와 같은 문제점을 해결하기 위한 것으로 그 목적은, 원자력 기기에 사용되는 각종 재료들의 물성치를 데이터베이스화 하여 관리하고, 이를 기반으로 재료 물성치를 자동 검색 및 계산하여 출력해 줌으로써, 원자력 기기 설계 및 해석 수행자의 수작업으로 인한 물성치 오류를 제거함과 동시에 필요로 하는 재료의 물성치를 검색하는 시간을 줄이고, 나아가 프로젝트 수행 작업시간(M/H)을 절감할 수 있도록 하는데 있다.The present invention has been made to solve the problems described above, the object of which is to manage the physical properties of various materials used in nuclear power equipment by database, and based on this automatically retrieves and calculates the material properties, nuclear power equipment It is to reduce the time spent searching for the material properties of the required materials and to reduce the project execution time (M / H).

본 발명의 다른 목적은, 재료의 물성치를 하나의 표준화된 ASME 코드 및ASME 증기 테이블을 기반으로 언제나 동일한 재료 물성치를 제공함으로써, 원자력 기기의 설계 및 해석 수행시의 표준화가 가능하도록 하는데 있다.It is another object of the present invention to provide the same material properties based on one standardized ASME code and ASME steam table at all times, thereby enabling standardization in the design and analysis of nuclear power equipment.

상술한 바와 같은 목적을 해결하기 위한 본 발명의 특징은, 원자력 기기의 설계 및 해석시에 사용되는 재료의 물성치에 대한 정보를 표준화된 코드 및 증기 테이블 값을 기반으로 데이터베이스화 하여 관리하는 과정과; 상기 원자력 기기의 피로해석 수행시에 열하중에 의한 열응력을 구하기 위해 사용되는 열전달계수를 사용자 인터페이스 모듈을 통하여 자동으로 계산하는 과정과; 열전달 매체에 대해서 포화수, 포화증기, 대기공기로 구분하여 재료 물성치를 계산하는 과정을 포함하는 원자력 기기의 재료 물성치 관리 방법을 제공하는데 있다.A feature of the present invention for solving the above object is the process of database-based management of information on the physical properties of materials used in the design and analysis of nuclear power equipment based on standardized code and steam table values; Automatically calculating a heat transfer coefficient used to obtain thermal stress due to heat load during fatigue analysis of the nuclear power equipment through a user interface module; The present invention provides a method for managing material properties of a nuclear device, including a process of calculating material properties by dividing them into saturated water, saturated steam, and atmospheric air.

여기서, 상기 데이터베이스로 관리되는 재료의 물성치는, 탄성계수, 열팽창계수, 열확산계수, 열전도계수, 밀도*비열, 포화수의 온도 및 압력, 피로해석 계산시 사용되는 표준화된 코드에서 제시된 파라미터인 허용응력 및 허용반복수, 재료의 응력강도, 재료의 항복강도, 재료의 극한강도 중에서 적어도 하나를 포함하는 것을 특징으로 한다.Here, the material properties of the material managed by the database, the elastic modulus, thermal expansion coefficient, thermal diffusion coefficient, thermal conductivity coefficient, density * specific heat, temperature and pressure of the saturation water, the allowable stress which is a parameter suggested in the standardized code used in the calculation of fatigue analysis And at least one of the allowable repetition number, the stress strength of the material, the yield strength of the material, and the ultimate strength of the material.

그리고, 상기 열전달계수를 계산하는 과정은, 자연대류에서의 열전달계수 및 강제대류에서의 열전달계수를 계산하는 것을 특징으로 한다.The process of calculating the heat transfer coefficient is characterized by calculating the heat transfer coefficient in natural convection and the heat transfer coefficient in forced convection.

이하, 본 발명에 따른 실시예를 첨부한 도면을 참조하여 상세하게 설명하면다음과 같다.Hereinafter, exemplary embodiments of the present invention will be described in detail with reference to the accompanying drawings.

본 발명에서는 원자력 기기에 사용되는 재료들의 물성치에 관한 정보를 데이터베이스화 함으로써, 이를 기반으로 원자력 기기의 설계 및 응력 해석 수행시 필요한 재료의 물성치를 자동으로 검색하고, 일부 복잡한 물성치에 대해서는 자동으로 물성치를 계산하여 출력해 주게 되는데, 이를 위한 물성치 관리 프로그램은 설계자 및 해석자가 사용하기 편리하도록 비쥬얼 베이직(Visual Basic) 프로그래밍 언어를 이용하여 그래픽 인터페이스(User Graphic Interface) 형식으로 프로그램 하고 있다.In the present invention, by making a database of information on the material properties of materials used in nuclear power equipment, based on this automatically retrieves the material properties required for the design and stress analysis of nuclear power equipment, and for some complex properties automatically The property management program for this purpose is programmed in the form of User Graphic Interface using the Visual Basic programming language for the convenience of designers and interpreters.

여기서, 각종 재료의 물성치에 관한 정보를 저장하고 있는 물성치 데이터베이스는 원자력 기기의 설계 및 해석시에 사용되는 재료들 현재 기준으로 총 629여 가지의 철, 비철 재료들 - 을 위주로 구성하고 있으며, 이에 대한 내용은 ASME 코드의 규격을 따르고 있다.Here, the property database, which stores information on the material properties of various materials, consists mainly of 629 ferrous and non-ferrous materials based on the current standards of materials used in the design and analysis of nuclear equipment. The content follows the standard of the ASME code.

또한, 본 발명에서 데이터베이스화 하고 있는 물성치의 종류에는 탄성계수(Elastic-modulus ; E psi), 열팽창계수(Coefficient of Thermal Expansion ; αin/in/℉), 열확산계수(Coefficient of Thermal Diffusion ; D in2/hr), 열전도계수(Coefficient of Thermal Conductivity ; K Btu/hr.in.℉), 밀도*비열(Density*Specific Heat ; ρCp Btu/in3℉), 포화수(Saturated Water)의 온도 및 압력, 피로해석 계산시 사용되는 ASME 코드에서 제시된 파라미터인 허용응력(Allowable Stress) 및 허용반복수(Allowable Occurrence), 재료의 응력강도(Stress Intensity ; Sm psi), 재료의 항복강도(Yield Strength ; Sy psi), 재료의 극한강도(Ultimate Strength ; Su psi) 등이 포함되며, 이러한 물성치들은 온도에 따라 다른 값을 갖는다.In addition, in the present invention, the types of physical properties databased in the present invention include elastic modulus (E psi), coefficient of thermal expansion (αin / in / ℉), coefficient of thermal diffusion (D in 2). / hr), Coefficient of Thermal Conductivity (K Btu / hr.in. ℉), Density * Specific Heat (ρCp Btu / in 3 ℉), Temperature and Pressure of Saturated Water, Allowable Stress and Allowable Occurrence, Stress Intensity (Sm psi) and Yield Strength (Sy psi) of the parameters presented in the ASME Code used to calculate the fatigue analysis And ultimate strength (Su psi) of the material. These properties have different values depending on the temperature.

한편으로, 본 발명에 따른 재료의 물성치 계산은 원자력 기기의 피로해석 수행시에 열하중에 의한 열응력을 구하기 위해서 사용되는 열전달계수를 간단한 사용자 인터페이스 모듈을 통하여 자동으로 계산하게 되는데, 이때 계산되는 물성치로는 강제대류에서의 열전달계수(Forced Heat Transfer Coefficient), 자연대류에서의 열전달계수(Natural Heat Transfer Coefficient) 등이 포함되며, 또한 열전달 매체에 대해서 포화수(Saturated Water), 포화증기(Saturated Steam), 대기공기(Ambient Air)로 구분하여 계산하게 된다.On the other hand, the material property calculation of the material according to the present invention is to automatically calculate the heat transfer coefficient used to obtain the thermal stress due to the heat load during fatigue analysis of nuclear power equipment through a simple user interface module, Includes heat transfer coefficients in forced convection, natural heat transfer coefficients in natural convection, and also includes saturated water, saturated steam, It is calculated by dividing it into ambient air.

상술한 바와 같은 본 발명에 따른 원자력 기기의 재료 물성치 계산 프로그램에서는 데이터 입력 및 출력을 자동으로 처리하게 되는데, 데이터 입력 자동화와 관련하여 원자력 기기의 해석을 수행할 때 사용되는 범용 유한요소 해석 프로그램인 ANSYS 프로그램의 정형화된 물성치들에 대한 입력 데이터 및 해당되는 물성치에 대한 정보를 그대로 입력하여 사용할 수 있도록 출력해 주고 있으며, 데이터 출력 자동화와 관련하여 해석자 및 설계자들이 재료의 정보를 이용한 후에 재료의 물성치 백업 작성이 용이하도록 출력해 준다.As described above, the material property calculation program for nuclear power equipment according to the present invention automatically handles data input and output. ANSYS is a general-purpose finite element analysis program used when performing an analysis of nuclear power equipment in connection with data input automation. Input data about the formal properties of the program and the information on the corresponding properties are inputted and output for use.In the case of automation of data output, analysts and designers make a backup of the material properties of the material after using the material information. To make this easier.

또한, 본 발명에서는 원자력 기기의 해석 및 설계시에 프로젝트 수행시 적용 가능한 ASME 코드 형태의 문서를 제시해 주게 되는데, 이때 적용되는 문서 또한 프로젝트에 따라 적용 가능한 데이터베이스를 분류하여 제공함으로써 선택적으로 사용 가능하며, 차기 프로젝트에서도 계속적으로 사용 가능하도록 데이터베이스를 갱신하게 된다.In addition, the present invention provides a document in the form of ASME code applicable when performing a project during the analysis and design of nuclear equipment, the document applied is also selectively available by classifying the applicable database according to the project, The database will be updated for future use.

나아가, 본 발명에 따른 실시예는 상술한 것으로 한정되지 않고, 본 발명과 관련하여 통상의 지식을 가진자에게 자명한 범위내에서 여러 가지의 대안, 수정 및 변경하여 실시할 수 있다.In addition, the embodiment according to the present invention is not limited to the above-described embodiments, and various alternatives, modifications, and changes can be made within the scope apparent to those skilled in the art.

이상과 같이, 본 발명은 원자력 기기에 사용되는 각종 재료들의 물성치를 데이터베이스화 하여 관리하고, 이를 기반으로 재료 물성치를 자동 검색 및 계산하여 출력해 줌으로써, 원자력 기기 설계 및 해석 수행자의 수작업으로 인한 물성치 오류를 제거할 수 있을 뿐 아니라 필요로 하는 재료의 물성치를 검색하는 시간을 줄일 수 있게 되고, 나아가 프로젝트 수행 작업시간(M/H)을 절감할 수 있게 된다.As described above, the present invention manages the physical properties of various materials used in nuclear power equipment as a database, and automatically retrieves, calculates and outputs material properties based on the data, thereby causing physical property errors due to manual operation of nuclear device design and analysis operators. In addition to eliminating the problem, the time required for retrieving the material properties of the required materials can be reduced, and further, the project execution time (M / H) can be reduced.

또한, 본 발명은 재료의 물성치를 하나의 표준화된 ASME 코드 및 ASME 증기 테이블을 기반으로 언제나 동일한 재료 물성치를 제공함으로써, 원자력 기기의 설계 및 해석 수행시의 표준화가 가능해 진다.In addition, the present invention always provides the same material properties based on one standardized ASME code and ASME steam table, thereby enabling standardization in the design and analysis of nuclear equipment.

Claims (3)

원자력 기기의 설계 및 해석시에 사용되는 재료의 물성치에 대한 정보를 표준화된 코드 및 증기 테이블 값을 기반으로 데이터베이스화 하여 관리하는 과정과;Managing a database of information on material properties used in the design and analysis of nuclear equipment based on standardized codes and steam table values; 상기 원자력 기기의 피로해석 수행시에 열하중에 의한 열응력을 구하기 위해 사용되는 열전달계수를 사용자 인터페이스 모듈을 통하여 자동으로 계산하는 과정과;Automatically calculating a heat transfer coefficient used to obtain thermal stress due to heat load during fatigue analysis of the nuclear power equipment through a user interface module; 열전달 매체에 대해서 포화수, 포화증기, 대기공기로 구분하여 재료 물성치를 계산하는 과정을 포함하는 것을 특징으로 하는 원자력 기기의 재료 물성치 관리 방법.A method for managing material properties of a nuclear device, comprising the step of calculating material properties by dividing the heat transfer medium into saturated water, saturated steam, and atmospheric air. 제 1항에 있어서,The method of claim 1, 상기 데이터베이스로 관리되는 재료의 물성치는, 탄성계수, 열팽창계수, 열확산계수, 열전도계수, 밀도*비열, 포화수의 온도 및 압력, 피로해석 계산시 사용되는 표준화된 코드에서 제시된 파라미터인 허용응력 및 허용반복수, 재료의 응력강도, 재료의 항복강도, 재료의 극한강도 중에서 적어도 하나를 포함하는 것을 특징으로 하는 원자력 기기의 재료 물성치 관리 방법.The material properties of the materials managed by the database are the allowable stresses and tolerances, which are the parameters given in the standardized codes used in the calculation of elastic modulus, thermal expansion coefficient, thermal diffusivity, thermal conductivity, density * specific heat, temperature and pressure of saturated water, and fatigue analysis. A material property management method for nuclear power equipment, comprising at least one of the number of repetitions, the stress strength of the material, the yield strength of the material, and the ultimate strength of the material. 제 1항에 있어서,The method of claim 1, 상기 열전달계수를 계산하는 과정은, 자연대류에서의 열전달계수 및 강제대류에서의 열전달계수를 계산하는 것을 특징으로 하는 원자력 기기의 재료 물성치 관리 방법.The process of calculating the heat transfer coefficient, the material property management method of nuclear power equipment, characterized in that for calculating the heat transfer coefficient in natural convection and the heat transfer coefficient in forced convection.
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