KR20050007938A - 원자력 발전소 구조물의 열해석 방법 - Google Patents
원자력 발전소 구조물의 열해석 방법 Download PDFInfo
- Publication number
- KR20050007938A KR20050007938A KR1020030047576A KR20030047576A KR20050007938A KR 20050007938 A KR20050007938 A KR 20050007938A KR 1020030047576 A KR1020030047576 A KR 1020030047576A KR 20030047576 A KR20030047576 A KR 20030047576A KR 20050007938 A KR20050007938 A KR 20050007938A
- Authority
- KR
- South Korea
- Prior art keywords
- finite element
- heat transfer
- thermal analysis
- element model
- node
- Prior art date
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G06—COMPUTING; CALCULATING OR COUNTING
- G06F—ELECTRIC DIGITAL DATA PROCESSING
- G06F30/00—Computer-aided design [CAD]
- G06F30/20—Design optimisation, verification or simulation
- G06F30/23—Design optimisation, verification or simulation using finite element methods [FEM] or finite difference methods [FDM]
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/10—Structural combination of fuel element, control rod, reactor core, or moderator structure with sensitive instruments, e.g. for measuring radioactivity, strain
- G21C17/112—Measuring temperature
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- Theoretical Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Computer Hardware Design (AREA)
- Evolutionary Computation (AREA)
- Geometry (AREA)
- General Physics & Mathematics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
본 발명은 원자력 발전소 구조물의 열해석 방법에 관한 것이다.
본 발명은 선택된 열해석 대상에 따라 유한요소모델을 작성하는 단계와; 상기 작성된 유한요소모델 상에 노드를 정의한 후, 상기 정의된 노드가 해당 유한요소모델의 영역 내에 적합한 위치에 있는지 여부를 확인하는 단계와; 열해석에 적용할 열전달 방식 및 열전달 계수를 설정하는 단계와; 상기 적성된 유한요소모델의 면적을 산출하고, 지정된 벌크 노드에 따른 열전달 데이터를 산출하여 출력하는 단계를 포함하는 방법을 구비하여 구성된다.
따라서, 본 발명은 원자력 발전소 내의 구조물에 대한 열해석을 수행하기 위한 전처리 작업으로서 실수의 상수값으로 유한요소모델 상에 정의된 노드에 따른 면적, 열전달방식, 열전달계수 등의 열전달 데이터를 자동으로 산출함으로써, 원자력 발전소 내의 구조물에 대한 열해석의 전처리 작업시에 필요한 열전달 데이터의 관리가 가능하여 추후 다른 작업에도 해당 열전달 데이터를 이용함으로 인해, 시간 및 비용을 절감하고, 정확한 열해석을 가능하게 하는 효과가 있다.
Description
본 발명은 원자력 발전소 구조물에 관한 것으로, 특히 원자력 발전소 내의 구조물에 대한 열해석을 수행하기 위한 전처리 작업으로서 실수의 상수값으로 유한요소모델 상에 정의된 노드에 따른 면적, 열전달방식, 열전달계수 등의 열전달 데이터를 자동으로 산출함으로써, 원자력 발전소 내의 구조물에 대한 열해석의 전처리 작업시에 필요한 열전달 데이터를 관리 가능하게 하는 원자력 발전소 구조물의 열해석 방법에 관한 것이다.
원자력 발전소는 크게, 핵반응에 의한 열원을 제공하는 원자로, 상기 발생된 열원을 고온고압의 증기로 변환하는 증기 발생기, 물과 증기가 공존하면서 계통의 급격한 압력변화에 대한 완충작용을 하는 가압기, 고온고압의 증기에 의해 발생된 회전력을 이용하여 전력을 생산하는 터빈 발전기로 구분할 수 있으며, 각 구성기기는 구조적 건전성을 평가하여 안전하게 운행될 수 있게 하여야 한다.
구조적 건전성을 평가하는 방법으로는, 발전소 운전조건별 모드의 천이조건을 고려하여 시간에 따른 온도분포를 계산하는 열해석과, 기계적 하중, 압력 하중에 대한 응력 및 열천이 온도를 이용하여 응력을 계산하는 구조해석으로 이루어지며, 상기 구조해석에서 구해진 응력을 조합하고 분석하여 피로해석이 이루어진다.
열해석은 구조물 내부의 온도분포를 구하기 위한 계산으로, 구조물 내에 온도분포가 발생하면 각 부위의 열팽창정도가 다르게 되고, 각 부위별로 다른 열팽창정도에 따라 특정 부위에서 발생되는 변형은 제약을 받게 되어 열응력을 유발하게 된다.
한편, 원자력 발전소 내 증기발생기에 대한 열해석을 하기 위해서는 증기 발생기에 대하여 여러 가지 입력 변수를 적용하여 유한요소모델(Finite Element Model, FEM)을 제작하고, 해당 유한요소모델을 제작한 후에도 구조물을 구성하는 재료의 특성 테이블, 열해석 공식 등을 고려하여 열해석을 수행하여야 하는 등 열해석 절차는 여러 단계를 거치면서 복잡한 계산을 수반한다.
특히, 열해석 프로그램을 사용하여 열해석 모델링을 수행할 시, 열전도도, 비열, 밀도 등과 같이 온도에 대한 변수값을 가지는 재질 특성값과, 유한요소(Finite Element Method)에 의한 노드, 엘러먼트를 생성하는 등 전처리 작업이 필요하다.
여기서, 통상적으로 열해석에 의해 발생된 부하가 증기발생기에 작용하는 경우, 그 부하는 해당 유한요소모델의 각 노드에 가해지는 마디 부하(Nodal Load)와 각 엘러먼트에 가해지는 엘러먼트 부하(Element Load)로 나뉘며, 상기 마디 부하는 엘러먼트 부하와 직접적인 관계가 없고 노드 상에서의 자유도(Degree of Freedom)와 관계가 있으며, 엘러먼트 부하는 몸체 부하, 표면 부하, 관성 부하 등이 있는데, 이때 상기 표면 부하는 엘러먼트의 특정한 면이나 노드에 가해지게 된다.
그리고, 원자력 발전소 내의 구조물인 증기발생기에 대한 열해석을 위한 전처리 작업시에는, 기하학적 모델링에 의해 생성된 노드나 엘러먼트에서 엘러먼트행렬 계산을 수행하는데 필요한 데이터값들이 실수의 상수값(Real Constant)으로 사용되어지는데, 대표적인 실수의 상수값으로는 면적, 두께, 내경, 외경 등이 있고, 엘러먼트의 타입에 따라 실수의 상수값도 차이가 있다.
따라서, 구조물의 열해석을 수행하기 위해서는 실수의 상수값을 정확하게 산출하여야 한다.
그런데, 상기와 같은 종래 기술에 있어서, 원자력 발전소 내의 구조물에 대한 열해석을 수행하기 위한 전처리 작업으로서 실수의 상수값을 산출하는 경우, 설계자가 상기 열해석 대상에 대한 실수의 상수값을 수작업으로 산출함으로써, 설계자가 그 작업을 위해 많은 시간을 낭비하여야 하고, 그 데이터 입력과정에서 크고작은 오류가 발생할 가능성이 상존하여, 동일한 조건에서도 해석 결과가 상이하게 되는 문제점이 있었다.
따라서, 본 발명은 상기와 같은 종래의 문제점을 해결하기 위하여 제안한 것으로, 원자력 발전소 내의 구조물에 대한 열해석을 수행하기 위한 전처리 작업으로서 실수의 상수값으로 유한요소모델 상에 정의된 노드에 따른 면적, 열전달방식, 열전달계수 등의 열전달 데이터를 자동으로 산출함으로써, 원자력 발전소 내의 구조물에 대한 열해석의 전처리 작업시에 필요한 열전달 데이터를 관리 가능하도록 하는 방법을 제공함에 그 목적이 있다.
도 1은 본 발명 원자력 발전소 구조물의 열해석 방법을 구현한 장치의 구성을 나타낸 블록도.
도 2는 본 발명 원자력 발전소 구조물의 열해석 방법의 동작과정을 보인 순서도.
***도면의 주요 부분에 대한 부호의 설명***
10 : 데이터 입력수단 11 : 중앙처리장치
12 : 저장수단 13 : 데이터 출력수단
이와 같은 목적을 달성하기 위한 본 발명은, 선택된 열해석 대상에 따라 유한요소모델을 작성하는 단계와; 상기 작성된 유한요소모델 상에 노드를 정의한 후, 상기 정의된 노드가 해당 유한요소모델의 영역 내에 적합한 위치에 있는지 여부를 확인하는 단계와; 열해석에 적용할 열전달 방식 및 열전달 계수를 설정하는 단계와; 상기 적성된 유한요소모델의 면적을 산출하고, 지정된 벌크 노드에 따른 열전달 데이터를 산출하여 출력하는 단계를 포함하는 것을 특징으로 한다.
이하, 본 발명에 따른 일실시예를 첨부한 도면을 참조하여 상세히 설명하면 다음과 같다.
도2는 본 발명 원자력 발전소 구조물의 열해석 방법의 동작과정을 보인 순서도로서, 이에 도시한 바와 같이, 열해석을 위하여 일반 노즐(Nozzle) 및 쉘(Shell)류, 특수한 형태의 노즐에 대한 갭 엘러먼트(Gap Element), 서말 슬리브(Thermal Sleeve) 중 열해석 대상을 선택하는 단계(S20)와; 상기 선택된 열해석 대상에 따라 유한요소모델(Finite Element Model, FEM)을 작성하는 단계(S21)와; 상기 작성된 유한요소모델 상에 노드를 정의한 후, 상기 정의된 노드가 해당 유한요소모델의 영역 내에 적합한 위치에 있는지 여부를 확인하는 단계(S23)와; 열해석에 적용할 열전달 방식 및 열전달 계수를 설정하는 단계(S24)와; 상기 적성된 유한요소모델의 면적을 산출하고, 지정된 벌크 노드(Bulk Node)에 따른 열전달 데이터를 산출하여 출력하는 단계(S25)로 구성한다.
그리고, 이를 구현하기 위한 장치는 도1에 도시한 바와 같이, 데이터 입력수단(10), 중앙처리장치(11), 데이터 출력수단(12), 저장수단(13)으로 구성한다.
본 발명은 원자력 발전소 내의 구조물 중 노즐이나 쉘을 포함하는 구조물 에 적용가능하며, 특히 본 발명의 일실시예에서는 증기발생기의 열해석시, 그 열해석의 전처리 작업으로 열해석에 필요한 실수의 상수값을 산출하는 것으로 가정한다.
일반적으로, 원자력 발전소 내의 구조물에 대한 열해석을 수행하기 위한 전처리 작업으로서 실수의 상수값을 산출하는 경우, 설계자는 데이터 입력수단(10)을 통해 열해석 대상을 선택하는데(S20), 이때 설계자는 일반 노즐(Nozzle) 및 쉘(Shell)류, 특수한 형태의 노즐에 대한 갭 엘러먼트(Gap Element), 서말 슬리브(Thermal Sleeve) 중 원하는 열해석 대상을 선택하게 된다.
통상적으로, 원자력 발전소 내의 증기발생기는 다수 개의 노즐과 쉘을 갖는데, 각 노즐이나 쉘에 작용하는 열원의 위치에 따라 열전도 및 열대류 현상이 달리 나타나므로, 해당 모델의 면적, 두께, 내경, 외경 등의 실수의 상수값을 산출하기 위해서는 증기발생기 내의 일반적인 노즐 및 쉘류, 특수한 형태의 노즐 및 쉘류로 구분할 필요가 있다.
그 다음, 중앙처리장치(11)는 상기 선택된 열해석 대상에 따라 유한요소모델(Finite Element Model, FEM)을 작성하여 데이터 출력수단(12)으로 출력한다(S21).
여기서, 노즐 및 쉘류의 열해석에 있어서 상기 노즐이나 쉘에 열원이 작용하면 대류현상이 발생하므로, 실수의 상수값으로 중요한 역할을 하는 것이 상기 유한요소모델의 면적인데, 중앙처리장치(11)는 상기 유한요소모델에 따라 대류현상이 발생될 면적을 산출하게 된다.
즉, 설계자가 상기 작성된 유한요소모델 상에 노드를 정의하면, 중앙처리장치(11)는 상기 정의된 노드가 해당 유한요소모델의 영역 내에 적합한 위치에 있는지 여부를 먼저 확인한다(S22,S23).
여기서, 유한요소모델은 각기 좌표값을 갖는 격자 모양의 노드로 형성되어 있는데, 설계자가 상기 유한요소모델 상의 노드를 정의하면서 상기 유한요소모델의 형태에 따른 좌표값을 설정하게 되며, 중앙처리장치(11)는 상기 유한요소모델의 외곽 좌표값을 중심으로 설계자가 정의하는 노드가 그 외곽 좌표값 이내의 값인지 여부를 확인하여, 상기 정의된 노드가 해당 유한요소모델의 영역 내에 적합한지 여부를 판단하게 된다.
그리고, 상기와 같이 노드를 정의할 시, 열원으로 작용할 임의의 벌크 노드(Bulk Node)를 산정하고, 그 산정된 벌크 노드와 각 정의된 노드를 연결하여 열전달이 이루어질 영역을 지정한다.
그리고, 상기 단계(S20)에서 선택한 열해석 대상에 따라 열해석에 적용할 열전달 방식 및 열전달 계수를 설정하는데(S24), 일반 노즐(Nozzle) 및 쉘(Shell)류의 경우 열전도에 의한 열전달이 발생하고, 특수한 형태의 노즐에 대한 갭 엘러먼트(Gap Element)의 경우 자연대류 및 열전도에 의한 열전달이 발생하며, 서말 슬리브(Thermal Sleeve)의 경우 강제대류 및 열전도에 의한 열전달이 발생하므로, 각 경우에 따라 다른 열전달 방식을 설정하여 저장수단(13)으로부터 열전달 방식에 따라 달리 적용하도록 설정된 소정의 공식을 로딩하게 된다.
여기서, 상기 저장수단(13)은 시스템 운영에 필요한 프로그램이 저장되어 있을 뿐만 아니라, 상기와 같은 실수의 상수값을 결정하기 위한 소정의 공식을 저장하고 있다.
그리고, 열전달 계수의 경우, 상기 노즐 및 쉘의 재료나 특성에 따라 결정되는 것이므로, 이 역시 상기 저장수단(13)에 기설정된 열전달 계수값을 로딩하게 된다.
그 다음, 중앙처리장치(11)는 유한요소모델의 면적을 산출하고, 지정된 벌크 노드(Bulk Node)에 따른 열전달 데이터를 산출하여 출력한다(S25).
이때, 상기 중앙처리장치(11)는 유한요소모델 상에서 첫 노드와 마지막 노드를 제외한 나머지 노드에 대해서 상위 노드의 1/2지점과 하위 노드의 1/2지점을 연결한 선에 360°를 곱하여 면적을 산출하고, 갭 엘러먼트의 경우 노즐이나 쉘의 양쪽 몸체 엘러먼트의 단면적 합의 1/2값을 적용하고, 서말 슬리브의 경우 호의 길이에 360°를 곱한값의 1/2값을 적용한다.
따라서, 중앙처리장치(11)는 원자력 발전소 내의 구조물에 대한 열해석을 수행하기 위한 전처리 작업으로서 실수의 상수값으로 유한요소모델 상에 정의된 노드에 따른 면적, 열전달방식, 열전달계수 등의 열전달 데이터를 산출하여, 데이터 출력수단(12)을 통해 출력한다.
이상에서 설명한 바와 같이, 본 발명은 원자력 발전소 내의 구조물에 대한 열해석을 수행하기 위한 전처리 작업으로서 실수의 상수값으로 유한요소모델 상에 정의된 노드에 따른 면적, 열전달방식, 열전달계수 등의 열전달 데이터를 자동으로 산출함으로써, 원자력 발전소 내의 구조물에 대한 열해석의 전처리 작업시에 필요한 열전달 데이터의 관리가 가능하여 추후 다른 작업에도 해당 열전달 데이터를 이용함으로 인해, 시간 및 비용을 절감하고, 정확한 열해석을 가능하게 하는 효과가 있다.
Claims (1)
- 선택된 열해석 대상에 따라 유한요소모델을 작성하는 단계와; 상기 작성된 유한요소모델 상에 노드를 정의한 후, 상기 정의된 노드가 해당 유한요소모델의 영역 내에 적합한 위치에 있는지 여부를 확인하는 단계와; 열해석에 적용할 열전달 방식 및 열전달 계수를 설정하는 단계와; 상기 적성된 유한요소모델의 면적을 산출하고, 지정된 벌크 노드에 따른 열전달 데이터를 산출하여 출력하는 단계를 포함하는 것을 특징으로 하는 원자력 발전소 구조물의 열해석 방법.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| KR1020030047576A KR20050007938A (ko) | 2003-07-12 | 2003-07-12 | 원자력 발전소 구조물의 열해석 방법 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| KR1020030047576A KR20050007938A (ko) | 2003-07-12 | 2003-07-12 | 원자력 발전소 구조물의 열해석 방법 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| KR20050007938A true KR20050007938A (ko) | 2005-01-21 |
Family
ID=37221239
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| KR1020030047576A KR20050007938A (ko) | 2003-07-12 | 2003-07-12 | 원자력 발전소 구조물의 열해석 방법 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| KR (1) | KR20050007938A (ko) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR100712716B1 (ko) * | 2004-01-30 | 2007-05-04 | 도시바세라믹스가부시키가이샤 | 스트레인드 실리콘 웨이퍼 및 그 제조 방법 |
| CN106033496A (zh) * | 2015-03-20 | 2016-10-19 | 福建福清核电有限公司 | 蒸汽发生器设计裕度计算方法 |
| CN111507033A (zh) * | 2020-03-31 | 2020-08-07 | 东北大学 | UO2/Zr单片式核燃料裂变破碎过程的有限元模拟分析方法 |
| EP2510441B1 (en) * | 2009-11-09 | 2021-05-26 | Exergy Limited | System and method for maximising thermal efficiency of a power plant |
-
2003
- 2003-07-12 KR KR1020030047576A patent/KR20050007938A/ko not_active Application Discontinuation
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR100712716B1 (ko) * | 2004-01-30 | 2007-05-04 | 도시바세라믹스가부시키가이샤 | 스트레인드 실리콘 웨이퍼 및 그 제조 방법 |
| EP2510441B1 (en) * | 2009-11-09 | 2021-05-26 | Exergy Limited | System and method for maximising thermal efficiency of a power plant |
| CN106033496A (zh) * | 2015-03-20 | 2016-10-19 | 福建福清核电有限公司 | 蒸汽发生器设计裕度计算方法 |
| CN111507033A (zh) * | 2020-03-31 | 2020-08-07 | 东北大学 | UO2/Zr单片式核燃料裂变破碎过程的有限元模拟分析方法 |
| CN111507033B (zh) * | 2020-03-31 | 2022-06-24 | 东北大学 | UO2/Zr单片式核燃料裂变破碎过程的有限元模拟分析方法 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US6748348B1 (en) | Design method for nuclear reactor fuel management | |
| Dong et al. | Effects of repair weld length on residual stress distribution | |
| Dominiczak et al. | Online prediction of temperature and stress in steam turbine components using neural networks | |
| Wang et al. | Creep damage characterization of UNS N10003 alloy based on a numerical simulation using the Norton creep law and Kachanov–Rabotnov creep damage model | |
| Pastore et al. | Modelling of fuel behaviour during loss-of-coolant accidents using the BISON code | |
| Pang et al. | Assessment of three-dimensional multi-crack propagation for fatigue life prediction | |
| Park et al. | Shorter field life in power cycling for organic packages | |
| KR20050007938A (ko) | 원자력 발전소 구조물의 열해석 방법 | |
| CN112182905B (zh) | 一种用于综合能源系统的供热管网仿真方法和装置 | |
| CN117744347A (zh) | 火箭发动机带焊缝管路失效物理模型建模方法及装置 | |
| Lim et al. | Predicting blade stress levels directly from reduced-order vibration models of mistuned bladed disks | |
| CN115310311B (zh) | 一种金属材料在谱载荷下疲劳寿命计算方法 | |
| Roehl et al. | A collaborative optimization environment for turbine engine development | |
| Fu et al. | Streamlined frameworks for advancing metal based additive manufacturing technologies in gas turbine industry | |
| Jackson et al. | Shakedown and creep rupture assessment of a header branch pipe using the Linear Matching Method | |
| CN113094976A (zh) | 一种压水堆核电厂蒸汽发生器数据同化方法及系统 | |
| Kharchenko et al. | Elastoplastic fracture resistance analysis of NPP primary circuit equipment elements | |
| JP2022033464A (ja) | き裂進展評価装置、及びき裂進展評価プログラム | |
| KR100821958B1 (ko) | 유한요소법에 의거한 잔류응력제거용 후열처리 수치해석방법 | |
| JP7246300B2 (ja) | 燃料健全性評価方法、解析装置及び燃料健全性評価プログラム | |
| Riha et al. | Probabilistic Risk Assessment of Aging Layered Pressure Vessels | |
| Chen et al. | Research on the on-line fracture assessment of cracked primary loop pipes in NPPs | |
| KR20050001860A (ko) | 원자력 발전기의 운전 조건별 응력 산출 방법 | |
| Rølvåg et al. | Digital Twin Supported Structural Health Monitoring of Test Rigs for Wave Energy Applications | |
| Badodi et al. | Development and validation of a SIMMER-III/ANSYS code chain methodology for the integral safety analysis of WCLL fusion reactor components |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| A201 | Request for examination | ||
| E902 | Notification of reason for refusal | ||
| E601 | Decision to refuse application |