KR20100059677A - 가압수형 원자로의 가압기 히터 시스 - Google Patents

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Abstract

제조 동안의 냉간 가공으로 야기되는 잔류 응력을 감소시키도록 컨디셔닝된 히터 시스를 갖는 가압기가 제공된다. 재료 컨디셔닝후에, 히터 시스에는 표면 컨디셔닝 처리가 행해져서 외측 표면에 압축 응력이 부가된다.

Description

가압수형 원자로의 가압기 히터 시스{PRESSURIZED WATER REACTOR PRESSURIZER HEATER SHEATH}
본 발명은 일반적으로 가압수형 원자로 시스템에 관한 것으로, 특히 그러한 시스템에 이용되는 가압기 히터(pressurizer heater)에 관한 것이다.
압력하에서 물로 냉각되는 원자로 발전 시스템의 1차측은 차폐되고 유용한 에너지의 생성을 위한 2차측과 열교환 관계에 있는 폐쇄 회로를 포함한다. 1차측은 핵분열성 물질(fissile material)을 수납하는 복수의 연료 조립체를 지지하는 노심 내부 구조체를 둘러싸는 원자로 용기, 열교환 증기 발생기내의 1차 회로, 및 가압수를 순환시키기 위한 가압기, 펌프 및 파이프의 내부 용적부(inner volume)를 포함하며, 파이프는 각각의 증기 발생기 및 펌프를 원자로 용기에 독립적으로 연결시킨다. 원자로 용기에 연결되는 파이프의 시스템, 증기 발생기 및 펌프를 포함하는 1차측의 각 부품은 1차측의 루프를 형성한다.
예시를 목적으로, 도 1은 원자로심(nuclear core)(14)을 밀폐하는 밀폐 헤 드(12)를 구비하는 대체로 원통형의 원자로 압력 용기(10)를 포함하는 단순화된 원자로 1차 시스템을 도시한다. 물 등의 액체 원자로 냉각재는 펌프(16)에 의해 원자로 용기(10)내로 펌핑되어 열 에너지를 흡수하는 원자로심(14)을 통과하여, 통상 증기 발생기로 지칭되는 열교환기(18)로 배출되며, 이 열교환기에서 열이 증기 구동식 터빈 발전기 등의 이용 회로(utilization circuit)(도시하지 않음)로 전달된다. 다음에, 원자로 냉각재는 펌프(16)로 복귀되어, 1차 루프를 완료한다. 또한, 적어도 하나의 루프가 시스템의 압력을 유지하기 위한 가압기 펌프(22)에 연결된다. 전형적으로, 복수의 상기 루프는 원자로 냉각재 배관(20)에 의해 단일의 원자로 용기(10)에 연결된다.
가압수형 원자로 시스템이 받는 가혹한 환경 연구 결과로서, 압력 용기, 그 용접부 및 압력 용기내의 구성품은 플랜트 운전 및/또는 플랜트 과도 상태 동안에 응력 부식 균열로 알려진 미세-균열, 또는 다른 열화(degradation)/파손(failure) 메커니즘의 결과로서 열화할 수 있다. 시간, 온도, 압력, 및 붕산수(borated water)인 수용 유체의 부식성에 따라서, 이러한 열화는 결국 유체가 압력 용기로부터 누설될 수 있는 통로로 발전할 수 있거나 또는 그 내부 구성품이 파손될 수 있다. 따라서, 예컨대 약 600℉(316℃) 이상까지의 온도 및 2200PSI(15.2MPa) 이상까지의 압력에서의 수십년간의 운전후에, 산업용 전력을 생산하도록 설계된 경수형 원자로 시스템(light water nuclear reactor system)에 있어서의 압력 용기의 비파괴 검사중에 균열의 징조가 검출되었다. 일부 경우에 있어서, 가압수형 원자로 시스템내의 압력을 상승시키는데 사용되는 저항 히터에 전압을 가하는데 이용되는 전 력 케이블을 가압기의 압력 용기 벽을 통하여 지지하는 슬리브와 같이 압력 용기의 헤드를 관통하여 연장되는 슬리브에서 미세한 누설이 검출되었다. 또한, 가압기 압력 용기에서 주변 냉각재로부터 저항 히터를 차폐하도록 설계된 저항 히터 시스(resistance heater sheath)의 응력 부식 균열로 인한 저항 히터 파손이 알려져 있다. 2005년 3월 9일자로 출원되고 미국 특허 출원 공개 제 2005/0199591 호로 공개된 미국 특허 출원 제 11/075,494 호는 그 영역에서의 추가 누설의 가능성을 최소화하는 방식으로 슬리브를 보수하는 것을 제시하고 있다. 또한, 미래에 응력 부식 균열로 인한 히터 시스 파손의 가능성을 최소화하여 추가적인 보수의 필요성 및 방사선에 대한 작업자 피폭을 회피하는 개선된 히터 디자인을 제공하는 것이 요망된다.
따라서, 본 발명의 목적은 작동 수명이 개선된 가압수형 원자로 시스템용 가압기 히터를 제공하는 것이다.
본 발명은, 제조 동안 냉간 가공[스웨이징(swaging)]후에 처음으로 생기는 잔류 응력을 감소시키는 재료 컨디셔닝 처리(material conditioning treatment)와, 이어서 외측 표면에 인접한 시스의 영역에 외측 표면 압축 응력을 부가하는 표면 컨디셔닝 처리(surface conditioning treatment)를 받은 시스로 가압기 히터 시스를 교체함으로써 상기 목적을 달성한다.
하나의 바람직한 실시예에 있어서, 재료 컨디셔닝 처리 및 표면 컨디셔닝 처리 모두는, 가압기 사용중의 기존 히터 시스, 재고품으로 보관된 예비 히터 시스, 또는 새롭게 제조된 시스에 적용되어, 연장된 플랜트 작동 동안에 걸쳐서 균열의 개시 가능성을 작게 할 수 있다. 재료 컨디셔닝을 위한 바람직한 방법은 열처리이다. 열처리후에 가해지는 표면 컨디셔닝은 센터리스 버니싱(centerless burnishing) 또는 쇼트 피닝(shot peening) 등의 방법인 것이 바람직하다. 또한, 레이저 피닝이 표면 컨디셔닝 단계에 이용될 수도 있다.
첨부 도면을 참조하여 하기의 바람직한 실시예의 상세한 설명을 보면 본 발명이 보다 잘 이해될 수 있다.
다시 도면을 참조하면, 도 2는 가압수형 원자로 발전 플랜트 시스템용 가압기(22)를 도시한다. 가압기(22)는 수직으로 배향된 원통형 쉘부(shell portion)(24), 제 1 또는 상측 반구형 헤드부(26), 및 제 2 또는 하측 반구형 헤드부(28)를 구비하는 용기를 포함한다. 원통형 스커트(cylindrical skirt)(30)는 하측 헤드부(28)로부터 하방으로 연장되고, 이 원통형 스커트에 용접 또는 다른 수단에 의해 플랜지(32)가 고정되어 용기용 지지 구조체를 형성한다. 상측 헤드부(26)는 본 명세서에 개시된 바와 같이 맨웨이(manway)(34), 안전 밸브(도시하지 않음)와 유체 연통하는 하나 이상의 노즐(36), 및 분무 노즐(38)을 구비한다. 분무 노즐(38)은 비교적 저온 유체의 공급원과 유체 연통하고, 가압기(22)로의 비교적 저온 유체의 흐름을 제어하는 수단(도시하지 않음)이 분무 노즐과 협동가능하게 결합되어 있다.
복수의 직관형 투입식 전기 저항 가열 요소(straight tubular electrical immersion resistance heating element)(40)는 용기의 하측 헤드부(28)에 수직으로 배치된다. 하측 헤드부(28)는 확대 단부를 갖고 가열 요소(40)를 수용하는 복수의 노즐(42)을 구비한다. 가열 요소(40)와 노즐(42) 사이에는 용접 또는 다른 밀봉 수단에 의해 밀봉부가 형성된다.
가열 요소(40)를 지지하기 위해, 용기의 하측부에는 복수의 지지 플레이트(44)가 횡방향으로 배치된다. 이들 지지 플레이트 또는 시트(44)는 가열 요 소(40)를 수용하는 복수의 구멍(46)을 구비한다. 인접한 지지 플레이트의 구멍(46)은 노즐(42)과 정렬된다.
입구 및 출구 겸용 노즐(48)은 하측 헤드부(28)의 중앙에 배치되고, 가압기(22)를 가압수형 원자로 발전 플랜트 시스템의 1차 유체와 유체 연통하여 배치한다.
도 3에 도시된 바와 같이, 가열 요소(40)는 관형 금속 시스(50)와, 금속 시스(50)내에 배치되고 전기 절연재(54)에 의해 금속 시스와 절연된 저항 가열 코일(52)을 구비한다.
2개의 전기 리드선(56)이 가열 요소(40)의 일단부, 즉 후방 단부에서 인출된다. 도 3에 도시된 바와 같이, 가열 요소(40)의 후방 단부는 무거운 벽을 구비하고, 외측으로 팽창되어 구근형 단부(bulbous end)를 형성한다. 리드선(56)은 전기 공급부(도시하지 않음)에 전기 접속되어, 전압 인가시에 코일이 저항 가열되게 한다. 가열 요소(40)의 타단부, 즉 전방 또는 노즈(nose) 단부는 뾰족한 노즈부(58)를 구비한다. 뾰족한 노즈부(58)는 금속 시스(50)의 외경과 대체로 동일한 베이스 직경을 갖는 원추부(60), 및 원추부(60)의 베이스보다 직경이 작은 원통부(62)를 포함한다. 금속 시스(50)는 노즈부(58)의 원통부(62)를 수용하는 카운터-보어(counter-bore)(64)를 구비한다. 금속 시스(50)와 원추부(60)의 베이스 사이에는 밀봉 용접부(66)가 제공된다. 도 3에 도시된 뾰족한 노즈부(58)는, 히터가 소모되었을 때, 지지 플레이트(44)의 구멍(46) 및 노즐(42)이 약간 오정렬되는 경우에도, 약간의 방사능이 있는 용기 내측에 작업자가 들어가지 않고 히터를 교체할 수 있게 하며, 그에 따라 유지보수 작업자가 교체 과정 동안에 피폭되는 방사선의 양이 줄어든다. 따라서, 뾰족한 노즈부(58)가 유지보수를 용이하게 하는 선택적인 특징부라는 것이 이해되어야 한다.
가압기(22)의 작동은 하기와 같다. 통상, 가압기(22)는 1차 유체 또는 물로 부분적으로 채워지고, 용기의 나머지는 증기로 채워진다. 입구 및 출구 겸용 노즐(48)은 가압수형 원자로 시스템내의 1차 유체와 유체 연통하여 있다. 1차 유체의 압력을 상승시키기 위해서, 가열 요소(40)에 전압이 가해져서, 물을 비등시켜 가압기(22)내의 증기의 양을 증가시켜서 1차 유체 시스템내의 압력을 상승시킨다. 1차 유체 시스템의 압력을 강하시키기 위해서, 비교적 저온의 1차 유체가 가압기(22)의 상측 부분의 분무 노즐(38)을 통해 분무되어, 증기의 일부를 응축시켜서, 가압기내의 압력 및 1차 유체 시스템의 압력을 강하시킨다.
전술한 바와 같이, 응력 부식 균열은 히터 시스(50)에서 발견되고 있고, 이것은 가열 요소(40)의 내부를 손상시켜 조기 파손을 야기한다. 본 발명의 일 실시예에 따르면, 재료 컨디셔닝 및 표면 컨디셔닝 처리 모두가 히터 시스(50)에 가해져서 히터 시스(50)내의 잔류 응력을 감소시켜, 균열의 개시 가능성을 작게 한다. 재료 컨디셔닝을 위한 바람직한 방법은 도 4에 모식적으로 도시된 바와 같은 열처리이며, 도 4에는 히터 시스(50)가 노(68)내에서 처리되는 것이 도시되어 있다. 열처리는 5분 내지 15분간 1800℉ 내지 1900℉(980℃ 내지 1040℃)의 온도로 행해지는 것이 바람직하다. 표면 컨디셔닝은 도 4에서 롤러(70)에 의해 비유적으로 도시된 바와 같이 센터리스 버니싱 처리, 또는 쇼트 피닝인 것이 바람직하다. 대안 적으로, 레이저 피닝이 표면 컨디셔닝 단계 동안에 이용되어, 히터 시스(50)의 외측 표면에 압축력을 부여할 수도 있다. 또한, 이들 단계는 가압기(22)의 상기 정기 유지보수 동안에 기존 히터에 이용되거나, 또는 재고품으로 보관되고, 정기 유지보수 동안에 기존 히터와 교체될 수 있는 예비 히터에 이용될 수도 있다. 가장 바람직하게는, 새로운 교체 히터가 이러한 방법으로 제조되는 것이다.
본 발명의 특정 실시예가 상세하게 설명되었지만, 이들 상세에 대한 다양한 변형 및 수정이 본 명세서의 전체 요지에 비추어 이루어질 수 있다는 것은 본 기술분야에 숙련된 자에게 명백할 것이다. 따라서, 개시된 특정 실시예는 단지 예시일 뿐 본 발명의 범위를 제한하지는 않으며, 본 발명의 범위는 첨부된 특허청구범위의 전체 범위 및 그것의 모든 임의의 균등물로 주어지는 것이다.
도 1은 본 발명이 적용될 수 있는 원자로 시스템의 개략도,
도 2는 본 발명에 따라 이루어진 가압기를 도시하는 부분 단면 측면도,
도 3은 도 2의 가압기용 가열 요소의 부분 단면도,
도 4는 재료 컨디셔닝 처리 및 표면 컨디셔닝 처리의 개략도.
도면의 주요 부분에 대한 부호의 설명
22 : 가압기 40 : 가열 요소
50 : 히터 시스 68 : 노
70 : 롤러

Claims (18)

  1. 히터 시스를 포함하는 가압수형 원자로 시스템용 가압기에 있어서,
    상기 히터 시스는,
    상기 히터 시스내의 냉간 가공 응력을 감소시키는 단계와,
    잔류 냉간 가공 응력이 상기 히터 시스에서 실질적으로 감소된 후에, 상기 히터 시스의 외측 표면에 압축 응력을 생성시키는 단계를 포함하는 방법에 의해 제조되는
    가압수형 원자로 시스템용 가압기.
  2. 제 1 항에 있어서,
    상기 잔류 냉간 가공 응력은 컨디셔닝 처리로 감소되는
    가압수형 원자로 시스템용 가압기.
  3. 제 1 항에 있어서,
    상기 잔류 냉간 가공 응력은 열처리로 감소되는
    가압수형 원자로 시스템용 가압기.
  4. 제 1 항에 있어서,
    상기 히터 시스의 표면에 있어서의 압축 응력은 센터리스 버니싱 법(centerless burnishing method)에 의해 생성되는
    가압수형 원자로 시스템용 가압기.
  5. 제 1 항에 있어서,
    상기 히터 시스의 표면에 있어서의 압축 응력은 쇼트 피닝법에 의해 생성되는
    가압수형 원자로 시스템용 가압기.
  6. 제 1 항에 있어서,
    상기 히터 시스의 표면에 있어서의 압축 응력은 레이저 피닝법에 의해 생성되는
    가압수형 원자로 시스템용 가압기.
  7. 히터 시스를 포함하는 가압수형 원자로 시스템용 가압기 히터에 있어서,
    상기 히터 시스는,
    상기 히터 시스내의 냉간 가공 응력을 감소시키는 단계와,
    잔류 냉간 가공 응력이 상기 히터 시스에서 실질적으로 감소된 후에, 상기 히터 시스의 외측 표면에 압축 응력을 생성시키는 단계를 포함하는 방법에 의해 제조되는
    가압수형 원자로 시스템용 가압기 히터.
  8. 제 7 항에 있어서,
    상기 잔류 냉간 가공 응력은 컨디셔닝 처리로 감소되는
    가압수형 원자로 시스템용 가압기 히터.
  9. 제 7 항에 있어서,
    상기 잔류 냉간 가공 응력은 열처리로 감소되는
    가압수형 원자로 시스템용 가압기 히터.
  10. 제 7 항에 있어서,
    상기 히터 시스의 표면에 있어서의 압축 응력은 센터리스 버니싱법에 의해 생성되는
    가압수형 원자로 시스템용 가압기 히터.
  11. 제 7 항에 있어서,
    상기 히터 시스의 표면에 있어서의 압축 응력은 쇼트 피닝법에 의해 생성되는
    가압수형 원자로 시스템용 가압기 히터.
  12. 제 7 항에 있어서,
    상기 히터 시스의 표면에 있어서의 압축 응력은 레이저 피닝법에 의해 생성되는
    가압수형 원자로 시스템용 가압기 히터.
  13. 히터 시스를 포함하는 히터를 갖는 가압기를 구비하는 가압수형 원자로 발전 시스템에 있어서,
    상기 히터 시스는,
    상기 히터 시스내의 냉간 가공 응력을 감소시키는 단계와,
    잔류 냉간 가공 응력이 상기 히터 시스에서 실질적으로 감소된 후에, 상기 히터 시스의 외측 표면에 압축 응력을 생성시키는 단계를 포함하는 방법에 의해 제조되는
    가압수형 원자로 발전 시스템.
  14. 제 13 항에 있어서,
    상기 잔류 냉간 가공 응력은 컨디셔닝 처리로 감소되는
    가압수형 원자로 발전 시스템.
  15. 제 13 항에 있어서,
    상기 잔류 냉간 가공 응력은 열처리로 감소되는
    가압수형 원자로 발전 시스템.
  16. 제 13 항에 있어서,
    상기 히터 시스의 표면에 있어서의 압축 응력은 센터리스 버니싱법에 의해 생성되는
    가압수형 원자로 발전 시스템.
  17. 제 13 항에 있어서,
    상기 히터 시스의 표면에 있어서의 압축 응력은 쇼트 피닝법에 의해 생성되는
    가압수형 원자로 발전 시스템.
  18. 제 13 항에 있어서,
    상기 히터 시스의 표면에 있어서의 압축 응력은 레이저 피닝법에 의해 생성되는
    가압수형 원자로 발전 시스템.
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* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2958659B1 (fr) * 2010-04-08 2013-01-11 Electricite De France Traitement d'une canne chauffante destinee a un pressuriseur du circuit primaire d'un reacteur nucleaire.
EP3893251A4 (en) * 2018-12-05 2022-07-20 China Nuclear Power Engineering Co., Ltd. PRESSURE CONTAINER FOR NUCLEAR POWER PLANT AND WATERPROOFING DEVICE THEREOF
CN109273104B (zh) * 2018-12-05 2020-06-05 中广核工程有限公司 核电站稳压器及其水封装置

Family Cites Families (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2329058A1 (fr) * 1975-10-21 1977-05-20 Westinghouse Electric Corp Pressuriseur comportant des thermoplongeurs tubulaires rectilignes pour reacteurs nucleaires
US20050199591A1 (en) * 2004-03-09 2005-09-15 Westinghouse Electric Co. Llc Method of forming a weld pad
FR2895206B1 (fr) * 2005-12-16 2008-03-21 Framatome Anp Sas Canne chauffante pour pressuriseur de circuit primaire d'un reacteur nucleaire a eau sous pression.

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