WO2018052219A1 - 정상운전 중 구속이 있는 증기발생기 하부지지구조의 열응력과 열변형을 방지하기 위한 해석에 의한 설계 해석 방법 - Google Patents

정상운전 중 구속이 있는 증기발생기 하부지지구조의 열응력과 열변형을 방지하기 위한 해석에 의한 설계 해석 방법 Download PDF

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thermal
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steam generator
stress
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문인득
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문인득
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    • F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F22—STEAM GENERATION
    • F22B—METHODS OF STEAM GENERATION; STEAM BOILERS
    • F22B37/00—Component parts or details of steam boilers
    • F22B37/02—Component parts or details of steam boilers applicable to more than one kind or type of steam boiler
    • F22B37/24—Supporting, suspending, or setting arrangements, e.g. heat shielding
    • G—PHYSICS
    • G06—COMPUTING; CALCULATING OR COUNTING
    • G06F—ELECTRIC DIGITAL DATA PROCESSING
    • G06F30/00—Computer-aided design [CAD]
    • G06F30/10—Geometric CAD
    • G06F30/17—Mechanical parametric or variational design

Definitions

  • a nuclear power plant (hereinafter referred to simply as a “nuclear reactor”) is a reactor coolant system (RCS) in a containment building, as described in Korean Patent Publication No. 10-1473665, "Pipe support device for replacing parts of a nuclear power plant.” Reactor Coolant System) is provided.
  • RCS reactor coolant system
  • Such a reactor coolant system has a reactor containing a reactor and at least one heat transfer circuit connected thereto.
  • Each circuit includes a steam generator and at least one coolant pump for circulating coolant between the reactor and the steam generator.
  • the circuit includes a pressurizer to keep the temperature and pressure of the coolant constant.
  • the first large diameter pipe or hot leg is connected to one side of the reactor and the suction side of the coolant chamber of the steam generator to contact the core in the reactor to transfer the heated coolant to the steam generator.
  • a circulation pipe called a cross-over leg connects one side of the discharge part of the coolant chamber of the steam generator and one side of the vortex chamber suction part of the coolant pump.
  • the cold leg connects between the vortex chamber of the coolant pump and the reactor.
  • the coolant cooled in the steam generator and drawn out by the coolant pump is transferred to the reactor through a circulation pipe and a low temperature pipe to cool the core.
  • each steam generator 1 has a substructure as shown in FIG.
  • the steam generator 1 has a stay cylinder 10 which is maintained at a high temperature, and has a skirt support 20 of a cylindrical structure that supports it at the bottom thereof.
  • the skirt support 20 is a cylindrical steel structure located on the lower side of the stay cylinder 10, the lower surface 20a of the upper portion of the sliding base 30, as shown in an enlarged view in FIG. It is a structure directly contacting the surface 30a and fixedly supported by the plurality of stud anchors 32.
  • Such a sliding base 30 is supported to be slidable on a plurality of, for example, four hemispherical sliders 42 provided on the forged anchor plate 40 and the bearing plate 41 during the operation of the reactor. It is designed to accommodate the thermal expansion and fine movement that occur.
  • the thermal insulation material 50 for preventing such high heat from being transferred to the sliding base 30 at the lower portion may include a stay cylinder 10 and a skirt support 20. I attach it to) part.
  • the keys 46 protruding from the forged anchor plate 40 are positioned in the key holes 48, respectively.
  • the steam generator 1 is a high heat of 300 ° C or more is generated inside the stay cylinder 10 during operation, this high heat is transmitted to the lower side to thermally deform the sliding base (30).
  • the heat insulating material 50 is mounted on the lower portion of the stay cylinder 10, but the heat insulating material 50 does not completely block heat, and the phenomenon of heat conduction directly through the skirt support 20, etc.
  • the sliding base 30 is heated and thermally deformed by various factors.
  • the skirt support 20 of the steam generator 1 is a cylindrical support steel structure, in which a stagnated air area 80 is formed.
  • This air stagnation zone 80 is located on the upper side of the heat insulating material 50 of the stay cylinder 10, around the skirt support 20 in the form of a cylindrical wall, the sliding base 30 on the lower side The central area of the upper surface of the) is arranged, resulting in a closed space.
  • This air stagnation zone 80 acts as a space for convection and radiation of the high heat of the steam generator 1, thereby causing a serious thermal stress and heat deformation in the sliding base 30.
  • thermal deformation of the sliding base 30 may suppress free movement due to thermal expansion of the sliding base 30 generated during operation of the power plant, or may cause interference with surrounding structures on the upper part of the steam generator 1. This results in structural vibration of the steam generator 1 and the coolant pump.
  • the final connection welding of the intermediate tube and the steam generator 1 nozzle is left as a residual load on the sliding base 30 and the pump vertical support due to the welding shrinkage.
  • settlement of the sliding base 30 due to welding shrinkage occurs, and settlement typically occurs in the range of about 1 mm after installation of the steam generator 1 and after final connection welding.
  • This settlement can be seen as a load remaining on the sliding base 30, the residual load is characterized by increasing the frictional force on the sliding base 30 in the initial stage of the reactor to inhibit the sliding operation in the lateral direction.
  • This vibration stress not only causes the heat pipe wear of the steam generator (1), but also causes wear of the reactor coolant pump's internal components and fatigue cracking by adding fatigue to piping connected to the RCS system. have.
  • Thermal Stress refers to the self-balanced stresses it occurs by a non-uniform temperature distribution or a different coefficient of thermal expansion. Thermal stress generally occurs when thick objects whose size and shape change with temperature are suppressed. Evaluation of thermal stress on the support is not required by this Technical Standard. '
  • the gist of the contents of the technical standard is that it is not necessary to consider thermal stress in the nuclear power plant design method according to the technical standard. Therefore, when designed in accordance with the technical standards, thermal strain and heat in the sliding base due to the temperature difference during the operation of the inside and outside the boundary of the stagnated air area of the existing design It can be seen that there was no awareness of the problem that stress was occurring. Due to the heat sensitive structural design, the sliding base generates mechanical deformation (elastic and plastic deformation) due to thermal fatigue in the sliding base.
  • the present invention has a problem in that a high temperature difference is generated when the high heat is formed in the air congestion zone, resulting in a high temperature difference around the skirt support, which does not consider any of the heat deformation characteristics. This is to solve the problem that occurs when the method is applied to deteriorated operating nuclear power plants.
  • the 'air stagnant zone' on the inner side and the outer side of the skirt support flange and the contact portion of the sliding base are structures that can cause a large temperature difference, and thus deformation due to thermal stress will occur. Evaluation is essential. However, by applying the same temperature as the design reference accident temperature (135 °C), the design temperature applied in the design based on the existing design standard is applied to the thermal stress according to the temperature difference generated during the thermal transient operation such as actual starting, normal temperature reaching and stopping. The effects of thermal stress and thermal strain are not considered at all.
  • the stay cylinder support in the SYSTEM 80 (+) air stagnation zone is equipped with insulation to block the convective / radiative heat transfer that occurs in the circular space, but the insulation is struck by the structural vibration and high temperature is caused by the gap. This leakage causes localized temperatures to be higher and stresses increased.
  • Technical requirements for heat transfer characteristics in air congestion zones were not available in the design specification in existing designs. And since the technical standard does not require evaluation of thermal stress, there was no need to reflect it, but when the steel is made of isotropic Secant thermal expansion properties, thermal expansion occurs in the unconstrained part.
  • 80 (+) without anchor bolts, such as CE System 67,80 generates thermal stress in the design method and shape, so it is necessary to solve the thermal stress problem that is not required by technical standards.
  • the deformation of the sliding base affects the steam generator verticality. Due to the deformation of the lower support structure, the key on the upper part of the steam generator is inclined, and as a result, the design allowance of the keyway is about 1.25 ⁇ 2.00mm, so that the contact occurs between the key and the keyway, resulting in structural vibration. . Due to this design, the gap between the heating tube and its support inside the steam generator must be maintained between 0.38 and 1.03 mm, which causes the steam generator to tilt, resulting in severe wear damage due to contact between the heating tube and the support. It has occurred repeatedly.
  • the skirt support connected to the sliding base becomes a design area in the interface because it is manufactured integrally with the steam generator, which is accumulated over the past 1.5 years as a result of overlooking the effect of convection in the air congestion zone. There was a problem that the heat reached the design incident temperature level.
  • the analysis shows that the maximum temperature distribution in normal operation is about 134 degrees, which, in design terms, occurs about 500 times during the entire life cycle.
  • the existing design condition is that the design base temperature of the sliding base surface temperature in the Design Base Earthquake + Normal operation state, which occurs only once in the lifetime, is 135 degrees.
  • thermal fatigue must necessarily be accompanied by design problems that have always occurred during normal operation, which should occur only once for several tens of seconds.
  • the domestic and foreign nuclear power industry only considers earthquakes and normal operating conditions, and thermal fatigue and thermal deformation occur repeatedly in the lower support structure during long-term operation. We are not even aware of what is happening.
  • the present invention has been made to solve the above problems, to confirm the structural health of the evaluation results of the temperature, deformation and thermal stress of the support structure received in the actual operating environment to evaluate the degree of deterioration of the existing equipment on the existing design
  • the present invention is to identify the temperature, deformation and stress generated in the sliding base during the thermal transient heating, normal operating temperature reached, cooling process from the reactor start to stop period at room temperature (20 °C) with a thermal expansion value of 0
  • Substitutive analysis is performed to minimize the influence of temperature, deformation and thermal stress, and additional structural reinforcement design steps are referred to the results of the alternative analysis to minimize thermal deformation and thermal stress of the underlying support structure. Its purpose is to fundamentally solve a problem that arises.
  • the CE System 80 (+) technical standard ASME NF-3121.11
  • ASME NF-3121.11 does not require an evaluation of the thermal stress on the support.
  • the present invention aims at solving the problems of thermal stress and thermal deformation in a sliding base which actually causes the problem of severe mechanical deformation during operation. Analysis method to secure the integrity of thermal support and thermal stress of existing support structure and design method based on such analysis are applied to the improvement of lower support, and the heat transfer tube radicals in the long cycle operation of System 80 (+) type nuclear power plant The problem of wear damage is also solved.
  • the present invention undergoes a process of quantitatively calculating thermal strain and thermal stress due to temperature difference that can cause mechanical deformation of the sliding base by performing thermal-structural analysis in thermal transient operation during one cycle operation.
  • the alternative analysis process to optimize the convection heat exchange (convection) in order to find the optimal cooling conditions required for the design of the 'air stagnant zone' design into the 'air cooling ventilation' structure After that, it aims to prevent the problems caused by the design process according to the existing design standard in advance.
  • the present invention is to solve the problems of the existing design method.
  • the design of 'Stagnated Air Area' of the steam generator lower support structure to improve the design of the 'air cooling ventilation' structure, thermal stress not considered in the existing technical standards In introducing the analysis evaluation, it provides a design method by analysis that can quantitatively evaluate the temperature, deformation and stress distribution during the transient thermal operation period from one cycle of reactor start-up to shutdown.
  • the reactor start, reaching the maximum temperature in the normal operation period
  • a method of quantitatively calculating and evaluating thermal strain and thermal stress due to heat in a transient step in the entire cooling process, the modeling process for imparting a cooling effect of the lower support structure of the steam generator, the modeling process Inputting data of the same temperature, maintenance, and cooling conditions and the respective times as in the actual operation cycle; Evaluating thermal stress and thermal deformation of the existing steam generator lower support structure by comparing the analysis result and the temperature, stress, and displacement of the existing steam generator lower support structure; And applying an additional cooling reinforcement design to the steam generator lower support structure based on the analysis result by the evaluation.
  • the modeling step may include: selecting an optimal cooling temperature that can withstand material properties by evaluating a deterioration state of an existing material; Generating physical property data under isothermal of the deteriorating material; Modeling the entire body and bottom support structure of the steam generator; And setting the analysis boundary to include a contact surface between the sliding base, the slide, the baseplate, and the circumferential support.
  • the step of evaluating thermal stress and thermal strain includes performing a thermal-strain analysis within the analysis boundary, which is influenced by ambient temperature. Selecting a convection condition in consideration of the considerations; Calculating equivalent stress within the analysis boundary due to transient heat during the cycle with reference to the temperature rise, peak temperature reached, cooling temperature and time reflecting the actual operating cycle during the one cycle operation period; Comparing the calculated results with 1.5 Sm (design allowable stress) according to the requirements (NF 3221.1), if the result is more than 50% of the design stress limit, additional cooling reinforcement design by improved design It includes the step of applying.
  • the additional cooling reinforcement design is applied such that the calculated result meets less than 1/3 of the value of 1.5 Sm (design allowable stress).
  • the additional cooling reinforcement design comprises a venturi tube formed in the center of the sliding base based on the results of the thermal stress and thermal strain evaluation and mounted up and down in accordance with the through hole.
  • said additional cooling reinforcement design comprises a plurality of air intake flow paths in said shim plates disposed between the bottom face of the skirt support of the steam generator and the top face of the sliding base, based on the results of said thermal stress and thermal strain evaluation.
  • the air outside the skirt support is introduced into the air stagnation zone inside the sliding base and the skirt support through the plurality of air intake passages, thereby cooling the air.
  • said further cooling reinforcement design is based on the results of said thermal stress and thermal strain evaluation, insulated by means of a plurality of fixing bolts a thermal insulation material disposed along the bottom surface of the stay cylinder of the steam generator and the inner top surface of the skirt support. By fixing it, it blocks and cools the high heat transmitted from the steam generator provided in the reactor.
  • the additional cooling reinforcement design forms vertical through holes in the plurality of stud bolts that secure the skirt support of the steam generator to the sliding base based on the results of the evaluation of the thermal stresses and thermal strains, and such vertical penetrations. It circulates air through the hole to prevent heating of the stud bolts.
  • the steam generator was introduced.
  • the mechanical deformation caused by thermal deformation and thermal stress in the lower support structure could be solved at the design stage.
  • an additional cooling reinforcement design that can prevent thermal deformation of the lower support structure during operation, it occurs due to the contact of the key and the keyway, which is an upper structure to maintain a predetermined interval There is an effect that can prevent structural vibration. In this case, it is possible to fundamentally prevent heat pipe wear damage of the steam generator that has been generated continuously.
  • the deformation, temperature, and stress can be drastically reduced compared to the existing design through an optimization in which cooling air and ventilation conditions to be applied to the improved design are applied to the thermal transient operating environment that is identical to the actual operating situation.
  • the thermal stress generated in the lower support structure had an excellent design improvement effect falling to 1 / 4.4 level compared to the original design.
  • the technique according to the present invention is applied to the operation stage, the commissioning stage after the initial construction of the power plant has only a temperature rise time and step-by-step safety time, but in actual operation, the heating and cooling time are relatively shorter. In this case, if the thermal stress due to the temperature rise and the temperature difference during the cooling step is increased, the frictional resistance at the slippering part is increased. However, if the technology according to the present invention is applied, thermal deformation and thermal stress can be minimized, thereby facilitating starting and stopping operations.
  • the design method based on the analysis related to the present invention reflects only the capacity increase and the input variables for the standard nuclear power plant (OPR 1000) and the new nuclear power plant (APR 1000) based on CE System 80 (+) and similar models. If optimized, the same effect can be achieved by applying various cooling methods.
  • Fig. 3 is a table showing the state of congestion of a two-loop pressurized water reactor type.
  • the vertical axis on the left represents the coronal rate.
  • Data sources include 'Main Electricity Health Status and Regulatory Position; 7th Nuclear Safety Information Conference 2013.4.29 ⁇ 30; From 10 years of effective full-power operation (EFPY), the sound of the pipe is rapidly increasing. However, at 9 EFPY, the axial crack wear loss in the heat pipe and support contacts increased exponentially, usually replacing the steam generator.
  • 4 to 9 are embodiments in which an additional cooling reinforcement design is applied to cool the high heat formed in the steam generator lower support.
  • FIG. 10 is a view comparing heat deformation of the existing design and the degree of heat deformation when the cooling reinforcement design based on the optimum cooling condition is applied according to the present invention.
  • Fig. 10 (A) shows the heat deformation under the original design condition, the measured value is max 2.98mm
  • Fig. 10 (B) shows the maximum heat deformation according to the result of applying the optimum cooling condition, and the measured value is max 0.29mm. .
  • FIG. 11 is a cross-sectional view showing a structure in which the lower structure of the reactor steam generator according to the prior art, in particular the lower surface of the skirt support, is in direct surface contact with the upper surface of the sliding base.
  • the design analysis method by the alternative analysis to prevent thermal stress and thermal deformation of the constrained steam generator lower support structure during the normal operation of the reactor starting, reaching the maximum temperature, cooling It is a technique applied to the nuclear power plant analysis and design stage in addition to the method of quantitatively calculating and evaluating thermal deformation and thermal stress due to heat in the transient stage in the whole process.
  • the present invention includes the steps of modeling to impart a cooling effect of the lower support structure of the steam generator, and inputting data of the same temperature raising, maintaining and cooling conditions and respective times as the actual operation cycle in the modeling process; Evaluating thermal stress and thermal deformation of the existing steam generator lower support structure by comparing the analysis result and the temperature, stress, and displacement of the existing steam generator lower support structure; And applying an additional cooling reinforcement design to the steam generator bottom support structure based on the analysis result by the evaluation.
  • the modeling step may include selecting an optimal cooling temperature that can withstand material properties by evaluating a deterioration state of an existing material (hereinafter, referred to as A step); Generating property data under isothermal properties of the deteriorated material (hereinafter referred to as step B); Modeling the entire body and lower support structure of the steam generator (hereinafter referred to as step C); And setting an analysis boundary to include a contact surface between the sliding base, the slide, the base plate, and the circumferential support (hereinafter, referred to as D step).
  • a step Generating property data under isothermal properties of the deteriorated material
  • step C Modeling the entire body and lower support structure of the steam generator
  • D step setting an analysis boundary to include a contact surface between the sliding base, the slide, the base plate, and the circumferential support
  • such a modeling step is as follows.
  • FIG. 1 is a diagram illustrating a sliding base load application provided by a system designer in an analysis and design method based on existing design criteria.
  • the analysis boundary is marked with respect to the direction of load received by the slipping action part at the bottom of which the 'P' point is fixed.
  • the slide base analyzes and designs the slide base using the position-specific load values provided by the system designer.
  • step A is a step of selecting an optimum cooling temperature that can withstand the material properties by evaluating the deterioration state of the existing material.
  • the sliding base material of CE System 80 Palo Verde Units 1, 2 and 3 (System 80) is casting material and there are 8 high-strength anchor bolts on the edge of the sliding base.
  • Type 80 is considered to have adopted a design which is judged to be free from thermal deformation during operation. Exact material information is unknown but can be estimated from ASTM A487 Grade B materials.
  • the standard nuclear power plant design specification required a fatigue assessment, but no cases have been performed. It was difficult to predict the results of fatigue evaluation because of the deterioration phenomenon, and it was judged that it would be more difficult to produce the same physical specimen.
  • low-temperature toughness evaluation at the minimum operating temperature recommended in the technical standards is carried out using specimens that simulate the degradation of new materials. In other words, if excessive cooling is rather a factor of deterioration of physical properties, it is a step of selecting the optimum cooling temperature using the low temperature impact value of the simulated test piece so as not to have such a problem.
  • Step B is a step of generating physical data under isothermal properties of the deterioration material.
  • thermal stress is uniquely known to occur when both thermal and other external forces are present at the same time. Thermal stress deformation is elastic deformation when restoring the restraint force, and plastic deformation if strain remains even when restraint is removed.
  • System 80 (+) support structure has many restraining factors (welding shrinkage, driving load, keyway contact phenomenon, etc.) during long operation.
  • Thermal deformation can only be caused by heat without thermal stress, but when constrained, thermal stress is always generated and mechanical deformation is accompanied. That is, the restraint factor acts as a force to suppress the sliding action and exceeds the rated operating load, so the material causes thermal fatigue.
  • This test can be used to generate deteriorated material properties using an isothermal strain-fatigue test device. These properties are used in the input phase of the transient thermal analysis and design.
  • Step C is a model of the entire body and the lower support structure of the steam generator.
  • the steam generator skirt is considered to be a rigid structure, and the highest stress is expected by modeling that the deformation of the sliding base X, Y, Z axis is suppressed. Apply the stress model for the place.
  • Material property input is a structural analysis using ASME Section II property information, and the design is done by analysis. Grid generation is a modeling method applied only to sliding base.
  • thermal stress evaluation is not required for a support structure that inevitably generates thermal stress, such as System 80 (+), and it may be suitable only for a model operating in the United States. It was.
  • step D the analysis boundary is set to include contact surfaces between the sliding base, the slide, the base plate, and the circus support.
  • the analytical boundary is divided up and down on the basis of the contact surface acting as a sliding action of the base plate. Below the boundary, it is fixed like a nuclear reactor building and is identical to the actual condition. The comfort is the same as the actual conditions by keeping the contact to accommodate thermal expansion during actual operation.
  • the skirt support and the sliding base contact surface are bounded by stud and bond structures.
  • the step of evaluating the thermal stress and thermal strain includes performing a thermal-strain analysis within the analysis boundary (hereinafter referred to as step E), which is caused by the ambient temperature. Selecting a convection condition in consideration of the influence (hereinafter referred to as step E-1); Calculating equivalent stress within the analytical boundary due to transient heat during the cycle with reference to the temperature rise, peak temperature reached, cooling temperature and time reflecting the actual operating cycle during the one cycle operation period ( Hereinafter referred to as step E-2); Comparing the calculated results with 1.5 Sm (design allowable stress) according to the requirements (NF 3221.1), if the result is more than 50% of the design stress limit, additional cooling reinforcement design by improved design It is configured to include a step of applying (hereinafter referred to as step E-3).
  • Step E is a step of analyzing the sliding base heat distribution state and the heat deformation trend by a combination of temperature-time input values in the steam generator self-weight (including water) by thermal-strain analysis. At this stage, the difference in heat distribution for sliding base, stud, etc., which could not be confirmed in the existing design, is checked.
  • Step E-1 is a step of selecting and inputting convective heat exchange conditions considering the ambient air temperature around the steam generator. Design inputs of convective heat exchange conditions or field temperature measurements using convective heat transfer coefficients outside the stagnant zone and sliding base surface of the existing design. In general, consider the median of the maximum and minimum temperatures.
  • step E-2 the actual operating data is input during one cycle of operation to perform thermal-structure curb analysis of the operating temperature rising, the highest temperature reaching, and the cooling process in the thermal thermal conditions of the temperature-time-pressure.
  • the maximum / minimum temperature distribution, maximum / minimum strain state and thermal stress state are evaluated.
  • Equivalent stress within the analysis boundary by using the physical properties data of the deteriorated material obtained in steps A and B and referring to the temperature rise, the maximum temperature reached, the cooling temperature and the time reflecting the actual operating cycle during one cycle operation period, Equivalent stress within the analysis boundary by
  • Step E-3 compares the calculated result with 1.5 Sm (design allowable stress) according to the requirement (NF 3221.1) and improves the result when the result is more than 50% of the design stress limit. It is the step of applying additional cooling reinforcement design by design. That is, by comparing the design results of the analysis according to the present invention with the 1.5 Sm value according to the technical standard (NF 3135), if necessary, an additional cooling reinforcement design is applied to the lower support structure, and re-evaluated to 1/2 of the 1.5 Sm value. Designed to meet the following conditions.
  • FIG. 2 is a temperature distribution state of the primary and secondary sides of the steam generator and the skirt support when continuously maintained at the normal operating temperature. It can be seen that a high temperature is also formed in the skirt support.
  • Fig. 3 is the content of the announcement of the status of heat pipe duct closure during the 7th Nuclear Safety Information Conference 2013.4.29 ⁇ 30. As the effective full-power operation period has elapsed, it shows that the velocities are rapidly increasing at some point. This radical increase is due to vibration and thermal fatigue.
  • the additional cooling reinforcement design forms a through hole 110 in the center of the sliding base 30 based on the results of the thermal stress and thermal strain evaluation, and corresponds to the through hole 110 up and down.
  • the venturi tube 118 is mounted in the direction, through the venturi tube 118 through the sliding base 30 and the air stagnation area inside the skirt support 20 to the outside air of the sliding base lower, skirt
  • the support 20 is formed by cooling at least one vent 140 so that the high heat in the air stagnation zone is circulated to the outside of the skirt support.
  • the high heat transferred from the steam generator to the sliding base can be greatly reduced, thereby effectively preventing thermal deformation of the sliding base and preventing structural vibration of the reactor, thereby reducing the tubular wear of the steam generator and the reactor coolant system equipment.
  • An excellent effect that can effectively prevent wear of the wear can be obtained.
  • 5 and 6 show another embodiment in which an additional cooling reinforcement design is applied to cool the temperature of the air congestion zone inside the skirt support.
  • the additional cooling reinforcement design is placed between the bottom face of the skirt support 20 of the steam generator and the top face of the sliding base 30, based on the results of the thermal stress and thermal strain evaluation.
  • the skirt support outer side in the air stagnation area inside the sliding base 30 and the skirt support 20 through the plurality of air intake flow paths 120 It is a method of cooling by injecting air. According to this method, the high heat congestion in the air stagnation zone can be eliminated and the temperature can be drastically reduced, and the high temperature heat directly conducted from the skirt support under the steam generator to the sliding base can be cooled by the cold outside air passing through the notches of the simple rate.
  • the thermal deformation of the sliding base can be effectively prevented, and structural vibration of the reactor can be prevented, so that the tubular wear of the steam generator and the wear of the reactor coolant system equipment can be effectively prevented.
  • FIG. 7 is another embodiment in which an additional cooling reinforcement design is applied to cool the temperature of the air congestion zone inside the skirt support.
  • the additional cooling reinforcement design is based on the results of the thermal stress and thermal strain evaluation, a plurality of fixing the heat insulating material 100 disposed along the bottom surface of the stay cylinder of the steam generator and the inner top surface of the skirt support
  • a plurality of fixing the heat insulating material 100 disposed along the bottom surface of the stay cylinder of the steam generator and the inner top surface of the skirt support By tightly fixing by the bolt 140 is a method of cooling by blocking the high heat transmitted from the steam generator provided in the reactor. According to this method, it is possible to completely prevent the local sagging of the thermal insulation material due to the vibration of the facility during the operation of the reactor, and to prevent the high heat of the steam generator from being transferred to the sliding base through the lower air congestion zone to heat the sliding base. Has the effect of minimizing deformation,
  • FIG 8 and 9 show another embodiment in which an additional cooling reinforcement design is applied to cool the temperature of the air congestion zone inside the skirt support.
  • the additional cooling reinforcement design is based on the results of the evaluation of the thermal stresses and thermal strains, to a plurality of stud bolts 110 that secure the skirt support of the steam generator to the sliding base 30.
  • the vertical through hole 112 is formed and air is circulated through the vertical through hole 112 to prevent heating of the stud bolt. That is, not only the vertical through hole 112 is formed in each stud bolt 110, but also an air supply hole 122 is formed at one side of the skirt flange, and a plurality of air circulation recesses 124 are formed at the bottom of the skirt. To form an air circulation passage from the air congestion zone below the reactor steam generator to a circular gap between the bolt hole of the skirt and the outer diameter of the stud bolt.
  • Figures 10a and 10b are results for the maximum thermal deformation of the long exposure state in the peak operation state of the original design state (air stagnation zone) and reinforcement design (cooling, ventilation conditions) state. All input conditions are the same and the result is obtained by giving different cooling condition. As can be seen in Figures 10a and 10b, the additional cooling reinforcement design to give the cooling optimum cooling conditions as a result, it can be seen that the thermal deformation is significantly reduced.
  • the present invention applies the design method according to this analysis, taking into account the performance of each nuclear power plant (for example, the uniformly calculated stress in the existing design is excessive heating and cooling by frictional force to the deteriorated steam generator lower support) If this repeated operation is old, it may cause low-temperature impact toughness, in which case the cooling conditions should be increased in the situation where the lower service temperature should be higher than the minimum service temperature by reflecting the impact toughness evaluation results of the simulated material. It can be relaxed and cooled above the re-evaluated temperature, but can meet the stress limits required by the design criteria.) It can be applied to design optimal cooling conditions.
  • the current technical standard does not require evaluation of thermal stress, it is a design method that can contribute to the improvement of safety and the life of core facilities of nuclear power plants by reinforcing defects on mechanical deformation of existing designs.
  • Cooling may be achieved by arranging the facility to produce suitable cooling air around.

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Abstract

본 발명은 증기발생기 하부지지구조의 '공기정체구역(Stagnated Air Area)' 설계를 '공기냉각환기' 구조로 설계 개선하고, 기존 기술기준에서 고려하지 않은 열응력 해석평가를 도입함에 있어서 원자로 기동에서 정지까지의 1 cycle 동안의 열 과도적인(Transient Thermal) 운전 기간 동안의 온도, 변형, 응력분포 상태를 정량적으로 비교 평가할 수 있는 해석에 의한 설계 방법을 제공한다. 본 발명에 의하면, 기존 기술기준에 기초한 해석방법으로 확인할 수 없었던 운전 중 열변형과 열응력의 영향을 정량적으로 해석할 수 있었고, 이러한 새로운 개념의 해석방법의 결과치를 참조한 설계방법을 도입함으로써 증기발생기 하부지지구조에서의 열 변형과 열응력으로 인해 발생된 기계적 변형을 설계단계에서 해결할 수 있었다.

Description

정상운전 중 구속이 있는 증기발생기 하부지지구조의 열응력과 열변형을 방지하기 위한 해석에 의한 설계 해석 방법
본 발명자는 2루프 가압경수로형 증기발생기의 슬라이딩 베이스(sliding base)와 스커트 서포트(skirt support) 사이에 공기정체구역이 구비된 설계에 있어서, 증기발생기 수실에서 발생된 열이 스커트 서포트로 열 전달되어 공기정체구역을 경계 짖는 슬라이딩 베이스의 내/외측의 온도 차이가 많아 발생하는 현상이 있고, 그러한 현상에 기인하여 원전의 장기간 운전 시에 증기발생기 하부지지구조의 열응력 및 열변형 문제가 발생하고 있음을 해석적 설계 방법에 의해 규정한 바 있다. 일반적으로 금속에 열을 가하면 열팽창 하였다가 열을 제거하면 원상태로 돌아오게 되지만, 스커트 서포트와 슬라이딩 베이스간에 체결되는 40개의 고강도 스터드볼트에 가해지는 예하중과 정격운전하중을 동시에 받게 되면, 자유로운 열팽창을 구속하게 되어 열 응력을 일으키게 되는 문제가 있다. 여기에 추가로 원자로배관 최종연결용접의 결과로 생성되는 2차 응력은 슬라이딩 플레이트 하부에서 미끌음 작용을 하는 4개의 슬라이드(slide)와 한 조합이 되는 슬라이딩 베이스에 압축력이 크게 작용하게 된다. 이때 슬라이딩 베이스에도 용접수축으로 인해 높은 잔류하중이 남게 되며, 이러한 현상은 운전 중 구조적 진동으로 진동 응력(vibration stress)등이 부가적으로 작용하게 되고, 결과적으로 운전 중 전체 응력을 증가시키게 된다. 상기와 같은 현상에 기초해 볼 때, 본 발명자는 가동원전의 증기발생기 하부지지구조는 고열을 냉각시켜 열응력 및 열변형을 최소화 할 수 있는 해석에 의한 설계 방법을 반드시 추가적으로 적용해야 함을 인지하여 본 발명을 개발하기에 이르른 것이다.
일반적으로, 원자로는 국내의 예를 들면, 컨버스천 엔지니어링(Conbustion Engineering :CE)의 시스템플러스 80(한빛 3,4호기), 한국 표준형 원전(한울3,4,5,6호기 및 한빛 5,6호기), OPR1000(신고리 1,2호기), APR1400(신고리 3,4호기, 신울진 1,2호기, UAE 원전 1~4호기), 2-루프 가압경수로(Pressurized Water Reactor)등이 있다.
일반적으로, 원자로 발전소(이하, 간략히 "원자로"라 한다)는 대한민국 등록특허공보 제10-1473665호의 "원자력 발전소의 부품 교체용 배관 지지 장치"에도 기재된 바와 같이, 격납 건물 내에 원자로 냉각재 계통(RCS:Reactor Coolant System)이 구비된다.
이와 같은 원자로 냉각재 계통은 원자로를 담고 있는 반응기와, 이에 연결된 적어도 하나의 열전달 회로를 가진다.
각 회로는 증기 발생기와, 반응기 및 증기 발생기 사이에서 냉각재를 순환시키는 적어도 하나의 냉각재 펌프를 포함한다.
이에 더하여 회로는 냉각재의 온도 및 압력을 일정하게 유지하도록 하는 가압기를 포함한다.
첫 번째 대구경 배관 또는 고온관(hot leg)은 반응기의 일측과, 증기 발생기의 냉각재 챔버의 흡입부 일측에 연결되어 반응기 내의 노심(core)과 접촉되어 가열된 냉각재를 증기 발생기로 전송한다.
크로스 오버 레그(cross-over leg)로 불리는 순환관은 증기 발생기의 냉각재 챔버의 토출부 일측 및 냉각재 펌프의 와류실 흡입부 일측을 연결한다.
그리고, 저온관(Cold leg)은 냉각재 펌프의 와류실과 반응기 사이를 연결한다. 또한, 증기 발생기에서 냉각되고 냉각재 펌프에 의해 인출된 냉각재는 순환관, 저온관을 통하여 반응기로 전송되어 노심을 냉각한다.
이와 같은 원자로에서, 각각의 증기 발생기(1)는, 도 11에 도시된 바와 같은 하부 구조를 갖는다.
즉, 증기 발생기(1)는 고온 상태로 유지되는 스테이 실린더(Stay cylinder)(10)를 구비하고, 그 하부에서 이를 떠받치는 원통형 구조의 스커트 지지대(skirt support)(20)를 구비한다.
이와 같은 스커트 지지대(20)는, 스테이 실린더(10)의 하부측에 위치된 원통형의 강재 구조물로서, 그 하부면(20a)은 도 1에서 확대도로 도시된 바와 같이, 슬라이딩 베이스(30)의 상부면(30a)에 직접 면접촉하고, 다수의 스터드 앵커(32)에 의해서 고정 지지되는 구조이다.
그리고, 이와 같은 슬라이딩 베이스(30)는 포지드 앵커 플레이트(40)와 베어링 플레이트(41)상에 마련된 다수의, 예를 들면 4개의 반구형 슬라이더(42)상에서 슬라이딩이 가능하도록 지지되어 원자로의 운전중에 발생하는 열팽창과 미세한 움직임을 수용하도록 되어 있다.
또한, 이와 같은 증기 발생기(1)는 운전중에 고열이 발생하므로, 이와 같은 고열이 하부의 슬라이딩 베이스(30)로 전달되는 것을 방지하기 위한 보온재(50)를 스테이 실린더(10)와 스커트 지지대(20) 부분에 장착하고 있다.
그리고, 종래의 슬라이딩 베이스(30)는 포지드 앵커 플레이트(40)상에서 돌출한 키(46)들이 각각 키 홀(48)에 위치하도록 되어 있다.
이와 같은 증기 발생기(1)는 운전 중에 통상적으로 300℃ 이상의 고열이 스테이 실린더(10)의 내부에서 발생되며, 이러한 고열은 하부측으로 전달되어 슬라이딩 베이스(30)를 열변형시킨다.
이를 방지하기 위하여 스테이 실린더(10)의 하부에 보온재(50)가 장착되어 있지만, 이러한 보온재(50)가 완벽하게 열을 차단하지는 못하는 실정이고, 스커트 지지대(20)를 통하여 직접적으로 열전도되는 현상 등의, 여러 가지 요인으로 슬라이딩 베이스(30)가 가열되고 열변형된다.
특히, 증기 발생기(1)의 스커트 지지대(skirt support)(20)는 원통형의 지지 강재 구조물로서, 그 내측에는 공기 정체 구역(stagnated air area)(80)이 형성되는 구조이다.
이러한 공기 정체 구역(80)은 그 상부측으로는 스테이 실린더(10)의 보온재(50)가 위치하고, 그 둘레로는 원통형 벽 형태의 스커트 지지대(20)가 위치하며, 그 하부측으로는 슬라이딩 베이스(30)의 상부면 중앙 구역이 배치되어 결과적으로 폐쇄 공간을 형성한다.
이러한 공기 정체 구역(80)은 증기 발생기(1)의 고열을 대류, 복사시키는 공간으로서 작용하여, 이를 통해서 슬라이딩 베이스(30)에 심각한 열응력 및 열변형을 초래하는 문제점이 있다.
이에 관련된 문제점이 아래에 상세하게 기재되어 있다.
즉, 슬라이딩 베이스(sliding base)(30)의 열적변형은 발전소 운전중 발생하는 슬라이딩 베이스(30)의 열팽창에 따른 자유로운 이동을 억제하거나, 또는 증기 발생기(1) 상부의 주변 구조물과 간섭을 발생시키고, 결과적으로 증기 발생기(1)와 냉각재 펌프의 구조적 진동을 유발시킨다.
이러한 구조적 진동은 증기 발생기(1)의 전열관 마모(wear)와 진동 응력(vibration stress)을 일으키고, 장주기로 운전하면 붕산 누적으로 붕산취화 현상 있는 소구경 배관의 피로를 유발하여 붕산수 누설이 발생된다.
또한, 원자로 배관의 시공적 요인으로는, 중간관과 증기 발생기(1) 노즐의 최종 연결용접이 용접 수축으로 인해 슬라이딩 베이스(30)와 펌프 수직 지지대에 잔류 하중으로 남게 된다. 이러한 잔류 하중의 결과로서, 용접 수축에 의한 슬라이딩 베이스(30)의 침하가 발생되며, 증기 발생기(1)의 설치 후와, 최종 연결 용접후에는 통상적으로 약 1mm 범위내의 침하가 발생한다.
이러한 침하량이 슬라이딩 베이스(30)에 잔류하는 하중으로 볼 수 있으며, 이러한 잔류 하중은, 원자로의 기동 초기에 슬라이딩 베이스(30)에 마찰력을 증가시켜서 횡방향의 미끌림 작동을 저해하는 특성이 있다.
뿐만 아니라, 이와 같이 슬라이딩 베이스(30)가 열변형되면, 그로 인해 증기 발생기(1)가 기울어져 운전되고, 상온 정지 후에도 부품간의 어긋남 현상이 연이어 나타날 수 있다.
결과적으로, 슬라이딩 베이스(30)가 변형되어 수평을 유지 못하면, 증기 발생기(1)가 기울어지고, 원자로 냉각재 펌프와 증기 발생기(1)의 관련 지지 구조물의 변형과 간섭으로 인해 원자로의 진동응력(Vibration stress)을 더욱 가중시키게 된다.
이러한 진동응력은 증기 발생기(1)의 전열관 마모의 원인이 될 뿐만 아니라, 원자로 냉각재 펌프의 내장품 마모, RCS 계통에 연결된 배관에 피로를 가중시켜서 피로 균열을 유발시키는 것이 해외 원자력 발전소 운전중 자주 발생되고 있다.
이러한 상태로 장주기 운전되면, 원자로 냉각재 펌프의 메카니컬 실(mechnical seal)과 소구경 배관의 누설로 이어진다.
따라서, 당업계에서는 원자로의 슬라이딩 베이스(30)의 열적 변형을 방지하여 원자로의 구조적 진동으로 인한 증기 발생기(1)의 전열관 마모와, 원자로 냉각재 계통 설비의 마모(wear)를 방지할 수 있는 기술 개발이 절실하게 요구되는 실정이다.
상술한 바와 같이, 종래에는 정상운전 중 구속이 있는 증기발생기 슬라이딩 베이스 지지대에 상당한 열응력과 열변형이 가해져서 전체 증기발생기 하부지지구조에 열변형을 야기시킴을 제대로 파악조차 하지 못하고 있었는데, 이는 현재 증기발생기 하부지지구조 설계에 적용되는 기술기준인 미국기계기술자학회의 ASME Section III division 1, Subsection NF Support (Rules for Construction of Nuclear Facility Components) 규정이 Class 1 Support에 대해 열 응력(thermal stress) 기준을 적용하지 않음으로부터 연유한 것으로 추측된다. 해당 관련기술조항은 아래와 같다.
ASME에서 규정된 NF-3121.11와 KEPIC MNF 3121.11(열응력) 기준을 번역하면 다음과 같다.
MNF 3121.11 열응력
' 열응력이란 일정하지 않은 온도분포 또는 서로 다른 열팽창 계수에 의해 발생되는 자기평형 응력을 말한다. 열응력은 일반적으로 크기 및 형태가 온도에 따라 변하는 두꺼운 물체가 이러한 변화를 억제 당할 때 발생된다. 지지물에 대한 열응력에 대한 평가는 이 기술기준에서 요구하지 아니한다.'
(출처; ASME NF Code paragraph NF-3121.11 2007 Edition page 30)
상기 기술기준 규정 내용의 요지는 기술기준에 따른 원전 설계방법에서는 열응력을 고려할 필요가 없다는 것이다. 따라서, 상기 기술기준의 규정에 따라 설계된 경우, 기존설계의 온도정체구역(stagnated air area)을 경계로 내측과 외측의 운전 중 온도차로 인해 슬라이딩 베이스(sliding base)에 열변형(Thermal strain)과 열응력이 발생하고 있다는 문제점에 대한 인식 조차 없었음을 알 수 있다. 열에 민감한 구조적인 설계에 기인하여 운전 사이클이 반복됨에 따라 슬라이딩 베이스에는 열피로(thermal fatigue)로 인해 기계적 변형(탄성 및 소성 변형)이 발생된다.
본 발명은 해당 기술기준에서 열응력을 고려하지 않은 결과로 발생되는 기계적 변형(탄성 및 소성 변형)을 방지하기 위한 설계 및 그 해석 방법을 제공하는 것을 그 목적으로 한다.
즉, 본 발명은 공기정체구역내에 고열이 형성되면 열전달 특성이 달라져서 스커트 서포트(skirt support)를 경계로 높은 온도 차가 발생하게 되는 문제점이 있는데, 이러한 열변형 특성을 전혀 고려하지 않고, 단지 기존의 설계방법을 열화가 진행된 가동원전에 적용하게 될 경우 발생하는 문제점을 해소하기 위한 것이다.
이하, 보다 상세하게 기존의 설계방법에 의할 경우 발생할 수 있는 문제점을 정리한다.
첫째, 기술기준은 신 재료의 사용 한계응력(limit stress) 관점에서만 본 시각이다. 그러나 가동원전의 경우에는 기존의 설계기술기준을 적용해서는 정상적인 보수 및 교체가 불가능한 상황이 자주 발생하게 된다(일례를 들면 가압기 이종금속 용접부에 오브레이 보강용접을 할 때, 신 재료로 실제 보수작업에 적용할 방법에 따라 사전에 목업(mock-up)할 때는 문제가 없었는데, 실제 현장에 적용하면 늘 보수용접 시 균열이 발생되는 문제가 있음). 일정기간(예컨대, 7년) 이상 운전된 원자로 설비에는 전열관 막힘(plugging), 원인을 알 수 없는 가끔씩 일어나는 이상운전 징후, 열소매(THERMAL SLEEVE) 탈락 등 구조적 진동으로 인한 예상하지 못한 현상들이 발생되기도 한다. 심한 경우는 출력 감발상태로 운전을 오래도록 하는 경우도 있다. 즉, 열화현상이 진전된 지지대의 경우는 기존 설계기준에 따라 평가하는데에는 한계가 있다.
둘째, 스커트 서포트 플랜지와 슬라이딩 베이스의 접촉부를 경계로 내측의 '공기정체구역'과 외측은 온도 차가 많이 발생할 수 있는 구조여서 열응력에 의한 변형이 발생할 수밖에 없는 구조이고, 그 결과 이에 대한 해석에 의한 평가가 반드시 필요하다. 그런데, 기존 설계기준에 의한 설계 시 적용한 설계온도는 설계기준사고 온도(135℃)와 동일한 온도를 적용하여 실제 기동, 정상온도도달, 정지 등의 열 과도적인 운전중 발생되는 온도 차에 따른 열응력(Thermal stress)과 열변형(thermal strain)의 영향에 대해서는 전혀 고려하지 않았다.
셋째, SYSTEM 80(+) 공기정체구역 내의 스테이 실린더 지지대(stay cylinder support)에는 원형공간에서 발생되는 대류/복사 열전달을 차단하기 위해 보온재가 설치되어 있지만, 구조적 진동으로 인해 보온재가 쳐져 그 틈새로 고열이 누설되어 해당 부위는 국부적으로 온도가 더 높아지고 응력도 증가되는 현상이 발생된다. 공기정체구역내의 열 전달 특성에 따른 기술규정 사항은 기존 설계에서는 설계 시방서 상에도 없었다. 그리고 해당 기술기준도 열응력에 대한 평가를 요구하지 않기에, 반영할 필요성도 없었지만, 체등방성(Isotropic Secant) 열팽창 특성을 가지는 강을 소재로 한 경우, 구속이 없는 부분은 열팽창이 일어난다. 특히, CE System 67,80과 같이 앵커볼트가 없는 80(+)는 설계방식과 형상에서는 열응력이 발생되므로 기술기준에서 요구하지 않는 열응력 문제를 반드시 해소해야 한다.
넷째, 슬라이딩 베이스의 변형이 생기면, 증기발생기 수직도에 영향을 미치게 된다. 하부지지구조의 변형으로 증기발생기 상부의 키이(key)는 기울지게 되고 그 결과 키이 웨이(keyway)의 설계 허용 틈새가 1.25~2.00mm 정도이므로 키이와 키이 웨이간에 접촉이 발생하여 구조적 진동이 일어나게 된다. 이 영향으로 증기발생기 내부의 전열관과 그 지지대 틈새는 0.38~1.03mm를 유지해야 하는 설계 요건으로 인해 증기발생기가 기울어져 전열관과 지지대가 접촉하여 심각한 마모손상으로 이어지고, 이러한 문제점은 표준형원전 증기발생기에 반복적으로 발생되어 왔다.
다섯째, 슬라이딩 베이스와 연결되는 스커트 서포트는 증기발생기와 일체로 제작되는 관계로 인터페이스에 있는 설계영역이 되는데, 기존에는 공기정체구역내의 대류(convection)의 영향을 간과한 결과로 1.5년간 운전되면서 누적되는 열이 설계사고기준 온도 수준에 도달하는 문제가 있었다.
여섯째, System 80(+)와 같은 미끌음 철판 구조를 가지는 경우는 열 응력에 의한 변형을 일으킬 수 밖에 없는 구조이지만, 기술기준(ASME NF Code/ KEPIC MNF Code)에 따라 해석에 의한 설계를 하는 경우는 온도 차에 따른 열 응력과 열 변형 영향을 알 수가 없었다. 그 결과로 발전소 유효전출력운전년수(EFPY) 경과 시점부터 증기발생기 전열관 마모 손상이 급진전되는 공통적인 문제가 반복적으로 발생되고 있음에도 근본적인 원인을 현재까지 제대로 파악하지 못하고 있었다.
일곱번째, 해석 결과 정상운전 상태에서 나타난 온도분포는 최대 134도 정도인데, 설계관점에서 이러한 온도는 전 수명운전동안 500회 정도 일어난다. 그러나, 기존의 설계조건(Design Condition)은 전 수명동안 단 1번 일어나는 Design Base Earthquake + Normal operation 상태서의 슬라이딩 베이스 표면온도의 설계기준온도가 135도이다. 즉 수명동안에 단 한번 수십초 동안에 일어나야 할 경우가 정상운전 중에 늘 발생되어온 설계문제로 인해 열피로가 반드시 수반될 수밖에 없는 것이다. 그럼에도 불구하고, 국내 및 국외 원전업계에서는 지진과 정상 운전 조건만을 고려하고 있을 뿐, 실제 장기간 운전 시에도 하부지지구조에 열응력 및 열변형이 발생하여 설계사고기준에서 발생되지 않는 열피로가 반복적으로 발생하고 있음을 전혀 인지 조차하고 있지 못하는 실정이다.
본 발명은 전술한 문제점을 해결하기 위하여 안출된 것으로서, 기존 설비의 열화 정도를 평가하기 위해 실제 운전환경에서 받는 지지구조의 온도, 변형, 열응력에 대한 평가 결과가 기존 설계에 미치는 구조적 건전성을 확인하여야 할 필요성이 있었다. 즉, 열응력에 대한 건전성을 확보하는 대체 해석에 의한 설계방법의 적용이 필요하다. 스커트 서포트 플랜지와 슬라이딩 베이스의 접촉부를 경계로 내측의 '공기정체구역'과 외측은 온도 차가 많이 발생할 수 있는 구조여서 열 응력에 대한 평가를 실제 운전조건의 운전상태를 반영한 대체해석방법을 적용한 설계방법이 필요하다고 판단하였다. 따라서, 본 발명은 열팽창값이 0인 상온(20℃)에서의 원자로 기동부터 정지기간까지의 열 과도적인 가열, 정상운전온도 도달, 냉각과정 동안, 슬라이딩 베이스에 발생되는 온도, 변형 및 응력을 파악하여 온도, 변형과 열 응력의 영향을 최소화하는 대체해석을 수행하고, 그 대체해석 결과를 참조하여 추가적인 구조 보강설계 단계를 거침으로써, 하부지지구조의 열변형, 열응력을 최소화하여 기존 설계 공정에서 발생하는 문제점을 근본적으로 해결하는 것을 그 목적으로 한다.
앞서 설명한 바와 같이, CE System 80(+) 기술기준인 ASME NF-3121.11 에는 지지대에 대한 열응력에 대한 평가를 요구하지 않는 것으로 규정하고 있다. 본 발명은 비록 기술기준에서는 요구하지 않지만, 실제로 운전기간 동안 심각한 기계적 변형의 문제를 일으키는 슬라이딩 베이스에서의 열응력 및 열변형의 문제점을 해결하는 것을 그 목적으로 한다. 기존 지지구조의 열 변형 및 열 응력에 대한 건전성을 확보할 수 있는 해석방법과 그러한 해석에 기초한 설계방법을 구체화하여 하부지지대 개량설계에 적용하여 System 80(+)형 원전의 장주기 운전에 따른 전열관 급진 마모손상의 문제점 또한 해결하고자 한다.
본 발명은 한 주기 운전 동안의 열 과도적인 운전 상태에서 열-구조 해석을 하여 슬라이딩 베이스의 기계적 변형을 일으킬 수 있는 온도 차에 의한 열 변형과 열 응력 크기를 정량적으로 산출하는 과정을 거치고, 특히 운전 중 열변형과 열응력이 최소화될 수 있도록 '공기정체구역' 설계를 '공기냉각환기' 구조로 설계 함에 있어서 필요로 하는 최적냉각조건을 구하기 위해 대류 열 교환(convection)을 최적화하는 대체해석 과정을 거쳐 기존 설계기준에 따른 설계공정으로 발생되는 문제를 사전에 예방하는 것을 그 목적으로 한다.
기존 설계기준에 따른 설계공정을 거칠 경우, 공기정체구역내에서 발생되는 열전달 특성과 외측으로 흐르는 공기유동에 따른 대류 열교환 효과에 의한 온도 차로 인해 응력에 대한 정량적인 평가를 할 수가 없었다. 특히, 증기발생기 교체사업에서 증기발생기에 연결되는 배관 내경 42인치, 두께 4인치를 재용접함으로써 용접수축력에 의해 생성된 2차 응력에 의해 증기발생기 하부지지대에 높은 잔류하중을 남기게 되는 구조적 특성이 있는데, 이런 상태에서 운전으로 인해 발생되는 열응력 및 열변형이 추가 작용하면 가장 응력이 높은 부위는 허용응력한계를 초과한 열 피로(thermal fatigue), 기계적 변형(탄성 및 소성 변형)이 발생하여 구조적 진동을 일으킬 수 밖에 없는데, 본 발명은 이러한 기존 설계방법의 문제점을 해결하고자 한다.
상기와 같은 목적을 달성하기 위하여 본 발명은, 증기발생기 하부지지구조의 '공기정체구역(Stagnated Air Area)' 설계를 '공기냉각환기' 구조로 설계 개선하고, 기존 기술기준에서 고려하지 않은 열응력 해석평가를 도입함에 있어서 원자로 기동에서 정지까지의 1 cycle 동안의 열 과도적인(Transient Thermal) 운전 기간 동안의 온도, 변형, 응력분포 상태를 정량적으로 비교 평가할 수 있는 해석에 의한 설계 방법을 제공한다.
본 발명의 일 실시예에 의하면, 정상운전 중 구속이 있는 증기발생기 하부지지구조의 열응력과 열변형을 방지하기 위한 대체 해석에 의한 설계 해석 방법에 있어서, 정상운전 기간에 원자로 기동, 최대온도 도달, 냉각 전 과정에 있어서 과도적인 단계에서의 열에 의한 열 변형 및 열 응력을 정량적으로 산출 및 평가하는 방법으로서, 상기 증기발생기 하부지지구조의 냉각효과를 부여하기 위한 모델링을 하는 단계로서, 상기 모델링 과정에서 실제 운전 사이클과 동일한 승온, 유지, 냉각 조건과 각각의 시간을 데이터 입력하는 단계; 상기 모델링을 통해 얻을 해석 결과와 기존 증기발생기 하부지지구조에 대한 온도, 응력, 변위를 대비하여 기존 증기발생기 하부지지구조에 대한 열 응력 및 열 변형을 평가하는 단계; 및 상기 평가에 의해 해석 결과치에 기초하여 상기 증기발생기 하부지지구조에 추가적인 냉각 보강 설계를 적용하는 단계를 포함하는 것을 특징으로 한다.
본 발명의 다른 실시예에 의하면, 상기 모델링 단계는, 기존재료의 열화 상태를 평가하여 재료물성이 견딜 수 있는 최적 냉각온도를 선정하는 단계; 열화재료의 등온(isothermal)하의 물성 데이터를 생성하는 단계; 증기발생기의 본체 및 하부 지지구조구조 전체를 모델링하는 단계; 및 슬라이딩 베이스, 슬라이드, 베이스플레이트 및 서커트 서포트 상호 간의 접촉면을 포함하도록 해석 경계를 설정하는 단계를 포함한다.
본 발명의 다른 실시예에 의하면, 상기 열 응력 및 열 변형을 평가 단계는, 상기 해석 경계내에서의 온도- 변형 해석(thermal-strain analysis)을 수행하는 단계를 포함하고, 이는 외기온도에 의한 영향을 고려하여 대류(Convection) 조건을 선정하는 단계; 1 사이클 운전 기간 동안의 실제 운전 사이클을 반영한 온도 상승, 최고온도 도달, 냉각 온도 및 시간을 참조하여, 사이클 동안의 과도적인 열에 의한 상기 해석 경계내에서의 등가 응력(Equivalent Stress)을 산출하는 단계; 산출된 결과값과 요구조건(NF 3221.1)에 따른 1.5 Sm(설계 허용응력) 값을 비교하여 상기 결과값이 설계허용응력값(stress Limit)의 50% 이상일 경우, 개량 설계에 의해 추가적인 냉각 보강 설계를 적용하는 단계를 포함한다.
바람직하게는, 상기 산출된 결과값이 1.5 Sm(설계허용응력) 값의 1/3 이하를 충족하도록 상기 추가적인 냉각 보강 설계를 적용한다.
보다 바람직하게는, 상기 추가적인 냉각 보강 설계는 상기 열 응력 및 열 변형 평가의 결과에 기초하여, 슬라이딩 베이스의 중앙에 관통공을 형성하고 상기 관통공에 일치하게 상하방향으로 장착되는 벤츄리관을 포함하도록 구성함으로써, 상기 벤츄리관을 통해서 슬라이딩 베이스와 스커트 지지대 내측의 공기 정체 구역에 슬라이딩 베이스 하부의 외기를 유입시켜서 냉각시키는 방식이다.
바람직하게는, 상기 추가적인 냉각 보강 설계는 상기 열 응력 및 열 변형 평가의 결과에 기초하여, 증기 발생기의 스커트 지지대의 하부면과 슬라이딩 베이스의 상부면 사이에 배치되는 심 플레이트에 다수의 공기 흡입 유로를 형성함으로써, 상기 다수의 공기 흡입 유로를 통해서 슬라이딩 베이스와 스커트 지지대 내측의 공기 정체 구역에 스커트 지지대 외측의 공기를 유입시켜 냉각시키는 방식이다.
바람직하게는, 상기 추가적인 냉각 보강 설계는 상기 열 응력 및 열 변형 평가의 결과에 기초하여, 증기 발생기의 스테이 실린더 하부면과 스커트 지지대의 내측 상부면을 따라 배치되는 보온재를 다수의 고정 볼트에 의해 밀착 고정시킴으로써 원자로에 구비된 증기 발생기로부터 전달되는 고열을 차단하여 냉각시키는 방식이다.
바람직하게는, 상기 추가적인 냉각 보강 설계는 상기 열 응력 및 열 변형을 평가의 결과에 기초하여, 증기발생기의 스커트 지지대를 슬라이딩 베이스에 고정시키는 다수의 스터드 볼트에 수직 관통 홀을 형성하고, 그러한 수직 관통 홀을 통해 공기를 순환시켜 스터드 볼트의 가열을 방지하는 방식이다.
본 발명에 의하면, 기존 기술기준에 기초한 해석방법으로 확인할 수 없었던 운전 중 열변형과 열응력의 영향을 정량적으로 해석할 수 있었고, 이러한 새로운 개념의 해석방법의 결과치를 참조한 설계방법을 도입함으로써 증기발생기 하부지지구조에서의 열 변형과 열응력으로 인해 발생된 기계적 변형을 설계단계에서 해결할 수 있었다.
본 발명에 의하면, 운전 중 하부지지구조의 열변형을 방지할 수 있는 추가적인 냉각 보강설계를 적용함으로써, 소정 간격을 유지해야 하는 상부구조물인 키이(key)와 키이 웨이(keyway)의 접촉으로 인해 일어나는 구조적 진동을 예방할 수 있는 효과가 있다. 이 경우 그 동안 지속적으로 발생되어 온 증기발생기의 전열관 마모손상을 근본적으로 예방할 수 있다.
본 발명에 의하면, 실제 운전 상황과 동일한 열 과도적인(Thermal Transient) 운전 환경에 개선설계에 적용할 냉각공기와 환기 조건을 부여한 최적화를 통하여 기존설계 대비 변형, 온도, 응력을 획기적으로 줄일 수 있다. 실시 예에서, 하부지지구조에 발생하는 열응력은 원설계 대비 1/4.4 수준으로 떨어지는 우수한 설계 개선 효과가 있었다.
본 발명에 따른 기술을 운전단계에 응용하면, 발전소 최초 건설 후 시운전 단계는 단지 온도 상승 및 단계별 안전화 시간만을 가지나, 실제 운전에서는 가열,냉각 시간이 그보다 상대적으로 짧게 된다. 이 경우 온도상승, 냉각단계서 온도 차에 의한 열 응력이 증가되면 미끌음 작동부에서의 마찰저항이 증가된다. 그러나, 본 발명에 따른 기술을 적용하면 열변형과 열응력을 최소화 할 수 있으므로 기동,정지 작동이 원활해지는 효과가 있다.
본 발명과 관련된 해석에 의한 설계방법은 CE System 80(+)를 기본으로 한 표준원전(OPR 1000)과 신형원전(APR 1000) 그리고 유사한 지지구조를 가진 기종에 대해 용량증가 및 입력변수만 반영하여 최적화 하면 다양한 냉각방법을 적용하여도 동일한 효과를 얻을 수 있다.
도1은 기존 설계의 슬라이딩 베이스와 하부 슬라이드가 정격하중을 받는 것을 도시한 것이다. 증기발생기 지지대의 해석 및 설계에 있어서 'P'점을 고정하고, 운전 중 받는 하중(Load)이 위치 별로, 받는 부위에 대해 방향성을 부여한 것이다.
도2는 기존 설계의 정상운전 상태(NO 2)의 증기발생기 본체의 온도분포 상태이다. 스커트 서포트 내측은 슬라이딩 베이스와 스터드 볼트로 체결되기 때문에 '공기정체구역'을 형성하게 된다.
도3은 컨버스천 엔지니어링 2루프 가압경수로형의 관막음 현황표이다. 좌측의 세로축은 관막음율을 나타낸다. 자료 출처는 '주요원전기기 건전성 현황 및 규제 입장; 7th Nuclear Safety Information Conference 2013.4.29~30 ;원자력안전기술원 김용범' 이다. 유효전출력운전년수 10(EFPY)부터 관막음이 급격히 증가하고 있음을 보여준다. 그러나 9 EFPY 시기에 전열관과 지지대 접촉부에서 축균열성 마모손상이 기하급수적으로 늘어나서 일반적으로 증기발생기를 교체하게 된다.
도4 내지 도 9은 증기발생기 하부지지대에 형성된 고열을 냉각시키기 위하여 추가적인 냉각 보강 설계를 적용한 실시예들이다.
도10은 기존 설계의 열변형과 본 발명에 따라 최적 냉각조건에 기초한 냉각보강 설계를 적용한 경우의 열변형 정도를 비교한 도면이다. 도10(A)는 원 설계 조건에서의 열변형을 나타내는 것으로서, 측정치는 max 2.98mm이며, 도10(B)는 최적 냉각조건 부여 결과에 따른 최대 열변형을 나타내는 것으로서, 측정치는 max 0.29mm이다.
도11은 종래의 기술에 따른 원자로 증기 발생기의 하부 구조, 특히 스커트 지지대의 하부면이 슬라이딩 베이스의 상부면에 직접 면접촉하는 구조를 도시한 단면도이다.
이하, 본 발명의 바람직한 실시 예를 도면을 참조하여 보다 상세히 설명한다. 본 발명을 설명함에 있어. 관련된 공지 구성 또는 기능에 대한 구체적인 설명이 본 발명의 요지를 흐릴 수 있다고 판단되는 경우에는 그 상세한 설명은 생략한다. 또한, 이하에서 본 발명의 바람직한 실시 예를 설명할 것이나, 본 발명의 기술적 사상은 이에 한정하지 않고 발명자에 의해 변형되어 다양하게 실시할 수 있음은 물론이다.
본 발명의 일 실시예에 따른, 정상운전 중 구속이 있는 증기발생기 하부지지구조의 열응력과 열변형을 방지하기 위한 대체 해석에 의한 설계 해석 방법은 정상운전 기간에 원자로 기동, 최대온도 도달, 냉각 전 과정에 있어서 과도적인 단계에서의 열에 의한 열 변형 및 열 응력을 정량적으로 산출 및 평가하는 방법에 원전 해석 및 설계 단계에 추가적으로 적용시킨 기술이다.
이와 같은 본 발명은, 상기 증기발생기 하부지지구조의 냉각효과를 부여하기 위한 모델링을 하는 단계로서, 상기 모델링 과정에서 실제 운전 사이클과 동일한 승온, 유지, 냉각 조건과 각각의 시간을 데이터 입력하는 단계; 상기 모델링을 통해 얻을 해석 결과와 기존 증기발생기 하부지지구조에 대한 온도, 응력, 변위를 대비하여 기존 증기발생기 하부지지구조에 대한 열 응력 및 열 변형을 평가하는 단계; 및 상기 평가에 의해 해석 결과치에 기초하여 상기 증기발생기 하부지지구조에 추가적인 냉각 보강 설계를 적용하는 단계를 포함하도록 구성된다.
여기서, 상기 모델링 단계는, 기존재료의 열화 상태를 평가하여 재료물성이 견딜 수 있는 최적 냉각온도를 선정하는 단계(이하, A 단계라 함); 열화재료의 등온(isothermal)하의 물성 데이터를 생성하는 단계(이하, B 단계라 함); 증기발생기의 본체 및 하부 지지구조구조 전체를 모델링하는 단계(이하, C 단계라 함); 및 슬라이딩 베이스, 슬라이드, 베이스플레이트 및 서커트 서포트 상호 간의 접촉면을 포함하도록 해석 경계를 설정하는 단계(이하, D 단계라 함)를 포함한다.
이와 같은 모델링 단계를 보다 자세히 설명하면, 다음과 같다.
도1은 기존 설계기준에 기초한 해석 및 설계방법에 있어서 계통설계자가 제공하는 슬라이딩 베이스 하중 적용 다이어그램이다. 해석 경계는 'P'점을 고정하고 그 하부에 있는 미끌음 작용부가 받는 하중(Load) 방향에 대하여 표시가 되어 있다. 계통설계자가 제공한 슬라이드의 위치 별 하중 값을 이용해 슬라이딩 베이스에 대한 해석 및 설계를 하게 된다.
먼저, 상기 A 단계는 기존재료의 열화 상태를 평가하여 재료물성이 견딜 수 있는 최적 냉각온도를 선정하는 단계이다.
CE System 80 Palo Verde 1,2,3호기(System 80)의 슬라이딩 베이스 재질은 주강(Casting) 소재이고, 슬라이딩 베이스의 가장자리에 8개 고강도 앵커볼트가 있다. 80형은 운전 중 열 변형이 없는 것으로 판단되는 설계가 채택된 것으로 판단된다. 정확한 재료 정보는 알려지지 않지만 ASTM A487 Grade B 소재로 추정할 수 있다. 표준형원전 설계시방서에서는 피로평가를 요구는 하였지만 수행된 사례가 없다. 열화 현상이 나타나므로 피로평가 결과를 예측하기 어렵고 동일한 실물의 시험편을 제작해서 하기에는 더욱 어려움이 있을 것으로 판단하였다. 이에 대한 대안으로 신 재료를 열화 상태를 모사한 시험편을 이용하여 기술기준에서 권고하는 최저운전온도에서의 저온인성 평가를 실시한다. 즉, 과도한 냉각을 하면 오히려 물성 저하 요인이 되는데, 이러한 문제점이 없도록 모사 시험편의 저온충격값을 이용해 최적 냉각온도를 선정하는 단계이다.
상기 B 단계는 열화재료의 등온(isothermal)하의 물성 데이터를 생성하는 단계이다.
금속 재료에 온도가 모든 체적에 균일하게 가열되고 구속 조건이 없다면 체적 증가에 따른 내부 응력(Internal stress)은 없다. 그리고 식으면 원상으로 돌아오게 된다. 만약 고체가 구속되어 있다면 가열에 의한 팽창(또는 냉각에 의한 끌어당김)이 억제되면, 온도의 변화는 스트레스를 증가시키게 된다. 이것을 열응력(Thermal stress)이라 한다. 기계적 변형(mechanical strain)은 독특하게 열응력과 다른 외력이 동시에 존재할 때 발생되는 것으로 알려져 있다. 열응력 변형은 구속력을 제거하였을 때 회복되면 탄성변형, 구속이 제거해도 변형이 남아 있으면 소성변형이 된다. 그러나 System 80(+) 지지구조는 장시간 운전 중 여러 구속 요인(용접수축, 운전하중, 키이웨이 접촉 현상 등)이 있다. 열변형은 열응력이 없이도 열에 의해서만 일어날 수 있지만 구속이 된 경우 열응력이 항상 발생되며 기계적 변형이 향상 수반된다. 즉, 구속요인은 미끌음 작용을 억제하는 힘으로 작용되어 정격운전하중을 초과하므로 재료는 열피로를 일으키게 된다. 이에 대한 시험은 등온 변형-피로 시험(Isothermal strain-fatigue test) 장치를 이용해 열화재료 물성을 생성할 수 있다. 이러한 물성은 열 과도적(Transient thermal) 해석 및 설계의 해석입력 단계에 활용 된다.
상기 C 단계는 증기발생기의 본체 및 하부 지지구조구조 전체를 모델링하는 단계이다.
기존의 하부지지구조의 해석에 의한 설계방법에서는 증기발생기 스커트 ㅅ서서포트를 리지드(RIGID)한 구조로 간주하고, 슬라이딩 베이스 X,Y,Z 축의 변형을 억제한 것으로 모델링하여 가장 높은 응력이 예상되는 곳에 대한 응력 모델로 하는 방식을 적용한다. 재료 물성 입력은 ASME Section II 물성정보를 이용하여 구조해석을 하는 방법으로 해석에 의한 설계가 이루어지며, 격자(Node) 생성은 슬라이딩 베이스에만 적용한 모델링 방식이다. 이와 같이 기준기술에 따른 해석에 의한 설계 방식에서는 가압경수로 형식마다 지지대 형태가 다르기 때문에 모든 경우의 지지대에 공히 적용되기에는 한계가 있다. 즉, System 80(+)와 같이 열응력이 발생될 수 밖에 없는 지지구조에 열응력 평가를 요구하지 않는다는 조건을 획일적으로 적용하는 것에 문제가 있고, 단지 미국에 가동되는 모델에만 적합할 수 있다고 판단하였다.
가동원전의 증기발생기 교체, 지지보강에는 ASME NF Code에 따라 적용할 수가 없는 상황이 많이 발생된다. 이런 경우 '특정기술보고서'를 발전 사업자가 정부기관 규제기관에 제출하여 적용하고 있다. 일례를 들면, System 80(+) 가압기 본체 노즐(탄소강)+안전단(316재질)+서지라인(347 재질)에 일차부식수균열에 저항성을 높이기 위해 예방정비를 하게 된다. 이때 덧살 용접은 기존의 기술기준이 없다. 이때 특정기술보고서에는 해석에 의한 설계를 하고 Mock-up을 하여 적용하게 된다. 이러한 기술은 미국 웨스팅하우스와 WSI사가 원천기술을 보요하고 있어 국내 기업은 이들과 MOU를 맺어 기술료를 지불하고 표준형 원전 모델에 적용한 최초의 사례가 있다. 향후 가동원전은 다른 부분도 선진사의 원천기술을 이용할 수 밖에 없는 것이 국내 가동원전 정비시장 실정이다. SYSTEM 80(+)과 슬라이딩 베이스 열응력에 대한 해석 모델은 실제 운전 조건과 동일한 상황을 반영한 모델링 방법이란 점에서 기술기준의 해석에 의한 설계와 차이점이 있고, 증기발생기 본체 하부지지구조 전체에 대해 모델링 단계다.
상기 D 단계는 슬라이딩 베이스, 슬라이드, 베이스플레이트 및 서커트 서포트 상호 간의 접촉면을 포함하도록 해석 경계를 설정하는 단계이다.
상기 해석 경계는 베이스 플레이트의 미끌음 작용을 하는 접촉면을 경계로 하여 아래와 위로 나누어 진다. 경계 아래로는 원자로 건물과 같이 고정하여 실제 조건과 동일하다. 위로는 실제 운전 중 열팽창을 수용하도록 접촉상태 유지하여 실제 조건과 동일하다. 스커트 서포트와 슬라이딩 베이스 접촉면은 스터드와 본드 구조로 경계 설정된다.
한편, 상기 열 응력 및 열 변형을 평가 단계는, 상기 해석 경계내에서의 온도- 변형 해석(thermal-strain analysis)을 수행하는 단계(이하, 단계 E라 함)를 포함하는데, 이는 외기온도에 의한 영향을 고려하여 대류(Convection) 조건을 선정하는 단계(이하, 단계 E-1이라 함); 1 사이클 운전 기간 동안의 실제 운전 사이클을 반영한 온도 상승, 최고온도 도달, 냉각 온도 및 시간을 참조하여, 사이클 동안의 과도적인 열에 의한 상기 해석 경계내에서의 등가 응력(Equivalent Stress)을 산출하는 단계(이하, 단계 E-2라 함); 산출된 결과값과 요구조건(NF 3221.1)에 따른 1.5 Sm(설계 허용응력) 값을 비교하여 상기 결과값이 설계허용응력값(stress Limit)의 50% 이상일 경우, 개량 설계에 의해 추가적인 냉각 보강 설계를 적용하는 단계(이하, 단계 E-3이라 함)를 포함하도록 구성된다.
상기 E 단계는 온도- 변형 해석(thermal-strain analysis)을 해서 증기발생기 자중(물 포함)상태에서 온도-시간 입력 값을 조합한 해석으로 슬라이딩 베이스 열분포 상태와 열변형 경향을 분석하는 단계이다. 이 단계에서 기존 설계에서 확인할 수가 없었던 슬라이딩 베이스, 스터드 등에 대한 열분포 차이를 확인하는 단계를 거친다.
상기 E-1 단계는 증기발생기 주변 외기 온도 상황 고려한 대류 열 교환 조건 선정하여 해석 입력하는 단계이다. 기존 설계의 공기정체구역 외측과 슬라이딩 베이스 표면과 유동공기의 대류 열전달 계수를 이용한 대류 열 교환 조건 또는 현장 측정을 통한 외기온도를 설계입력한다. 일반적으로 최대 최소 온도의 중간값을 고려한다.
상기 E-2 단계는 1 사이클 운전 동안 실제 운전데이터를 입력하여 운전온도 상승, 최고온도 도달, 냉각과정을 온도-시간-압력을 열 과도적(Transient Thermal) 조건에서 열-구조 연석해석을 한다. 이 과정에서 최대/최저 온도 분포 상태와 최대/최저변형 상태 그리고 열응력상태를 평가하게 된다. 즉, A 단계 및 B 단계에서 얻은 열화재료의 물성 데이터를 이용하고, 1 사이클 운전 기간 동안의 실제 운전 사이클을 반영한 온도 상승, 최고온도 도달, 냉각 온도 및 시간을 참조함으로써, 사이클 동안의 과도적인 열에 의한 상기 해석 경계내에서의 등가 응력(Equivalent Stress)을 산출하게 된다.
상기 단계 E-3은 상기 산출된 결과값과 요구조건(NF 3221.1)에 따른 1.5 Sm(설계 허용응력) 값을 비교하여 상기 결과값이 설계허용응력값(stress Limit)의 50% 이상일 경우, 개량 설계에 의해 추가적인 냉각 보강 설계를 적용하는 단계이다. 즉, 본 발명에 따른 해석에 의한 설계 결과와 기술기준(NF 3135)에 따른 1.5 Sm 값을 비교하여 필요할 경우 하부지지구조에 추가적인 냉각 보강 설계를 적용하고, 다시 재평가하여 1.5 Sm 값의 1/2 이하 조건을 충족하도록 설계한다.
도2는 정상운전온도로 지속적으로 유지되었을 때 증기발생기의 1차 및 2차 측과 스커트 서포트(skirt support)의 온도 분포 상태이다. 스커트 서포트에도 높은 온도가 형성되어 있음을 알 수 있다.
도3은 7th Nuclear Safety Information Conference 2013.4.29~30 기간에 '주요원전기기 건전성 현황 및 규제 입장' 주제로 발표된 내용으로 전열관 관막음 통계현황에 관한 내용이다. 유효전출력운전 기간이 경과함에 따라 일정 시점에서 관막음율이 급격히 증가하고 있음을 보여 준다. 이렇게 급진적으로 증가되는 이유는 진동과 열피로에 기인한다.
도4는 스커트 서포트 내측의 공기정체구역의 온도를 냉각시키기 위하여 추가적인 냉각 보강 설계를 적용한 일 실시예이다.
도4를 참조하면, 상기 추가적인 냉각 보강 설계는 열 응력 및 열 변형 평가의 결과에 기초하여, 슬라이딩 베이스(30)의 중앙에 관통공(110)을 형성하고 상기 관통공(110)에 일치하게 상하방향으로 장착되는 벤츄리관(118)을 포함하도록 구성함으로써, 상기 벤츄리관(118)을 통해서 슬라이딩 베이스(30)와 스커트 지지대(20) 내측의 공기 정체 구역에 슬라이딩 베이스 하부의 외기를 유입시키고, 스커트 지지대(20)는 적어도 하나의 통풍구(140)를 형성하여 공기 정체 구역의 고열이 스커트 지지대의 외측으로 순환되도록 하여 냉각시키는 방식이다. 이러한 방식에 의하면, 증기 발생기로부터 슬라이딩 베이스로 전달되는 고열을 크게 감소시킬 수 있음으로써, 슬라이딩 베이스의 열변형을 효과적으로 방지하고, 원자로의 구조적 진동을 방지하여 증기 발생기의 세관 마모와, 원자로 냉각재 계통 설비의 마모(wear)를 효과적으로 방지할 수 있는 우수한 효과가 얻어질 수 있다.
도5 및 도6은 스커트 서포트 내측의 공기정체구역의 온도를 냉각시키기 위하여 추가적인 냉각 보강 설계를 적용한 다른 실시예이다.
도5 및 도6을 참조하면, 상기 추가적인 냉각 보강 설계는 열 응력 및 열 변형 평가의 결과에 기초하여, 증기 발생기의 스커트 지지대(20)의 하부면과 슬라이딩 베이스(30)의 상부면 사이에 배치되는 심 플레이트(110)에 다수의 공기 흡입 유로(120)를 형성함으로써, 상기 다수의 공기 흡입 유로(120)를 통해서 슬라이딩 베이스(30)와 스커트 지지대(20) 내측의 공기 정체 구역에 스커트 지지대 외측의 공기를 유입시켜 냉각시키는 방식이다. 이러한 방식에 의하면, 공기 정체 구역의 고열 정체를 해소시켜 온도를 크게 낮출 수 있고, 증기 발생기 하부의 스커트 지지대로부터 슬라이딩 베이스로 직접 열전도되는 고열을 심플레이트의 노치들을 통과하는 찬 외기가 냉각시킬 수 있음으로써, 슬라이딩 베이스의 열변형을 효과적으로 방지하며, 원자로의 구조적 진동을 방지하여 결과적으로 증기 발생기의 세관 마모와, 원자로 냉각재 계통 설비의 마모(wear)를 효과적으로 방지할 수 있다.
도7은 스커트 서포트 내측의 공기정체구역의 온도를 냉각시키기 위하여 추가적인 냉각 보강 설계를 적용한 또 다른 실시예이다.
도7을 참조하면, 상기 추가적인 냉각 보강 설계는 열 응력 및 열 변형 평가의 결과에 기초하여, 증기 발생기의 스테이 실린더 하부면과 스커트 지지대의 내측 상부면을 따라 배치되는 보온재(100)를 다수의 고정 볼트(140)에 의해 밀착 고정시킴으로써 원자로에 구비된 증기 발생기로부터 전달되는 고열을 차단하여 냉각시키는 방식이다. 이러한 방식에 의하면, 원자로 운전중, 설비 진동에 따른 보온재의 국부적인 처짐을 완벽하게 방지할 수 있으며, 증기 발생기의 고열이 하부의 공기정체구역을 통해 슬라이딩 베이스로 전달되는 것을 방지하여 슬라이딩 베이스의 열변형을 최소화시키는 효과가 있다,
도8 및 도9는 스커트 서포트 내측의 공기정체구역의 온도를 냉각시키기 위하여 추가적인 냉각 보강 설계를 적용한 또 다른 실시예이다.
도8 및 도9를 참조하면, 상기 추가적인 냉각 보강 설계는 열 응력 및 열 변형을 평가의 결과에 기초하여, 증기발생기의 스커트 지지대를 슬라이딩 베이스(30)에 고정시키는 다수의 스터드 볼트(110)에 수직 관통 홀(112)을 형성하고, 그러한 수직 관통 홀(112)을 통해 공기를 순환시켜 스터드 볼트의 가열을 방지하는 방식이다. 즉, 각각의 스터드 볼트(110)에 수직 관통 홀(112)을 형성시킬 뿐만 아니라, 스커트 플랜지의 일측면에는 공기 공급 홀(122)을 형성하고, 스커트 바닥면에는 다수의 공기 순환 요홈(124)을 형성하여 원자로 증기 발생기 하부의 공기정체구역으로부터 스커트의 볼트 구멍과 스터드 볼트의 외경 사이의 원형 간극으로 공기 순환 통로를 형성시키게 된다. 이러한 방식에 의하면, 원자력 설비의 대규모 교체, 보강 작업을 수반하지 않고도 쉽게 현장 적용하여 스터드 볼트가 열 피로(heat fatigue)를 겪지 않고, 슬라이딩 베이스의 열변형이 일어나지 않도록 공기정체구역의 온도를 크게 경감시킬 수 있는 우수한 효과를 얻을 수 있다.
도10a 및 도10b는 원 설계 상태(공기정체구역)와 보강설계(냉각,환기조건 부여) 상태의 최고운전에서 장기간 노출된 상태의 최대 열변형을 대비한 결과치이다. 모든 입력조건은 동일하며 냉각조건만 달리 부여하여 얻은 결과이다. 도10a 및 도 10b에서 확인할 수 있는 바와 같이, 추가적인 냉각 보강 설계를 통하여 냉각 최적 냉각조건을 부여한 결과, 열변형이 대폭 감소되었음을 확인할 수 있다.
본 발명은 이러한 해석에 의한 설계방법을 적용하여, 원자력 발전소 별 성능을 고려하여(예를 들면, 기존 설계에서 획일적으로 계산한 응력은 열화가 진행된 증기발생기 하부지지대에에 마찰력에 의한 과도한 가열, 냉각이 반복된 운전이 오래된 경우 저온충격인성의 저하를 초래할 수가 있다. 이 경우 재료의 상태를 모사한 소재의 충격인성 평가 결과를 반영하여 최저운전온도(Lower Service Temperature)보다 높여야 할 상황에서는 냉각조건을 완화하여 재평가된 온도 이상으로 냉각시키되 설계기준에서 요구된 응력한계를 만족시킬 수 있다.) 최적 냉각조건을 설계하는데 적용할 수가 있다.
이 경우, 성능 변수와 운영 상태에 따라 원 설계 기준 변경 없이 적용이 가능하다. 왜냐하면 현행 기술기준에서는 열응력에 대한 평가를 요구하지 않고 있고 기존 설계의 기계적 변형에 대한 결함을 보강함으로써 오히려 안전성 향상과 원전 핵심 설비 수명향상에 기여할 수 있는 설계방법이다.
냉각방법을 바꾸고자 할 때도 열 발생부의 발열량을 산출하는 복잡한 설계 없이 목적으로 하는 냉각온도에 맞게 대류 조건(convection)을 부여하고, 본 발명에 따른 해석에 의한 설계방법에 따라 최적 조건을 도출하면 그에 적합한 냉각공기를 생산할 수 있는 설비를 주변에 배치하여 냉각시키면 된다.
본 발명은 상기에서 도면을 참조하여 특정 실시 예에 관련하여 상세히 설명하였지만, 본 발명이 속하는 기술분야에서 통상적인 지식을 가진 자라면 이하의 특허 청구 범위에 기재된 기술사상과 권리범위를 벗어나지 않고서도 본 발명을 다양하게 변형한 설계공정의 변경 및 치환이 가능할 것이다. 따라서, 본 발명에 개시된 실시 예 및 첨부된 도면들은 본 발명의 기술사상의 범위가 한정되는 것은 아니다. 본 발명의 보호 범위는 아래의 청구범위에 의하여 해석되어야 하며, 그와 동등한 범위 내에 있는 모든 기술사상은 본 발명의 권리범위에 포함되는 것으로 해석되어야 할 것이다.

Claims (6)

  1. 정상운전 중 구속이 있는 증기발생기 하부지지구조의 열응력과 열변형을 방지하기 위한 해석에 의한 설계 해석 방법에 있어서,
    정상운전 기간에 원자로 기동, 최대온도 도달, 냉각 전 과정에 있어서 과도적인 단계에서의 열에 의한 열 변형 및 열 응력을 정량적으로 산출 및 평가하는 방법으로서,
    상기 증기발생기 하부지지구조의 냉각효과를 부여하기 위한 모델링을 하는 단계로서, 상기 모델링 과정에서 실제 운전 사이클과 동일한 승온, 유지, 냉각 조건과 각각의 시간을 데이터 입력하는 단계;
    상기 모델링을 통해 얻을 해석 결과와 기존 증기발생기 하부지지구조에 대한 온도, 응력, 변위를 대비하여 기존 증기발생기 하부지지구조에 대한 열 응력 및 열 변형을 평가하는 단계; 및
    상기 평가에 의해 해석 결과치에 기초하여 상기 증기발생기 하부지지구조에 추가적인 냉각 보강 설계를 적용하는 단계;를 포함하고,
    상기 열 응력 및 열 변형을 평가 단계는,
    해석 경계내에서의 온도-변형 해석(thermal-strain analysis)을 수행하는 단계를 포함하고,
    이는 외기온도에 의한 영향을 고려하여 대류(Convection) 조건을 선정하는 단계; 1 사이클 운전 기간 동안의 실제 운전 사이클을 반영한 온도 상승, 최고온도 도달, 냉각 온도 및 시간을 참조하여, 사이클 동안의 과도적인 열에 의한 상기 해석 경계내에서의 등가 응력(Equivalent Stress)을 산출하는 단계;
    산출된 결과값과 요구조건(NF 3221.1)에 따른 1.5 Sm(설계 허용응력) 값을 비교하여 상기 결과값이 설계허용응력값(stress Limit)의 50% 이상일 경우, 개량 설계에 의해 추가적인 냉각 보강 설계를 적용하는 단계를 포함하는 것을 특징으로 하는 방법.
  2. 제 1 항에 있어서, 상기 산출된 결과값이 1.5 Sm(설계허용응력) 값의 1/3 이하를 충족하도록 상기 추가적인 냉각 보강 설계를 적용하는 것을 특징으로 하는 방법.
  3. 제 1 항에 있어서, 상기 추가적인 냉각 보강 설계는 상기 열 응력 및 열 변형 평가의 결과에 기초하여, 슬라이딩 베이스의 중앙에 관통공을 형성하고 상기 관통공에 일치하게 상하방향으로 장착되는 벤츄리관을 포함하도록 구성함으로써, 상기 벤츄리관을 통해서 슬라이딩 베이스와 스커트 지지대 내측의 공기 정체 구역에 슬라이딩 베이스 하부의 외기를 유입시켜서 냉각시키는 방식인 것을 특징으로 하는 방법.
  4. 제 1 항에 있어서, 상기 추가적인 냉각 보강 설계는 상기 열 응력 및 열 변형 평가의 결과에 기초하여, 증기 발생기의 스커트 지지대의 하부면과 슬라이딩 베이스의 상부면 사이에 배치되는 심 플레이트에 다수의 공기 흡입 유로를 형성함으로써, 상기 다수의 공기 흡입 유로를 통해서 슬라이딩 베이스와 스커트 지지대 내측의 공기 정체 구역에 스커트 지지대 외측의 공기를 유입시켜 냉각시키는 방식인 것을 특징으로 하는 방법.
  5. 제 1 항에 있어서, 상기 추가적인 냉각 보강 설계는 상기 열 응력 및 열 변형 평가의 결과에 기초하여, 증기 발생기의 스테이 실린더 하부면과 스커트 지지대의 내측 상부면을 따라 배치되는 보온재를 다수의 고정 볼트에 의해 밀착 고정시킴으로써 원자로에 구비된 증기 발생기로부터 전달되는 고열을 차단하여 냉각시키는 방식인 것을 특징으로 하는 방법.
  6. 제 1 항에 있어서, 상기 추가적인 냉각 보강 설계는 상기 열 응력 및 열 변형을 평가의 결과에 기초하여, 증기발생기의 스커트 지지대를 슬라이딩 베이스에 고정시키는 다수의 스터드 볼트에 수직 관통 홀을 형성하고, 그러한 수직 관통 홀을 통해 공기를 순환시켜 스터드 볼트의 가열을 방지하는 방식인 것을 특징으로 하는 방법.
PCT/KR2017/009814 2016-09-13 2017-09-07 정상운전 중 구속이 있는 증기발생기 하부지지구조의 열응력과 열변형을 방지하기 위한 해석에 의한 설계 해석 방법 WO2018052219A1 (ko)

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