발표 순서 1 개 요 2 설계 단계에서 피로 건전성 평가 운영 단계에서 피로 건전성 평가 및 관리 3 4

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0 가동원전 원자로용기 피로 건전성 평가 및 관리 김현수, 정성규 2015. 11. 19 2015 K-PVP 학술대회
3/4/2017 1:21 PM 2015 K-PVP 학술대회 가동원전 원자로용기 피로 건전성 평가 및 관리 김현수, 정성규 © 2007 Microsoft Corporation. All rights reserved. Microsoft, Windows, Windows Vista and other product names are or may be registered trademarks and/or trademarks in the U.S. and/or other countries. The information herein is for informational purposes only and represents the current view of Microsoft Corporation as of the date of this presentation. Because Microsoft must respond to changing market conditions, it should not be interpreted to be a commitment on the part of Microsoft, and Microsoft cannot guarantee the accuracy of any information provided after the date of this presentation. MICROSOFT MAKES NO WARRANTIES, EXPRESS, IMPLIED OR STATUTORY, AS TO THE INFORMATION IN THIS PRESENTATION.

1 발표 순서 1 개 요 2 설계 단계에서 피로 건전성 평가 운영 단계에서 피로 건전성 평가 및 관리 3 4
계속운전 단계에서 피로 건전성 평가 및 관리

2 개 요 (1) 금속 피로의 정의 재료의 인장강도 이하의 작은 하중이더라도 반복적으로 작용하였을 때 금속 기기에서 발생하는 손상의 한 유형 중요성 및 파급 효과 균열의 발생 또는 성장 원전 설비의 수명을 결정하는 중요 인자 ☞ 설계단계부터 운영기간 종료시점까지 적절한 평가 및 관리 필요

3 개 요 (2) 가동원전 원자로용기의 피로 건전성 설계 단계 : ASME Sec. III, NB에 따른 평가 수행 운영 단계
결함 미발견시 : 피로감시 수행 또는 ASME Sec. XI, App. L에 따른 가상 결함 건전성평가 수행 결함 발견시 : ASME Sec. XI, IWB 및 App. A에 따른 건전성평가 수행 계속운전 단계 : NUREG-1800에 따른 환경피로 평가 추가 수행

4 3/4/2017 1:21 PM 설계 단계 피로 건전성 © 2007 Microsoft Corporation. All rights reserved. Microsoft, Windows, Windows Vista and other product names are or may be registered trademarks and/or trademarks in the U.S. and/or other countries. The information herein is for informational purposes only and represents the current view of Microsoft Corporation as of the date of this presentation. Because Microsoft must respond to changing market conditions, it should not be interpreted to be a commitment on the part of Microsoft, and Microsoft cannot guarantee the accuracy of any information provided after the date of this presentation. MICROSOFT MAKES NO WARRANTIES, EXPRESS, IMPLIED OR STATUTORY, AS TO THE INFORMATION IN THIS PRESENTATION.

5 설계 단계 피로 건전성 (1) ASME Sec. III, NB-3200 : Design by Analysis
원자로용기 등 안전등급 1 기기 설계에 적용 코드에서는 기본 원칙 및 허용기준만 제시하며, 해석자의 경험과 판단에 따라 설계 수행 별도의 응력해석 프로그램 (ex. ANSYS, ABAQUS 등) 사용 필요

6 설계 단계 피로 건전성 (2) ASME Sec. III, NB-3200 해석 절차 설계 과도상태 및 PTTH 분석
유형 순번 설 계 과 도 상 태 발생횟수 정 상 조 건 1 RCP Startup/Shutdown 4,000 2 Heatup 200 3 Cooldown 4 Unit Loading 0%～15% 500 5 Unit Unloading 0%～15% 6 Plant Loading at 5%/min 11,200 7 Plant Unloading at 5%/min 13,200 8 Step Load Increase 2,000 9 Step Load Decrease 10 Large Step Load Decrease with Steam Dump 11 Reduced Temperature Return to Power 12 Steady State Fluctuations 3,150,000 13 Boron Concentration Equalization 26,400 14 Feedwater Cycling 15 Refueling 80 16 Turbine Roll Test 20 17 Primary Side Leakage Test 18 Secondary Side Leakage Test 19 Loop Out of Service 150 이 상 Loss of Load 21 Loss of Power 40 22 Partial Loss of Flow 23 Reactor Trip from Full Power 400 < Plant Heat-Up >

7 설계 단계 피로 건전성 (3) ASME Sec. III, NB-3200 해석 절차 (계속) 응력해석 과도상태 조합
교번응력 결정 : S-N 곡선에서 허용 반복횟수 도출 운전 횟수와 비교 각 과도상태 조합에 대해 반복 계산 피로 만족여부 확인 : < 1.0

8 3/4/2017 1:21 PM 운영 단계 피로 건전성 © 2007 Microsoft Corporation. All rights reserved. Microsoft, Windows, Windows Vista and other product names are or may be registered trademarks and/or trademarks in the U.S. and/or other countries. The information herein is for informational purposes only and represents the current view of Microsoft Corporation as of the date of this presentation. Because Microsoft must respond to changing market conditions, it should not be interpreted to be a commitment on the part of Microsoft, and Microsoft cannot guarantee the accuracy of any information provided after the date of this presentation. MICROSOFT MAKES NO WARRANTIES, EXPRESS, IMPLIED OR STATUTORY, AS TO THE INFORMATION IN THIS PRESENTATION.

9 설계 보수성 (1) 과도상태 심각도 가열 및 냉각 과도상태 (예)
실제 운영 시 설계조건 대비 매우 낮은 온도/압력 Rate로 운전

10 설계 보수성 (2) 과도상태 심각도 분지노즐 (예) 설계 시 보수적 온도/압력 조건 적용

11 설계 보수성 (3) 실제 운전 과도상태 횟수 실제 과도상태 횟수는 설계값 대비 매우 낮음 유형 순번 설 계 과 도 상 태
설계횟수 A 원전 발생 횟수 비율 정상 운전 조건 1 Plant Heatup at 100℉/hr 200 44 22% Plant Cooldown at 100℉/hr 43 2 Unit Loading between 0～15% of Full Power 500 118 24% Unit Unloading between 0～15% of Full Power 54 11% 3 Unit Loading at 5% of Full Power/Min. 13,200 - Unit Unloading at 5% of Full Power/Min. 4 Step Load Increase of 10% of Full power 2,000 90 5% Step Load Decrease of 10% of Full power 79 4% 5 Large Step Load Decrease with Steam Dump 22 6 Steady State Fluctuations 3,150,000 - Initial Fluctuations 150,000 - Random Fluctuations 3,000,000 7 Feedwater Cycling at Hot Shutdown 109 8 Loop Out of Service - Normal Loop Shutdown 80 0% Loop Out of Service - Normal Loop Startup 70 9 Refueling 28% 10 Reduced Temperature Returns to Power 11 Turbine Roll Test 20 12 Feedwater Heater out of Service 120

12 운영 단계 피로 건전성 (1) ASME Sec. XI, App. L 개요 평가 방법
가동원전 피로 평가를 위한 Non-mandatory 조항 RCS 및 1차 압력경계 구성요소에 적용 평가 방법 평가 방법 1 Sec. III, NB 제시 피로평가 방법 적용 (CUF가 1.0 이하 입증) 설계하중 또는 실제 운전하중 사용 가능 ☞ 피로감시 시스템의 적용 필요성 및 근거 평가 방법 2 가상결함 대상 피로균열성장 평가 수행 결함 크기/응력확대계수 허용기준 만족여부 입증

13 운영 단계 피로 건전성 (2) ASME Sec. XI, App. L 방법 1 (계속) 지능형 과도상태 횟수 계수 (ICC)
발전소 계측기 신호를 토대로 과도상태 발생여부 및 누적 횟수 계수 과도상태 횟수 기준 피로감시 (CBE) 설계 피로평가 결과 + 실제 과도상태 횟수 이용 피로 평가 적용이 용이하나, 설계 응력 평가결과의 보수성 그대로 적용 응력 기준 피로감시 (SBE) 실제 운전 데이터와 그린함수 이용 피로 평가 정확하기는 하나 복잡하고 많은 계산 필요 ☞ 일부 가동원전에 기 적용, 나머지 순차 적용 예정

14 운영 단계 피로 건전성 (3) ASME Sec. XI, App. L 방법 1 (계속)
NuFMS : 한수원 개발 Web 기반 피로감시 프로그램

15 운영 단계 피로 건전성 (4) ASME Sec. XI, App. L 방법 1 (계속) 과도상태 횟수 기준 피로감시 (CBE)
설계 응력 평가결과의 보수성 그대로 반영 설계 과도상태와 실제 운전특성과의 차이 고려 어려움 Transient Pair Sa N n UF 15 18 59.84 2,623 80 0.0305 35a, 35b 19 53.88 3,574 10 0.0028 1 or 2 51.29 4,131 30 0.0073 37 49.28 4,650 170 0.0366 22 46.87 5,391 20 0.0037 17 45.63 5,833 210 0.0360 9 44.70 6,195 70 0.0113 14 24.35 49,366 0.0004 26 22.52 65,284 0.0005 Old CUF : 0.129, New CUF : 0.028 조건 설계 과도상태 설계 횟수 발생 횟수 정상 Plant Heatup and Cooldown 200/200 37/36 Large Step Load decrease w/ steam dump 200 15 Refueling 80 24 Turbine Roll Test 20 2 이상 Loss of Load without Immediate Rx Trip 21 Partial Loss of Flow 1 Reactor Trip from Full Power a. Without Cooldown b. With Cooldown, without Safety Injection 230 160 51 26 시험 Primary Side Hydrostatic Test 10 Secondary Side Hydrostatic Test

16 운영 단계 피로 건전성 (5) ASME Sec. XI, App. L 방법 1 (계속) 응력 기준 피로감시 (SBE)
실제 운전 데이터와 그린함수 이용 피로 평가 Cycles Stress Stress range time S(t) Stress versus time CUF Cycle/Stress Spectrum ASME Code S-N Curve Transfer Functions Counting Analysis Usage Plant Instrumentation Data P(t) T(t) V(t) F(t)

17 운영 단계 피로 건전성 (6) ASME Sec. XI, App. L 방법 2 사전 결함 존재여부 검사
초기 결함 형상 및 크기 결정 피로균열성장 평가 App. A 방법 적용 최종 결함크기 도출 결함 허용기준 비교 IWB-3613 요건 적용 허용 운영기간 도출 후속 검사 수행

18 운영 단계 피로 건전성 (7) ASME Sec. XI, App. L 방법 2 (계속) 초기 결함 형상
Planar, semi-elliptical surface flaw a/l=0.167 결함 깊이는 다음 표 참조

19 운영 단계 피로 건전성 (8) ASME Sec. XI, App. L 방법 2 (계속)
피로균열성장 평가 : App. A 방법 준용 단, A-2000 조항은 적용 제외

20 운영 단계 피로 건전성 (9) ASME Sec. XI, App. L 방법 2 (계속)
피로균열성장 평가 : App. A 방법 준용 ☞ 각 과도상태는 반드시 chronological order 순으로 반영 필요 Subsurface Flaw

21 운영 단계 피로 건전성 (10) ASME Sec. XI, App. L 방법 2 (계속)
허용기준 만족 확인 : IWB-3610(d) 또는 3613 요건 적용 결함 크기 기반의 허용기준 응력확대계수 기반의 허용기준

22 3/4/2017 1:21 PM 계속운전 단계 피로 건전성 © 2007 Microsoft Corporation. All rights reserved. Microsoft, Windows, Windows Vista and other product names are or may be registered trademarks and/or trademarks in the U.S. and/or other countries. The information herein is for informational purposes only and represents the current view of Microsoft Corporation as of the date of this presentation. Because Microsoft must respond to changing market conditions, it should not be interpreted to be a commitment on the part of Microsoft, and Microsoft cannot guarantee the accuracy of any information provided after the date of this presentation. MICROSOFT MAKES NO WARRANTIES, EXPRESS, IMPLIED OR STATUTORY, AS TO THE INFORMATION IN THIS PRESENTATION.

23 계속운전 단계 피로 건전성 (1) NUREG-1800 계속운전 추진 시 NUREG/CR-6260 제시 6개소에 대해 환경피로 평가 요구 원자로용기는 LAS 재질의 Shell 및 Lower Head, Inlet 및 Outlet Nozzle이 해당 환경피로 평가 방법 NUREG/CR-6583 또는 NUREG/CR-6909 Rev. 0 적용 허용기준 CUFen ≤ 1.0

24 Transformed Variables (S*, T*, O*, έ*)
계속운전 단계 피로 건전성 (2) 저합금강 환경보정계수 계산 Reference Correction Factor, Fen Transformed Variables (S*, T*, O*, έ*) NUREG/ CR-6583 (1998) Fen=exp( T ×S*×T*×O*×έ*)  S*=S   S*=0.015  at 0<S≤0.015 wt.% at S<0.015 wt.%  T*=0   T*=T - 150  at T<150℃ at 150≤T<350℃  O*=0.260  O*=ln(DO/0.04)  O*=ln(12.5) at DO<0.05ppm at 0.05≤DO<0.5ppm at DO≥0.5ppm  έ*=0  έ*=ln(έ)  έ*=ln(0.001) at έ>1%/s at 0.001≤έ≤1%/s at έ<0.001%/s CR-6909 Rev. 0 (2007) Fen=exp(0.702 -0.101×S*×T*×O*×έ*) S*=0.015  st DO>1ppm at DO≤1ppm & S≤0.015 wt.% at DO≤1ppm & S>0.015 wt.%  O*=0 at DO<0.04ppm at 0.04≤DO<0.5ppm

25 요 약 피로는 설계, 운영, 계속운전 단계별 평가내용이 상이 가동원전 원자로용기의 설계 CUF는 모두 허용기준 만족
환경피로 평가결과도 허용기준 만족 예상 ☞ 원자로용기의 피로는 건전성 관련 현안은 아니나, 장기적으로 App. L 방법 등에 대한 세부 검토 필요