Transcript ASME Sec. XI, App. L 방법 1

2015. 11. 19
김현수, 정성규
1
개요
2
설계 단계에서 피로 건전성 평가
3
운영 단계에서 피로 건전성 평가 및 관리
4
계속운전 단계에서 피로 건전성 평가 및 관리
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
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 건전성
평가 수행
계속운전 단계 : NUREG-1800에 따른 환경피로 평가 추가
수행
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
ASME Sec. III, NB-3200 해석 절차
설계 과도상태 및 PTTH 분석
유형
정상
조건
이상
조건
순번
설계과도상태
발생횟수
1
RCP Startup/Shutdown
4,000
2
Heatup
200
3
Cooldown
200
4
Unit Loading 0%～15%
500
5
Unit Unloading 0%～15%
500
6
Plant Loading at 5%/min
11,200
7
Plant Unloading at 5%/min
13,200
8
Step Load Increase
2,000
2,000
9
Step Load Decrease
10
Large Step Load Decrease with Steam Dump
11
Reduced Temperature Return to Power
12
Steady State Fluctuations
13
Boron Concentration Equalization
26,400
14
Feedwater Cycling
2,000
15
Refueling
16
Turbine Roll Test
20
17
Primary Side Leakage Test
200
18
Secondary Side Leakage Test
80
19
Loop Out of Service
150
20
Loss of Load
80
21
Loss of Power
40
22
Partial Loss of Flow
80
23
Reactor Trip from Full Power
400
200
2,000
3,150,000
80
< Plant Heat-Up >
ASME Sec. III, NB-3200 해석 절차 (계속)
응력해석
과도상태 조합
교번응력 결정 : Sa = Ke × S p / 2
S-N 곡선에서 허용 반복횟수 도출
운전 횟수와 비교
각 과도상태 조합에 대해 반복 계산
m n
피로 만족여부 확인 : CUF = ∑ N < 1.0
i =1
과도상태 심각도
가열 및 냉각 과도상태 (예)
 실제 운영 시 설계조건 대비 매우 낮은 온도/압력 Rate로 운전
과도상태 심각도
분지노즐 (예)
 설계 시 보수적 온도/압력
조건 적용
실제 운전 과도상태 횟수
실제 과도상태 횟수는 설계값 대비 매우 낮음
유형
순번
설계횟수
9
10
Plant Heatup at 100℉/hr
Plant Cooldown at 100℉/hr
Unit Loading between 0～15% of Full Power
Unit Unloading between 0～15% of Full Power
Unit Loading at 5% of Full Power/Min.
Unit Unloading at 5% of Full Power/Min.
Step Load Increase of 10% of Full power
Step Load Decrease of 10% of Full power
Large Step Load Decrease with Steam Dump
Steady State Fluctuations
- Initial Fluctuations
- Random Fluctuations
Feedwater Cycling at Hot Shutdown
Loop Out of Service - Normal Loop Shutdown
Loop Out of Service - Normal Loop Startup
Refueling
Reduced Temperature Returns to Power
11
Turbine Roll Test
20
1
5%
12
Feedwater Heater out of Service
120
-
-
1
2
3
4
정상
운전
조건
설계과도상태
5
6
7
8
200
200
500
500
13,200
13,200
2,000
2,000
200
3,150,000
150,000
3,000,000
2,000
80
70
80
2,000
A 원전
발생
발생
횟수
비율
44
22%
43
22%
118
24%
54
11%
90
5%
79
4%
22
11%
109
5%
0
0%
0
0%
22
28%
-
ASME Sec. XI, App. L 개요
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
ASME Sec. XI, App. L 방법 1 (계속)
지능형 과도상태 횟수 계수 (ICC)
 발전소 계측기 신호를 토대로 과도상태 발생여부 및 누적 횟
수 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
ASME Sec. XI, App. L 방법 1 (계속)
NuFMS : 한수원 개발 Web 기반 피로감시 프로그램
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
조건
설계 과도상태
Plant Heatup and Cooldown
정상
이상
시험
설계 횟수 발생 횟수
Transient Pair
Sa
N
n
UF
200/200
37/36
15
18
59.84
2,623
80
0.0305
Large Step Load decrease w/ steam dump
200
15
35a, 35b
19
53.88
3,574
10
0.0028
Refueling
80
24
1 or 2
19
51.29
4,131
30
0.0073
Turbine Roll Test
20
2
Loss of Load without Immediate Rx Trip
80
21
1 or 2
37
49.28
4,650
170
0.0366
Partial Loss of Flow
80
1
22
37
46.87
5,391
20
0.0037
17
37
45.63
5,833
210
0.0360
17
9
44.70
6,195
70
0.0113
14
9
24.35
49,366
20
0.0004
26
9
22.52
65,284
30
0.0005
Reactor Trip from Full Power
a. Without Cooldown
b. With Cooldown, without Safety Injection
230
160
51
26
Primary Side Hydrostatic Test
10
1
Secondary Side Hydrostatic Test
10
1
Old CUF : 0.129,
New CUF : 0.028
ASME Sec. XI, App. L 방법 1 (계속)
응력 기준 피로감시 (SBE)
 실제 운전 데이터와 그린함수 이용 피로 평가
Plant
Instrumentation
Data
Cycle/Stress Spectrum
P(t)
Cycles
CUF
time
Stress range
T(t)
Stress versus time
time
V(t)
Transfer
Functions
S(t)
Counting
Analysis
Usage
Analysis
time
time
Stress
F(t)
time
Cycles
ASME Code S-N Curve
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
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
ASME Sec. XI, App. L 방법 2 (계속)
피로균열성장 평가 : App. A 방법 준용
 단, A-2000 조항은 적용 제외
ASME Sec. XI, App. L 방법 2 (계속)
피로균열성장 평가 : App. A 방법 준용
☞ 각 과도상태는 반드시 chronological order 순으로 반영 필요
Subsurface
Flaw
ASME Sec. XI, App. L 방법 2 (계속)
허용기준 만족 확인 : IWB-3610(d) 또는 3613 요건 적용
 결함 크기 기반의 허용기준
a f  0.1ac for normal conditions
a f  0.5ai for emergency and faulted conditions
 응력확대계수 기반의 허용기준
K Ic
for normal conditions
10
K
K I  Ic for emergency and faulted conditions
2
KI 
NUREG-1800
계속운전 추진 시 NUREG/CR-6260 제시 6개소에 대해 환
경피로 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
저합금강 환경보정계수 계산
Reference
NUREG/
CR-6583
(1998)
NUREG/
CR-6909
Rev. 0
(2007)
Correction Factor, Fen
Fen=exp(0.929-0.00124T
- 0.101×S*×T*×O*×έ*)
Fen=exp(0.702
-0.101×S*×T*×O*×έ*)
Transformed Variables (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
S*=0.015
S*=S
S*=0.015
st DO>1ppm
at DO≤1ppm & S≤0.015 wt.%
at DO≤1ppm & S>0.015 wt.%
T*=0
T*=T - 150
at T<150℃
at 150≤T<350℃
O*=0
O*=ln(DO/0.04)
O*=ln(12.5)
at DO<0.04ppm
at 0.04≤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
피로는 설계, 운영, 계속운전 단계별 평가내용이 상이
가동원전 원자로용기의 설계 CUF는 모두 허용기준 만족
실제 과도상태 발생 횟수 및 CUF는 모두 설계값 미만 예
상
환경피로 평가결과도 허용기준 만족 예상
☞ 원자로용기의 피로는 건전성 관련 현안은 아니나,
장기적으로 App. L 방법 등에 대한 세부 검토 필요