Transcript (논문)미래형 원전 배관의 파단전 평가기술 고찰

미래형 원전 건전성 Workshop
2011. 9.
김현수, 심희진, 오창균, 염학기
발표 순서
1
미래형 원전 개요 및 연구현황
2
LBB 개요
3
미래형 원전의 LBB 평가기술
4
맺음말
2
미래형 원전 개요
Gen. IV
신 개념의 원전
2000년부터 세계적으로 관심 부각
주요 노형
Gas-cooled Fast Reactor (GFR)
Lead-cooled Fast Reactor (LFR)
Molten Salt Reactor (MSR)
Super-Critical Water Reactor (SCWR)
Sodium-cooled Fast Reactor (SFR)
Very High Temperature Reactor (VHTR)
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미래형 원전 개요 (II)
SFR
냉각재 : 소듐(Na)
1차측 온도 : 약 550℃
1차측 압력 : 약 1.5MPa
☞ 기존원전 : 300℃, 15.5MPa
VHTR
냉각재 : 헬륨
1차측 온도 : 900℃ 이상
1차측 압력 : 약 7MPa
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국내 연구현황
KAERI
SFR, VHTR 개념 설계
SIE 코드 개발
소규모 실증실험 등
KINS
SFR/VHTR 규제기술 개발
KU, KAIST, SKKU 등
크립-피로 설계방법론 개발
재료 개발 및 특성 평가
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국내 연구현황 (II)
KEPCO E&C
s, e
고온 환경에서의 손상기구 분석
Fracture
Stress
고온 설계 및 평가코드 분석
ASME NH, RCC-MR, R5 등
고온 재료물성치 수집 및 분석
Strain
Creep
Time
크립 평가기술 개발
고온 피로 평가기술 개발
크립-피로 상호작용 평가기술 개발
기타 (LBB 등)
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파단전누설 개요
파단전누설(LBB) 이란?
배관의 양단파단(DEGB)이 발생하기 전 냉각재의 누설을
감지하여 발전소를 안전하게 정지할 수 있는 지를 판단하
는 개념
☞ LBB 적용을 통해 DEGB 하중의 완화 및 부가 구조물의 제거 가능
☞ 원전의 경제성 및 신뢰성 향상
DEGB
LBB
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파단전누설 개요 (II)
LWR의 LBB 요건
미국 : NUREG-1061 V3, SRP 3.6.3
대한민국 : 미국의 요건 준용
Leak Detection
Capability(LDC)
Highest Stress
Location
Apply Margin of 10
10xLDC
(Margin of 10)
Detectable Leakage
Cracks (DLC)
Apply Margin of 2
2x DLC
(Margin of 2)
DLC
Apply
Margin of 1.4
J-dJ/da Curve
PASS ?
1.4x
(NOP+SSE)
(NOP+SSE)
LBB Application
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J-dJ/da Curve
PASS ?
미래형 원전의 손상기구
손상기구 분석 : ASME Sec. III, App. W 기준
Corrosion
Embrittle
-ment
Others
1. Stress Corrosion Cracking
2. General Corrosion And Wastage
3. Pitting Corrosion
4. Crevice Corrosion and Denting
5. Intergranular Corrosion Attack
6. MIC and fouling
7. Corrosion Fatigue
8. Flow Accelerated Corrosion
9. Erosion and Erosion-Corrosion
 고속중성자에 의한 손상
- 재료 미세조직, 석출물에 대한 조사영향
- Swelling 성장
- 재료물성치에 대한 고속중성자의 영향
- 조사크립
- 수소 및 헬륨에 의한 취화
 고온 환경에 대한 저항성
- 인장특성에 대한 고온 환경의 영향
- 고온 취화 (열취화)
- 크립
- 피로
- 크립-피로 상호작용
1. Irradiation Assisted SCC
2. Thermal Aging Embrittlement
3. Irradiation Embrittlement
4. Hydrogen Damaged
Embrittlement, Delayed Cracking
 부식 저항성
- 부식
- IGSCC, IASCC
1. Fretting and Wear
2. Thermal Fatigue
3. Dynamic Loading
4. Creep
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미래형 원전의 LBB 평가기술
고온 설계 요건
ASME Sec. III, NH (USA)
RCC-MR (France)
BDS/DDS (Japan)
고온 건전성평가 요건
R5 (UK)
A16 (RCC-MR App. 16, France)
고온 LBB 요건
A16 (RCC-MR App. 16, France)
JSME (Japan) ☞ 개발 중
10
미래형 원전의 LBB 평가기술 (II)
RCC-MR A16
Loading Conditions
corresponding to 1st and 2nd
category
Apply Margin of 10
Loading Conditions
corresponding to 3rd and 4th
category
Calculation of the detectable
crack
(Length : 2CL, COD : δ)
Calculation of the critical TW
defect length (2CG)
Calculation of the defect at
penetration on the external
surface
(Length on inner surface : 2CP)
Calculation of the detectable
TW defect
(Length on inner surface : 2Cd)
LBB Condition
(2Cd < 2Cg / α)
Apply Margin of 2
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미래형 원전의 LBB 평가기술 (III)
RCC-MR A16
CEA, AREVA 등이 SFR에 적용을 목적으로 개발
기존 LWR 원전에 대한 미국의 평가방법과 유사
기존 절차에서는 누설률 평가를 수행하여 구한 관통균열의 크기를
토대로 평가를 수행하는 반면에, A16에서는 초기에 표면균열을 가
정하고 Master 곡선 등을 이용 균열성장 평가를 수행하여 관통균
열의 크기를 결정
기존 절차에서는 작용하중에 1.4배 및 누설 균열길이에 2배의 안전
계수를 부여한 경우에 대해 각각 균열 안정성 평가를 수행하나,
A16에서는 누설 균열길이에 2배의 안전계수를 부여한 경우에 대해
서만 균열 안정성 평가를 수행
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미래형 원전의 LBB 평가기술 (IV)
RCC-MR A16
누설률 평가를 통한 누설균열길이 결정
공학적 해석식 활용 (PICEP 등 코드 적용 불필요)
Master 곡선을 이용한 관통균열길이 결정
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미래형 원전의 LBB 평가기술 (V)
RCC-MR A16
Master 곡선을 이용한 관통균열길이 결정
최종적으로 외면에서의 DLC(2CL)에 상당하는 내면에서의 검출
가능 균열길이 (2Cd) 결정
Simplified Diagram 이용
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미래형 원전의 LBB 평가기술 (VI)
RCC-MR A16
균열 안전성평가
J-R 곡선 기반의 Jsin 방법 이용
☞ App. J는 참조응력 기반의 공학적 방법을 이용하여 계산
☞ Instability 평가시 Iteration 필요
J a  J IC
 dJ   dJ 
 da    da 
 a  m
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미래형 원전의 LBB 평가기술 (VII)
JSME (안)
Loading conditions for
crack growth
assessment
Master Curve
Initial defect
(a0, 2C0)
Crack growth
analysis
Leak rate
assessment
Apply Margin
Crack length (2C)
Crack length (2C’)
Max(2C, 2C’)=Ces
Failure
Assessment
Apply Margin
LBB Condition
Ces < Ccr
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Critical crack length
(Ccr)
미래형 원전의 LBB 평가기술 (VIII)
JSME (안)
SFR에 적용을 목적으로 LBB 요건을 개발 중
기존 LWR에 대한 평가절차를 기반으로 프랑스 A16의 내
용을 일부 반영
초기에 표면균열을 가정하고, 균열성장 평가시 Master 곡선 등을
이용한다는 점에서 A16과 유사
균열 안전성 평가에서는 영국 R6 코드의 옵션 2 파손평가선도
(FAD) 활용
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미래형 원전의 LBB 평가기술 (IX)
JSME (안)
균열성장 평가
초기 균열크기로부터 피로 및 크립에 의한 성장량 평가
이 때 SCC는 미고려
Master Curve
공학적 해석결과를 토대로 표면균열이
성장하여 배관 벽을 관통하는 시점에서
길이 평가절차의 간소화
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미래형 원전의 LBB 평가기술 (X)
JSME (안)
COD/COA 평가
수정 GE/EPRI 방법 활용 예정
☞ R-O 상수 중 n의 제한성 완화
(기존 5≤n≤7)
☞ R/t의 제한성 완화 (기존 R/t≤20)
Leak Rate 평가
누설량이 작을 때 소듐 산화물에 의한 균열막힘 현상 고려
균열면 Roughness 고려
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맺음말
현재 제시된 LBB 요건들은 모두 SFR을 대상
전반적인 방법론은 유사
LBB 적용을 위해서는 추가적 연구가 필요
고온 재료물성치 확보
COD 및 누설률 평가방법의 타당성 확인
균열진전 평가에 사용되는 Master 곡선의 제한성 완화
파괴역학 평가방법의 적용성 검증
VHTR에 대한 방법론 개발 등
☞ 국내외 유관기관과의 정보 공유 및 유기적 협력관계
필요
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