원인 분석을 통한 원자로 냉각재계통 역지밸브 침식/부식 개선방안 연구 A Study on the Improvement of Erosion and Corrosion of Check Valves Installed in Reactor Coolant System by Root Cause Analysis원문보기
한국표준형 원자력 발전소의 발전소 보호 시스템인 ESFAS는 원자로 냉각재 고온관 사고로 인한 원자로 냉각재 상실 시 원자로 노심에 붕산수를 주입하여 장기 노심 냉각을 통한 원자로 안전을 확보하도록 되어있다. ESFAS의 RCS 압력경계부에 위치한 원자로 냉각재 고온관 역지밸브는 안전주입계통을 통해 붕산수를 주입하고 주입된 원자로 냉각재가 다시 안전주입계통으로 역류하는 것을 방지하는 기능을 갖고 있다. 그런데 많은 국내 표준형 원자력 발전소에서 원자로냉각재 고온관 역지밸브 금속 밀봉부(Disc & ...
한국표준형 원자력 발전소의 발전소 보호 시스템인 ESFAS는 원자로 냉각재 고온관 사고로 인한 원자로 냉각재 상실 시 원자로 노심에 붕산수를 주입하여 장기 노심 냉각을 통한 원자로 안전을 확보하도록 되어있다. ESFAS의 RCS 압력경계부에 위치한 원자로 냉각재 고온관 역지밸브는 안전주입계통을 통해 붕산수를 주입하고 주입된 원자로 냉각재가 다시 안전주입계통으로 역류하는 것을 방지하는 기능을 갖고 있다. 그런데 많은 국내 표준형 원자력 발전소에서 원자로냉각재 고온관 역지밸브 금속 밀봉부(Disc & Seat) 침식, 부식현상이 발생되어 점검 및 교체에 많은 시간과 노력이 소모되고 있는 문제점이 있다. 본 논문은 이러한 체크밸브의 금속 밀봉부 침식, 부식현상의 원인분석과 해결책 제시 및 그 효과를 검증하였다. 우선, 고온관 안전주입 배관과 역지밸브를 모델링 하여 배관 및 역지밸브 온도를 열유체 컴퓨터 해석 프로그램으로 분석하였으며, 높은 온도차와 배관으로부터 모멘트가 작용할 때 역지밸브 시트와 디스크면의 변형경향을 ANSYS 프로그램을 이용하여 분석하였다. 특히, 한국표준형 원자력 발전소 설비운영 자료 분석을 바탕으로 원자로 냉각재계통 고온관 역지밸브에서 발생하는 물리적 현상과 손상발생 시나리오를 분석하였다. 두번째로 설비의 설치위치에 따른 환경적인 요소와 재질의 특성 등 부식손상 발생인자를 연구하였으며, 그 결과 역지밸브 침·부식의 근본원인이 공동현상 및 플러싱에 의한 내부식성 보호막의 미세한 파괴이고 이러한 파괴가 고온, 고압환경에서 더욱 가속화됨을 규명하였다. 본 연구를 통해 얻은 결과를 적용하여 원자로 냉각재 고온관 역지밸브 침식 및 부식 손상을 해결하기 위해 다음과 같은 설비운영 대응방법을 적용하였다. 1. 역지밸브 전단온도 감소를 위한 밸브위치 변경 2. 안전주입 배관측 전단압력을 포화증기 압력이상으로 유지 3. 안전주입배관에 일정량 충수 이러한 개선방법을 발전소 운영에 적용하였고, 그 결과 침식 및 부식으로 인한 원자로냉각재 고온관 역지밸브 교체 등 심각한 정비사례는 없었으므로 연구결과에 및 그에 따른 개선방안은 높은 신뢰성을 가진다고 판단된다. 최종적인 신뢰값을 얻기까지는 일정기간 발전소운영 후 실증자료를 얻어야 하나, 해결방안을 현장에 적용한 결과 현재까지 누설이나 손상이 없었기 때문에 본 연구결과의 신뢰성은 확보되었다고 확신합니다.
한국표준형 원자력 발전소의 발전소 보호 시스템인 ESFAS는 원자로 냉각재 고온관 사고로 인한 원자로 냉각재 상실 시 원자로 노심에 붕산수를 주입하여 장기 노심 냉각을 통한 원자로 안전을 확보하도록 되어있다. ESFAS의 RCS 압력경계부에 위치한 원자로 냉각재 고온관 역지밸브는 안전주입계통을 통해 붕산수를 주입하고 주입된 원자로 냉각재가 다시 안전주입계통으로 역류하는 것을 방지하는 기능을 갖고 있다. 그런데 많은 국내 표준형 원자력 발전소에서 원자로냉각재 고온관 역지밸브 금속 밀봉부(Disc & Seat) 침식, 부식현상이 발생되어 점검 및 교체에 많은 시간과 노력이 소모되고 있는 문제점이 있다. 본 논문은 이러한 체크밸브의 금속 밀봉부 침식, 부식현상의 원인분석과 해결책 제시 및 그 효과를 검증하였다. 우선, 고온관 안전주입 배관과 역지밸브를 모델링 하여 배관 및 역지밸브 온도를 열유체 컴퓨터 해석 프로그램으로 분석하였으며, 높은 온도차와 배관으로부터 모멘트가 작용할 때 역지밸브 시트와 디스크면의 변형경향을 ANSYS 프로그램을 이용하여 분석하였다. 특히, 한국표준형 원자력 발전소 설비운영 자료 분석을 바탕으로 원자로 냉각재계통 고온관 역지밸브에서 발생하는 물리적 현상과 손상발생 시나리오를 분석하였다. 두번째로 설비의 설치위치에 따른 환경적인 요소와 재질의 특성 등 부식손상 발생인자를 연구하였으며, 그 결과 역지밸브 침·부식의 근본원인이 공동현상 및 플러싱에 의한 내부식성 보호막의 미세한 파괴이고 이러한 파괴가 고온, 고압환경에서 더욱 가속화됨을 규명하였다. 본 연구를 통해 얻은 결과를 적용하여 원자로 냉각재 고온관 역지밸브 침식 및 부식 손상을 해결하기 위해 다음과 같은 설비운영 대응방법을 적용하였다. 1. 역지밸브 전단온도 감소를 위한 밸브위치 변경 2. 안전주입 배관측 전단압력을 포화증기 압력이상으로 유지 3. 안전주입배관에 일정량 충수 이러한 개선방법을 발전소 운영에 적용하였고, 그 결과 침식 및 부식으로 인한 원자로냉각재 고온관 역지밸브 교체 등 심각한 정비사례는 없었으므로 연구결과에 및 그에 따른 개선방안은 높은 신뢰성을 가진다고 판단된다. 최종적인 신뢰값을 얻기까지는 일정기간 발전소운영 후 실증자료를 얻어야 하나, 해결방안을 현장에 적용한 결과 현재까지 누설이나 손상이 없었기 때문에 본 연구결과의 신뢰성은 확보되었다고 확신합니다.
Engineered Safety Features Actuation System(ESFAS), a part of nuclear power plant protection system of Korean Standard Nuclear Power Plant(KSNPs), is designed to inject borated water into the reactor and to ensure long-term cooling of the core, when Loss-Of-Coolant Accident(LOCA) occurs. The check v...
Engineered Safety Features Actuation System(ESFAS), a part of nuclear power plant protection system of Korean Standard Nuclear Power Plant(KSNPs), is designed to inject borated water into the reactor and to ensure long-term cooling of the core, when Loss-Of-Coolant Accident(LOCA) occurs. The check valve installed in the ESFAS system injects borated water into the reactor coolant system and prevents the injected water from flowing back to the Safety Injection(SI) system But the check valves in many KPNPs are replaced due to erosion and corrosion damage of metal sealing parts. Therefore, the objective of this study is to perform the root cause analysis of the erosion and corrosion damage to propose a corrective actions, and to verify its effectiveness. For this objective, this study modeled the check valve and SI hot leg and analyzed temperature distribution of the check valve and SI hot leg through the thermo-hydro analysis. Using the temperature distribution, the deformation of the contact surface between check valve sheath and disc due to the temperature difference and moment from piping structure was analyzed. In particular, the physical phenomena and scenario of damage observed at hot leg check valve were analyzed based on the operating experience of HB unit 3,4. In addition, the influencing factors affecting erosion and corrosion damage of the check valve, such as material and environmental characteristics at different check valve positions, were analyzed. From the analysis results, it was found that the root cause of erosion and corrosion damage is a failure of passivation film by cavitation and flashing as the result of the operating condition of reactor coolant hot leg, and that the failure of passivation film is enchanced under high temperature and high pressure water environment. Based on the results of root cause analysis, the following corrective action to mitigate the erosion and corrosion damage at hot leg check valve were derived and applied to the operation of KSNPs. (i) Changing valve position to reduce the downstream temperature of check valve (ii) Keeping the pressure of SI pipe over the saturated steam pressure (iii) Charging water with a constant flow rate to SI pipe After applying the corrective action to the operation of KSNPs, it was indicated that the replacement and serious maintenance of the check valce due to the erosion and corrosion damage have been reduced remarkably. Thus, it can be concluded that the root cause analysis and corrective actions proposed by this study are effective. Since long-term operating experience is insufficient, however, it is believed that the effectiveness of the corrective actions will be more clearer as long-term operation experience is accumulated.
Engineered Safety Features Actuation System(ESFAS), a part of nuclear power plant protection system of Korean Standard Nuclear Power Plant(KSNPs), is designed to inject borated water into the reactor and to ensure long-term cooling of the core, when Loss-Of-Coolant Accident(LOCA) occurs. The check valve installed in the ESFAS system injects borated water into the reactor coolant system and prevents the injected water from flowing back to the Safety Injection(SI) system But the check valves in many KPNPs are replaced due to erosion and corrosion damage of metal sealing parts. Therefore, the objective of this study is to perform the root cause analysis of the erosion and corrosion damage to propose a corrective actions, and to verify its effectiveness. For this objective, this study modeled the check valve and SI hot leg and analyzed temperature distribution of the check valve and SI hot leg through the thermo-hydro analysis. Using the temperature distribution, the deformation of the contact surface between check valve sheath and disc due to the temperature difference and moment from piping structure was analyzed. In particular, the physical phenomena and scenario of damage observed at hot leg check valve were analyzed based on the operating experience of HB unit 3,4. In addition, the influencing factors affecting erosion and corrosion damage of the check valve, such as material and environmental characteristics at different check valve positions, were analyzed. From the analysis results, it was found that the root cause of erosion and corrosion damage is a failure of passivation film by cavitation and flashing as the result of the operating condition of reactor coolant hot leg, and that the failure of passivation film is enchanced under high temperature and high pressure water environment. Based on the results of root cause analysis, the following corrective action to mitigate the erosion and corrosion damage at hot leg check valve were derived and applied to the operation of KSNPs. (i) Changing valve position to reduce the downstream temperature of check valve (ii) Keeping the pressure of SI pipe over the saturated steam pressure (iii) Charging water with a constant flow rate to SI pipe After applying the corrective action to the operation of KSNPs, it was indicated that the replacement and serious maintenance of the check valce due to the erosion and corrosion damage have been reduced remarkably. Thus, it can be concluded that the root cause analysis and corrective actions proposed by this study are effective. Since long-term operating experience is insufficient, however, it is believed that the effectiveness of the corrective actions will be more clearer as long-term operation experience is accumulated.
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