[논문]원자로냉각재펌프 맥동에 대한 APR1400 원자로내부구조물의 진동 및 응력 해석

김규형; 고도영; 김성환

doi:10.5050/ksnve.2011.21.12.1098

원자로냉각재펌프 맥동에 대한 APR1400 원자로내부구조물의 진동 및 응력 해석
Vibration and Stress Analysis for Reactor Vessel Internals of Advanced Power Reactor 1400 by Pulsation of Reactor Coolant Pump 원문보기

한국소음진동공학회논문집 = Transactions of the Korean society for noise and vibration engineering, v.21 no.12, 2011년, pp.1098 - 1103

김규형 (한국수력원자력(주) 중앙연구원) , 고도영 (한국수력원자력(주) 중앙연구원) , 김성환 (한국수력원자력(주) 중앙연구원)

Abstract ▼ AI-Helper

The structural integrity of APR1400 reactor vessel internals has been being assessed referring the US Nuclear Regulatory Commission regulatory guide 1.20, comprehensive vibration assessment program. The program is composed of a vibration and stress analysis, a vibration and stress measurement, and an inspection. This paper covers the vibration and stress analysis on the reactor vessel internals by the pulsation of reactor coolant pump. 3-dimensional models to calculate the hydraulic loads and structural responses were built and the pressure distributions and the structural responses were predicted using ANSYS. This paper presents that APR1400 reactor vessel internals have enough structural integrity against the pulsation of reactor coolant pump as the peak stress of the reactor vessel internals is much lower than the acceptance limit.

주제어

AI 본문요약
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문제 정의

또한 구조해석을 위해 원자로내부구조물을 4개의 주요 부품으로 구분하여 3차원 모델을 생성하였다. 각 부품의 최대 응력을 허용기준과 비교, 펌프 맥동에 대해 원자로내부구조물의 구조적 건전성을 확인하고자 한다.
이와 같은 방법은 전산 자원의 한계를 고려하여 최대한 단순한 모델을 사용함으로써 이전 CVAP 측정값을 이용하거나 과도한 보수성을 주는 경향이 있었다. 따라서 이 연구에서는 APR1400 RVI CVAP을 위해 원자로냉각재펌프(reactor coolant pump, RCP)맥동에 의한 주기적 수력하중을 더욱 사실적이고 최대한 보수성을 감소시키기 위해 원자로 내 모든 유동영역에 대해 3차원 모델을 구축하였다. 또한 구조해석을 위해 원자로내부구조물을 4개의 주요 부품으로 구분하여 3차원 모델을 생성하였다.
CVAP은 시운전 및 초기기동시험(initial startup test) 동안에 진동해석, 측정, 검사 프로그램으로 수행된다. 이 중 진동해석 프로그램의 목적은 RVI의 구조적 건전성에 대해 이론적으로 검증하고 측정 및 검사 프로그램에서 감시할 위치를 선정하기 위한 근거를 제공한다⁽²⁾.

가설 설정

1과 같다. 원자로내부구조물에 가해지는 펌프맥동하중은 본질적으로 음향하중으로 펌프 축회전주파수 20 Hz와 날개통과주파수(blade passing frequency) 120 Hz의 배수인 6개 주파수(20 Hz, 40 Hz, 120 Hz, 240 Hz, 360 Hz, 480 Hz)에서 발생하며, 유량과는 독립적으로 압력파의 형태로 전달된다고 가정하여 음향해석(acoustic analysis)으로 계산한다^(8~11).
원자로내부구조물의 재료는 오스테나이트계 스테인리스강으로 해석에 사용한 물성치는 Table 4와 같고, 감쇠비(damping factor)는 보수적 해석 관점에서 1 %로 가정하였다. 유체의 영향을 고려하기 위해 추가되는 수력질량은 ASME code에 따라 계산하여 ANSYS SURF154 요소를 사용하여 추가하였다.

제안 방법

RVI CVAP의 해석프로그램을 위하여 원자로냉각재펌프에 의해 발생하는 수력하중을 계산하기 위한 3차원 모델을 구축하고, ANSYS를 이용하여 압력분포를 계산하였다. 또한 수력하중에 대해 원자로 내부구조물의 응답을 계산하기 위해 4개의 구조물로 분리하여 3차원 모델을 구축하고, ANSYS를 이용하여 응답을 계산하였다.
따라서 이 연구에서는 APR1400 RVI CVAP을 위해 원자로냉각재펌프(reactor coolant pump, RCP)맥동에 의한 주기적 수력하중을 더욱 사실적이고 최대한 보수성을 감소시키기 위해 원자로 내 모든 유동영역에 대해 3차원 모델을 구축하였다. 또한 구조해석을 위해 원자로내부구조물을 4개의 주요 부품으로 구분하여 3차원 모델을 생성하였다. 각 부품의 최대 응력을 허용기준과 비교, 펌프 맥동에 대해 원자로내부구조물의 구조적 건전성을 확인하고자 한다.
RVI CVAP의 해석프로그램을 위하여 원자로냉각재펌프에 의해 발생하는 수력하중을 계산하기 위한 3차원 모델을 구축하고, ANSYS를 이용하여 압력분포를 계산하였다. 또한 수력하중에 대해 원자로 내부구조물의 응답을 계산하기 위해 4개의 구조물로 분리하여 3차원 모델을 구축하고, ANSYS를 이용하여 응답을 계산하였다. IBA에서 발생한 최대응력은 허용기준 대비 최소 8.
영광4호기, 울진5,6호기, 신고리1,2호기 등의 원자로에서 수행된 RVI CVAP 펌프 맥동에 의한 주기적 수력하중 계산은, 펌프맥동은 유속과는 무관한 음향파로 구조물에 전달된다고 가정하여 수학적인 해석과 Palo Verde 1호기 CVAP 자료를 활용하여 주기적인 하중의 크기 및 분포 등을 계산하였다. 구조물의 응답은 구조물의 복잡성과 수력하중의 현상 등을 고려하여 단순 유한요소모델이나 다 자유도 집중질량-보 요소 모델을 사용하였다^(4~7).
원자로내부구조물에 대하여 구조해석을 수행하기 위해 노심지지배럴, 하부지지구조물, 상부안내구조물 및 내부배럴집합체로 분리하여 ANSYS SOLID186 요소의 사면체 또는 육면체 격자로 모델을 생성하였다.
원자로냉각재펌프에 의해 발생하는 펌프맥동은 원자로 내 유동장 전체로 전파되기 때문에 원자로냉각재가 있는 전체 영역을 해석 영역으로 선정한다. 원자로의 설계 도면을 바탕으로 3차원 CAD 솔리드 모델을 만들고, ANSYS의 3차원 유동해석 요소인FLUID30을 사용하여 유동해석 모델을 생성한다. 경계조건으로 원자로냉각재펌프가 발생시키는 맥동압을 입구노즐에 입력하여 계산하면 원자로 내 냉각재의 압력분포가 산출된다.
해석은 유동에 의해 발생하는 수력하중을 계산하는 유동해석과 수력하중에 의한 구조물의 응답을 예측하는 구조해석으로 수행된다. 구조물에 가해주는 수력하중은 교차유동(cross flow)에 의한 와류방출(vortex shedding) 및 펌프 맥동에 의해 발생되는 주기적 수력하중과 난류에 의해 발생되는 불규칙적 수력하중으로 구성된다^(3,4).

대상 데이터

Fig. 2의 APR1400 원자로 및 원자로내부구조물에 대한 음향해석 모델을 생성하기 위해 ANSYS의 FLUID30 요소의 사면체 격자를 사용하였다. 유동영역은 상부안내구조물(upper guide structure, UGS), 내부배럴집합체(inner barrel assembly, IBA), 원자로와 노심지지배럴(core support barrel, CSB) 사이의 강수부(downcomer), 노심 및 하부지지구조물(lower support structure, LSS)을 대상으로 하였다.
2의 APR1400 원자로 및 원자로내부구조물에 대한 음향해석 모델을 생성하기 위해 ANSYS의 FLUID30 요소의 사면체 격자를 사용하였다. 유동영역은 상부안내구조물(upper guide structure, UGS), 내부배럴집합체(inner barrel assembly, IBA), 원자로와 노심지지배럴(core support barrel, CSB) 사이의 강수부(downcomer), 노심 및 하부지지구조물(lower support structure, LSS)을 대상으로 하였다. 노심집합체(fuel assembly)는 원자로내부구조물 종합진동평가프로그램이 핵연료장전 전 고온기능시험(hot functional test, HFT) 중에 수행되므로 유동해석 모델에서 제외하였다.

이론/모형

Table 6은 IBA에 대해 각 해석조건 및 주파수별 최대 응력값을 보여주는 것으로 합계는 SRSS(square root of the sum of the squares)법으로 계산하였다. 대체적으로 주파수 240 Hz에서 큰 응력이 발생하였다.
원자로내부구조물은 원자로냉각재에 잠겨있기 때문에 수력질량(hydrodynamic mass)을 ASME B&PV Section III에 기술된 방법으로 계산한다⁽¹³⁾. 고유진동수 및 고유모드 계산은 상용프로그램에서 많이 쓰이는 block Lanczos법을 사용하고, 구조응답해석은 조화 해석(harmonic analysis)을 이용하여 계산한다⁽¹⁴⁾.
영광4호기, 울진5,6호기, 신고리1,2호기 등의 원자로에서 수행된 RVI CVAP 펌프 맥동에 의한 주기적 수력하중 계산은, 펌프맥동은 유속과는 무관한 음향파로 구조물에 전달된다고 가정하여 수학적인 해석과 Palo Verde 1호기 CVAP 자료를 활용하여 주기적인 하중의 크기 및 분포 등을 계산하였다. 구조물의 응답은 구조물의 복잡성과 수력하중의 현상 등을 고려하여 단순 유한요소모델이나 다 자유도 집중질량-보 요소 모델을 사용하였다^(4~7).
구조해석을 위해 유동해석 모델에서 사용되는 3차원 CAD 솔리드 모델로 ANSYS의 3차원 구조해석 요소인 SOLID186을 사용하여 구조해석 모델을 생성한다. 원자로내부구조물은 원자로냉각재에 잠겨있기 때문에 수력질량(hydrodynamic mass)을 ASME B&PV Section III에 기술된 방법으로 계산한다⁽¹³⁾.
원자력발전소의 정상운전 및 과도운전 상태에서 발생하는 유동유발진동(flow-induced vibration)에 대하여 원자로내부구조물(reactor vessel internal, RVI)의 구조적 건전성을 미국 원자력규제위원회(National Regulatory Committee, NRC)의 규제지침서 1.20(Regulatory Guide 1.20) 종합진동평가프로그램(comprehensive vibration assessment program, CVAP)을 참조하여 평가한다⁽¹⁾. CVAP은 시운전 및 초기기동시험(initial startup test) 동안에 진동해석, 측정, 검사 프로그램으로 수행된다.
원자로내부구조물은 원자로냉각재에 잠겨있기 때문에 수력질량(hydrodynamic mass)을 ASME B&PV Section III에 기술된 방법으로 계산한다(13).
원자로내부구조물의 건전성 평가기준으로는 진동 응답의 허용기준을 사용한다. 진동응답의 허용기준은 ASME B&PV Section III, Division 1, Appendix I, Fig.
원자로내부구조물의 재료는 오스테나이트계 스테인리스강으로 해석에 사용한 물성치는 Table 4와 같고, 감쇠비(damping factor)는 보수적 해석 관점에서 1 %로 가정하였다. 유체의 영향을 고려하기 위해 추가되는 수력질량은 ASME code에 따라 계산하여 ANSYS SURF154 요소를 사용하여 추가하였다. 경계조건은 각 구조물간의 형상 및 역학적 조건을 고려하여 설정한다.

성능/효과

Table 5는 각 구조물의 5차까지의 고유진동수(natural frequency)로 CSB, UGS, IBA, LSS 순으로 복잡한 형상을 갖는 구조물 일수록 높은 1차 고유진동수를 가지며, 높은 강성을 보여준다. 1차 고유진동수에서 모드형상(mode shape)은 각각 CSB는 빔 모드, LSS는 ICI 노즐에서 빔 모드, UGS는 제어봉 안내관 다발에서 빔 모드, IBA는 외부 실린더에서 셸 모드로 나타났다.
각 구조물에서 발생하는 최대응력은, CSB는 RCP가 3대 운전 중인 조건, LSS는 1개 루프에서만 2대가운전 중인 조건, UGS는 1대 운전 중인 조건, 그리고 IBA는 루프당 1대가 운전 중인 해석조건에서 발생하였다. CSB, LSS, UGS는 RCP 1대 운전, 1개 루프에서 2대 운전, 3대 운전 등 압력맥동이 비대칭적으로 가해지는 경우에 높은 응답을 보였고 IBA에서는 구조적 특성으로 이러한 영향이 작게 나타났다.
또한 수력하중에 대해 원자로 내부구조물의 응답을 계산하기 위해 4개의 구조물로 분리하여 3차원 모델을 구축하고, ANSYS를 이용하여 응답을 계산하였다. IBA에서 발생한 최대응력은 허용기준 대비 최소 8.85의 여유도를 보여주어 펌프맥동에 대해 원자로내부구조물은 구조적으로 안전함을 확인할 수 있었다.
원자로내부구조물에 대한 피로여유도의 최소값은 IBA에서 8.85, 최대값은 CSB에서 19.6이 나타났다. 최소값은 8.
6이 나타났다. 최소값은 8.85로 모든 원자로냉각재펌프 운전조건에서 펌프맥동에 의해 발생하는 수력하중에 대해 원자로내부구조물은 구조적으로 건전한 것으로 나타났다.

후속연구

향후 난류로 인해 발생되는 불규칙수력하중에 의한 구조응답을 포함한 구조적 건전성평가를 지속 수행할 예정이다. 또한, 2013년 신고리4호기의 원자로내부구조물을 대상으로 압력계, 변형률계 및 가속도계를 설치 및 핵연료 장전 전 고온기능시험 중 진동을 측정하여 해석결과를 확인하고, 원자로내부 구조물의 건전성을 검증할 예정이다.
향후 난류로 인해 발생되는 불규칙수력하중에 의한 구조응답을 포함한 구조적 건전성평가를 지속 수행할 예정이다. 또한, 2013년 신고리4호기의 원자로내부구조물을 대상으로 압력계, 변형률계 및 가속도계를 설치 및 핵연료 장전 전 고온기능시험 중 진동을 측정하여 해석결과를 확인하고, 원자로내부 구조물의 건전성을 검증할 예정이다.

질의응답

핵심어	질문	논문에서 추출한 답변
	구조물에 가해주는 수력하중은 어떻게 구성되는가?	해석은 유동에 의해 발생하는 수력하중을 계산하는 유동해석과 수력하중에 의한 구조물의 응답을 예측하는 구조해석으로 수행된다. 구조물에 가해주는 수력하중은 교차유동(cross flow)에 의한 와류방출(vortex shedding) 및 펌프 맥동에 의해 발생되는 주기적 수력하중과 난류에 의해 발생되는 불규칙적 수력하중으로 구성된다(3,4).
	CVAP는 무엇으로 수행되는가?	20) 종합진동평가프로그램(comprehensive vibration assessment program, CVAP)을 참조하여 평가한다(1). CVAP은 시운전 및 초기기동시험(initial startup test) 동안에 진동해석, 측정, 검사 프로그램으로 수행된다. 이 중 진동해석 프로그램의 목적은 RVI의 구조적 건전성에 대해 이론적으로 검증하고 측정 및 검사 프로그램에서 감시할 위치를 선정하기 위한 근거를 제공한다(2).
	CVAP 중 진동해석 프로그램의 목적은 무엇인가?	CVAP은 시운전 및 초기기동시험(initial startup test) 동안에 진동해석, 측정, 검사 프로그램으로 수행된다. 이 중 진동해석 프로그램의 목적은 RVI의 구조적 건전성에 대해 이론적으로 검증하고 측정 및 검사 프로그램에서 감시할 위치를 선정하기 위한 근거를 제공한다(2).

참고문헌 (15)

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ASME B&PV Section III Division 1 Appendix I, 2010.

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표제어: PCR

동의어: Packet Collision Rate

용어 설명 출처 목록 (6)

용어 설명: PCR은 세균 특이성이 있는 primer를 이용하여 적은 수의 세균이 있을지라도 쉽게 검출할 수 있는 유용한 방법이며, 이를 이용하여 구강 내 치면세균막이나 타액에서 직접 세균을 검출할 수 있게 되었다[8].

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