[논문]APR1400 원자로내부구조물 종합진동평가 측정위치 선정 기준

고도영; 김규형; 김성환

doi:10.5050/ksnve.2011.21.8.708

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U.S. nuclear regulatory commission(NRC) regulatory guide(RG) 1.20 requires a comprehensive vibration assessment program(CVAP) for use in verifying the structural integrity of reactor vessel internals(RVI) for flow-induced vibrations prior to commercial operation. The CVAP program consist of vibratio...

U.S. nuclear regulatory commission(NRC) regulatory guide(RG) 1.20 requires a comprehensive vibration assessment program(CVAP) for use in verifying the structural integrity of reactor vessel internals(RVI) for flow-induced vibrations prior to commercial operation. The CVAP program consist of vibration and fatigue analysis, a vibration measurement program, an inspection program, and a correlation of their results. One of the main purposes of the analysis program is to select measurement locations, however measurement locations can not be determined by only analysis results, therefore we developed selection criteria of measurement locations for advanced power reactor 1400(APR1400) RVI CVAP, It will be used to select measurement locations and instrument types for APR1400 RVI CVAP.

주제어

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문제 정의

APR1400 RVI CVAP 측정위치 선정 기준에 있어 가장 중요한 부분 중 하나는 측정을 위해서 기존 원자로의 설계변경 여부를 검토하는 것이다.

제안 방법

1 Subsection NB-3222에 근거한 탄성영역에서 재료의 탄성계수와 설계 피로한계의 관계식에 근거하여 측정시험 변형률 허용기준이 산출되었고, 측정구조물의 설계 허용간극에 의해 변위 허용기준이 정해졌다. 2.2항 RVI 설계 비교분석 선정 기준에서 APR1400 RVI CVAP 측정구조물로 제외된 CSB와 LSS에 대해 Palo Verde 1호기의 측정값과 허용기준을 Fig. 2와 Fig. 3과 같이 비교 및 분석하였다. Palo Verde 1호기 CSB에서의 변형률과 LSS에서의 변위에 대한 측정결과와 허용기준을 비교한 결과, 측정값은 모두 측정시험 허용기준 이내에 존재함을 알 수 있었다.
RVI CVAP는 해석(analysis), 측정(measurement) 그리고 검사(inspection)로 구성되는데, 측정은 시운전 시험 중에 핵연료 장전 전(pre-core) 원자로 고온기능시험(HFT : hot functional test)시 수행되며, 해석으로부터 산출된 원자로의 정상운전 및 과도운전 상태에서의 진동 예측값을 확인하고, 60년의 원전 전 수명기간 동안의 운전에 대한 안전 여유도를 결정하기 위한 것이다.
RVI CVAP 측정은 원전 건설 주공정(critical path)에 해당되어 원전 건설공기에 직접적인 영향을 주며, 측정으로 인한 원자로의 설계 변경시 이로 인한 건전성 및 안전성에 대한 영향 검토와 규제기관의 인허가가 요구된다. 그러므로, APR1400 RVI CVAP 측정위치 선정 기준으로 규제지침 적용, 원자로 배열, 설계, 크기 및 운전조건 비교, APR1400의 유효원형인 SYSTEM 80 RVI CVAP 측정결과 및 허용범위 비교/분석을 통한 측정위치 선정, 측정센서 및 측정용 구조물의 설치/제거를 위한 원자로 설계 변경여부 검토 그리고 유동 및 구조 해석결과 적용 등 다양한 자료의 심층분석을 통해 APR1400 건설 현장에서 직접 적용할 수 있는 RVI CVAP 측정위치 선정 기준을 개발하였다. 이 연구결과는 현재 개발 중인 APR1400 RVI CVAP 측정위치 및 측정항목 선정 자료로 활용될 것이다.
또한, 측정은 원전 건설공기에 직접적인 영향을 줄 수 있고, 측정으로 원자로 설계변경시 건전성 및 안전성이 검토되어야 하며, 측정센서의 설치 및 제거 가능성 검토 등 실제적으로 고려해야 할 사항이 많다. 우리는 이를 위해 다양한 자료를 폭넓게 검토하여 그 결과를 바탕으로 APR1400 RVI CVAP 측정위치 선정 기준을 개발하였다.
위 2.1의 규제지침에 따른 선정 기준의 확인을 위하여 U.S. NRC R.G. 1.20 Rev.3에 명시된 Fig. 1의 CVAP 분류의 기준요소(배열, 설계, 크기, 운전조건)에 따라 APR1400과 이의 유효원형인 SYSTEM 80을 비교^(7~13)하였다.
4에서 보는 바와 같이 튜브와 웹 사이의 용접부 및 UGS 실린더 내부벽과 웹 사이의 용접부에서 응력이 높게 나타났다. 이와 같이 계통의 온도와 압력, RCP의 운전조건에 따른 18개의 종합진동 평가 조건에서 계산된 RVI 응답을 검토하여 Fig. 5와 같이 UGS에서 높은 응력이 발생하는 CEA shroud 상부의 중앙부 및 실린더 내부벽의 웹과 튜브 위치를 예비 변형률계(SG : strain gage) 설치위치로 선정한다.

성능/효과

APR1400 유효원형의 측정결과 및 측정시험 허용 기준의 비교를 통해, APR1400 RVI CVAP 측정시 CSB와 LSS의 제외는 타당한 것으로 확인하였다.
3과 같이 비교 및 분석하였다. Palo Verde 1호기 CSB에서의 변형률과 LSS에서의 변위에 대한 측정결과와 허용기준을 비교한 결과, 측정값은 모두 측정시험 허용기준 이내에 존재함을 알 수 있었다.
Table 2에서 보는 바와 같이, 크기는 거의 동일하고, 노심제어봉 집합체(CEA : control element assembly) 안내관(guide tubes)의 증가(16개)와 CEA shroud ring과 tie-rod가 없어지고 일체형 집합체(IBA : inner barrel assembly)로 변경되었음을 알 수 있어 배열에 일부 차이가 있음을 알 수 있다. 또한, CSB와 LSS의 용접 및 부착 등 지지 조건도 동일하여 유동유발진동(FIV : flow induced vibration)에 의한 CSB와 LSS의 진동특성은 거의 유사하고, UGS에서는 유효원형과 차이가 있을 것으로 예측된다. 이상의 CVAP 분류 기준요소의 비교·분석을 통하여 APR1400 RVI CVAP 측정시 UGS는 포함되어야 할 부분으로 판단된다.
앞에서 수립한 측정위치 선정 기준 2.1항 규제지침, 2.2항 RVI 배열, 설계, 크기 및 운전조건 비교, 그리고 2.3항 유효원형 측정결과와 허용기준 비교를 통해, APR1400 측정위치 선정을 위한 RVI 측정대상은 UGS만으로도 타당함을 기술하였다. 뿐만 아니라, RVI CVAP의 본래 목적이 원전의 전 수명기간 동안 원자로 내부구조물의 건전성과 안전성을 확보하기 위한 필수시험이라는 점에서도 원자로의 설계변경은 가능한 하지 않는 것이 더 타당하다고 판단된다.
그러나, 이 연구에 의한 측정위치 선정 기준에 따라 재검토한 결과 CSB와 LSS/CS는 제외되었다. 제외된 가장 큰 이유가 CSB와 LSS 구조물의 측정을 위해서 제작된 원자로의 설계변경이 필수적으로 수반되는 것으로 검토되었다. 즉, 두 구조물의 측정케이블 라우팅(routing)을 위해서는 원자로 용기(RV : reactor vessel), CSB, 헤드다운링(HDR : head down ring)을 정렬시키는 얼라인먼트 키(alignment key)에 홀(hole)을 가공해야 한다.

후속연구

그러므로, APR1400 RVI CVAP 측정위치 선정 기준으로 규제지침 적용, 원자로 배열, 설계, 크기 및 운전조건 비교, APR1400의 유효원형인 SYSTEM 80 RVI CVAP 측정결과 및 허용범위 비교/분석을 통한 측정위치 선정, 측정센서 및 측정용 구조물의 설치/제거를 위한 원자로 설계 변경여부 검토 그리고 유동 및 구조 해석결과 적용 등 다양한 자료의 심층분석을 통해 APR1400 건설 현장에서 직접 적용할 수 있는 RVI CVAP 측정위치 선정 기준을 개발하였다. 이 연구결과는 현재 개발 중인 APR1400 RVI CVAP 측정위치 및 측정항목 선정 자료로 활용될 것이다.

질의응답

핵심어	질문	논문에서 추출한 답변
	RVI CVAP 측정의 기본선정 기준은?	RVI CVAP 측정을 위해서는 해석결과에 따라 측정위치를 결정하는 것이 가장 기본적인 선정 기준이다. 그러나, RVI CVAP 측정은 대상 원전마다 U.
	RVI CVAP의 구성은?	RVI CVAP는 해석(analysis), 측정(measurement) 그리고 검사(inspection)로 구성되는데, 측정은 시운전 시험 중에 핵연료 장전 전(pre-core) 원자로 고온기능시험(HFT : hot functional test)시 수행되며, 해석으로부터 산출된 원자로의 정상운전 및 과도운전 상태에서의 진동 예측값을 확인하고, 60년의 원전 전 수명기간 동안의 운전에 대한 안전 여유도를 결정하기 위한 것이다.
	RVI 구성요소 측정에서 CSB와 LSS/CS가 제외된 이유는?	그러나, 이 연구에 의한 측정위치 선정 기준에 따라 재검토한 결과 CSB와 LSS/CS는 제외되었다. 제외된 가장 큰 이유가 CSB와 LSS 구조물의 측정을 위해서 제작된 원자로의 설계변경이 필수적으로 수반되는 것으로 검토되었다. 즉, 두 구조물의 측정케이블 라우팅(routing)을 위해서는 원자로 용기(RV : reactor vessel), CSB, 헤드다운링(HDR : head down ring)을 정렬시키는 얼라인먼트 키(alignment key)에 홀(hole)을 가공해야 한다. 원자로의 설계변경을 위해서는 이로 인한 원자로의 건전성을 확인하기 추가적인 계획과 확인결과를 규제기관으로부터 승인을 받아야 하는 등 장시간과 많은 비용과 노력이 필요하다.

참고문헌 (13)

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Ko, D. Y. and Lee, J. G., 2011, A Review of Measuring Sensors for Reactor Vessel Internals Comprehensive Vibration Assessment Program in Advanced Power Reactor 1400, Transactions of the Korean Society for Noise and Vibration Engineering, Vol. 21, No. 1, pp. 47-55.

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Ko, D. Y. and Lee, J. G., 2010, Development of a Remote Measurement System for the Gap between RV and CSB for RVI-modularization, Nuclear Engineering and Design, Vol. 240, pp. 2907-2913.

상세보기
Ko, D. Y., Lee, J. G., Kang, Y. C. and Kim, S. H., 2009, Development of a Measurement System of Gap between CSB and RV to Shorten a Nuclear Reactor Installation Period, Nuclear Engineering and Design, Vol. 39, pp. 495-500.
Ko, D. Y., Lee, J. G. and Kim, K. H., 2009, Preliminary Determination Measurement Sensors and Location for RVI CVAP of Shin-kori #4, Proceedings of the Conference on Information and Control Systems, pp. 216-217.
Ko, D. Y., Lee, J. G. and Kim, K. H., 2009, Vibration Measurement Plan of RVI CVAP for Shin-kori unit 4, Transactions of the Korean Nuclear Society Spring Meeting, pp. 1037-1038.
Park, C. Y. and Kim, J. W., 2000, Report on the Observation and Synthesis about CVAP in KNGR RVI, TM.99NJ13.P2000.243, Korea Electric Power Corp., Daejeon, pp. 19-22.
KEPCO Engineering and Construction Company Inc., 2008, Design Specification for Reactor Vessel Core Support and Internal Structures.
KEPCO Engineering and Construction Company Inc., 2008, Fluid System and Component Engineering Design Data for Plant Safety, Containment and Performance Analyses.
KEPCO Engineering and Construction Company Inc., 2008, System Description for Reactor Internals Assembly.
KEPCO Engineering and Construction Company Inc., 2008, Reactor Vessel Core Support and Internal Structures System Design Requirements.
KEPCO Engineering and Construction Company Inc., 2008, Design Data for The Hydraulic Loads on Reactor Internals During Normal Operation.
Combustion Engineering Inc., 1984, A Comprehensive Vibration Assessment Program for the Prototype System 80 Reactor Internals Palo Verde Nuclear Generating Station Unit 1.

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