소듐냉각 고속로를 개발함에 있어 최대 현안 중 하나가 증기발생기에서의 소듐-물 반응사고 가능성이다. 이를 개선하기 위해 지금까지 수십 종 이상 연구개발 되었지만 국가마다 그 사양이 다르고, 동일한 기종이 후속기에 다시 활용되지 못할 정도로 기술이 안정화 상태에 도달하지 못하였다. 최근 개발되고 있는 증기발생기의 공통적 목표는 소듐-물 반응사고의 조기감지 및 제어, 증기발생기의 검사 및 보수가 쉽게 용접개수를 줄이고 경제성을 높인 Benson 증기사이클을 적용하는 것이다. 이 논문에서는 지금까지 설계 또는 활용한 증기발생기들의 사양과 문제점을 비교, 분석하였고, 이를 토대로 현안 극복방안을 제시하였다.
소듐냉각 고속로를 개발함에 있어 최대 현안 중 하나가 증기발생기에서의 소듐-물 반응사고 가능성이다. 이를 개선하기 위해 지금까지 수십 종 이상 연구개발 되었지만 국가마다 그 사양이 다르고, 동일한 기종이 후속기에 다시 활용되지 못할 정도로 기술이 안정화 상태에 도달하지 못하였다. 최근 개발되고 있는 증기발생기의 공통적 목표는 소듐-물 반응사고의 조기감지 및 제어, 증기발생기의 검사 및 보수가 쉽게 용접개수를 줄이고 경제성을 높인 Benson 증기사이클을 적용하는 것이다. 이 논문에서는 지금까지 설계 또는 활용한 증기발생기들의 사양과 문제점을 비교, 분석하였고, 이를 토대로 현안 극복방안을 제시하였다.
A steam generator poses many difficulties during the development of a sodium-cooled fast reactor because of the sodium-water-reaction problems. Until now, several types of steam generators have been developed, but the specifications of these generators differed in each country. Moreover, even if a c...
A steam generator poses many difficulties during the development of a sodium-cooled fast reactor because of the sodium-water-reaction problems. Until now, several types of steam generators have been developed, but the specifications of these generators differed in each country. Moreover, even if a country had developed a steam generator, it was not used in the subsequent reactor because the current techniques were not stabilized to select the proper steam generator. As a common development, the Benson steam cycle with few welding locations and high economical efficiency may be adopted. Moreover, the design is dwelled on the convenience of inspection, detection, control, and maintenance for the wear caused by sodiumwater reactions. The specifications of the designed steam generators were reviewed and the current technical problems for steam generators were analyzed. Concepts were proposed to overcome the current technical problems for steam generators.
A steam generator poses many difficulties during the development of a sodium-cooled fast reactor because of the sodium-water-reaction problems. Until now, several types of steam generators have been developed, but the specifications of these generators differed in each country. Moreover, even if a country had developed a steam generator, it was not used in the subsequent reactor because the current techniques were not stabilized to select the proper steam generator. As a common development, the Benson steam cycle with few welding locations and high economical efficiency may be adopted. Moreover, the design is dwelled on the convenience of inspection, detection, control, and maintenance for the wear caused by sodiumwater reactions. The specifications of the designed steam generators were reviewed and the current technical problems for steam generators were analyzed. Concepts were proposed to overcome the current technical problems for steam generators.
* AI 자동 식별 결과로 적합하지 않은 문장이 있을 수 있으니, 이용에 유의하시기 바랍니다.
문제 정의
그러나 헬리컬형 이중벽관은 두 관 사이의 틈새로 인해 열전달성능이 저하되고, 운전 중 검사와 제작에 어려움이 있다. 본 연구에서는 이중벽관의 틈새로 인한 열전달성능 감소 문제는 재질이 다른 이중벽관으로 해결하였고, 헬리컬 코일의 비파괴검사 어려움은 온라인으로 전열관의 파손을 감지하는 방법을 고안하여 해결하였다.(2)
가설 설정
1 Sub. NH 에서 사용하는 Class 1 에 해당하는 재질 물성을 사용하였는데, 시스템의 운전기간을 3x105 시간으로 가정하였다. 설계압력과 설계온도가 주어진 증기발생기는 그 값을 사용하였고, 설계조건이 주어지지 않는 증기발생기의 설계압력은 증기압력을 1.
제안 방법
수많은 실험과 운전경험들을 통해 다양한 기술들이 축적되었으나 아직 이 문제를 완전히 해결하지는 못했다. 참고문헌(1)에 지금까지의 증기발생기 개발 연혁과 설계사양을 종합적으로 분석하여 기술하였다. 이를 요약해서 Table 1 에 소듐냉각 고속로에서 채택한 증기발생기의 용량과 증기사이클 방법을, 그리고 Table 2 에는 증기발생기 및 전열관의 형태를 정리하였다.
표에서 각 원자로 이름 옆의 괄호 안 숫자는 해당 원자로의 증기발생기 용량(MWt)을, 동일한 원자로 이름 우측 하단에 첨자표시가 다른 것은 Table 1의 하단에 표기한 것과 같이 하나의 원자로에 여러 형태의 전열관 및 증기사이클 구조를 적용하여 비교 평가해 본 것임을 의미한다. 또한 EPRI, WH 등과 같이 증기발생기만을 개발한 경우에는 원자로 이름 대신 회사 이름을 기술하였다.
미국 CRBR 증기발생기는 ASME Code Section-III Class 3 에 따라 설계하였지만 후속기인 PLBR 증기발생기는 Class 2 에 따라 설계하였고, 소듐-물 반응사고에 영향을 받는 압력경계에서는 Class 1 에 따라 설계하도록 하였다.(10) PRISM 고속로에 채용한 헬리컬 단일벽관 증기발생기와 후보인 이중벽관 증기발생기의 설계는 ASME Code Section-VIII Division 2 코드에 따라 설계하였다.
또한 참조한 직관형 증기발생기들에는 벨로우즈가 설치되어 있고 고속로 증기발생기에서 벨로우즈의 두께는 10mm 이상인데, 이 코드에는 벨로우즈의 두께가 5mm 이하인 경우에만 적용할 수 있는 설계방법이 제시되어 있다. 또한 참조한 증기발생기들에서는 벨로우즈의 상세 설계사양이 제시되어 있지 않아서 벨로우즈가 설치된 직관형 증기발생기의 최소두께 계산에는 프로팅 증기발생기 설계방법을 도용하였다.
따라서 이러한 현상을 방지하기 위해 내관은 열팽창률이 높은 2¼Cr-1MO 강, 외관은 열팽창률이 적은 9Cr-1Mo-V 강으로 이중벽관을 구성하였다.
이 증기발생기에서는 온라인 전열관 파손감지를 위해, 하부 튜브시트에서 전열관을 방사형으로 설치하고 외관은 튜브시트의 상부에서 내관은 하부에서 용접하여 각 이중벽관의 홈들을 개별적으로 감지홀에 연결하는 방법을 도출하였다. 감지홀은 튜브홀 사이로 상하로 배치되며, 측면에서 각 튜브홀의 깊이만큼 홀을 뚫어, 이중벽관의 홈에 있는 헬륨가스는 개별적으로 감지홀에 연결되고 튜브시트의 측면에서 연결튜브를 통해 파손감지 시스템에 연결된다.
열수력 계산은 증기발생기의 하부 즉 급수압력을 가정한 후에 소듐이 배출되는 부분부터 1-D 로 헬리컬 전열관을 따라 길이를 증가시키면서 셸 측의 소듐온도가 소듐 유입온도와 같아질 때까지 계산하였다. 계산한 증기의 압력이 설정한 증기압력과 같을 때까지 급수압력을 변화시키면서 수렴시켰다.
열수력 계산은 증기발생기의 하부 즉 급수압력을 가정한 후에 소듐이 배출되는 부분부터 1-D 로 헬리컬 전열관을 따라 길이를 증가시키면서 셸 측의 소듐온도가 소듐 유입온도와 같아질 때까지 계산하였다. 계산한 증기의 압력이 설정한 증기압력과 같을 때까지 급수압력을 변화시키면서 수렴시켰다. 열수력 설계에서는 1-D 로 계산하였지만 각 전열관 열(row)의 출구에서의 증기온도가 다르면, 총급수량이 일정한 조건에서 각 전열관 열의 급수량을 변화시키면서 수렴하였다.
이를 위해 증기발생기의 주요 설계인자와 요건들을 분석하였다. 질량유속은 1100kg/m2-s, 설계압력은 운전압력의 1,1 배, 설계온도는 운전온도의 1.
이 논문에서는 상기 분석자료를 기반으로 기술 현안에 대한 극복방안을 도출하여(2) 안전성이 보다 향상된 새로운 개념의 증기발생기인 SGOLD(#)를 설계하였다.
이러한 개념들을 구비한 증기발생기 SGOLD 를 개발하였다. 그러나 아직 62m 길이의 이중벽관을 제작하는 문제가 남아있다.
대상 데이터
증기발생기 운전경험이 있는 경우는 실험로인 DFR, EBR-Ⅱ, FBTR 과 원형로인 HNPE, SRE, FERMI, PFR, Phenix, MONJU, BN-350, BN-600, 그리고 실증로인 SPX-1(Super Phenix-1)이다. 한편 원형로인 SNR-300 과 CRBR 의 경우 설계 및 제작은 완료되었으나 운전을 하지 않았고, 중국의 CEFR(실험로)와 소련의 BN-800, 인도의 PFBR(이상 원형로)의 경우 현재 건설 중이다.
열수력 설계에서는 헬리컬 증기발생기 설계에 적용되는 공개된 소듐과 물/증기에 관련된 열전달계수와 압력강하 실험식들을 사용하였다. 소듐과 급수의 유량과 온도조건은 원자력연구원에서 설계한 KALIMER-600 고속로의 설계조건을 사용하였다. 여러 종류의 실험식들의 민감도를 상호 비교분석하여본 바에 의하면 설계한 열출력은 ±10% 미만의 오차를 가지고 있다.
외부원통은 전열관다발의 외부에 설치되며, 다발의 내부에 소듐 유로가 형성되게 하고, 다발을 보호하는 역할을 한다. 전열관다발의 상부와 하부에는 2 개의 유량조절용 오리피스가 달린 수평으로 설치된 수평 지지대가 있고, 전열관다발에는 상하로 설치되는 반경방향 지지대를 8 개 설치하였다.
이론/모형
PRISM 고속로에 채용한 헬리컬 단일벽관 증기발생기와 후보인 이중벽관 증기발생기의 설계는 ASME Code Section-VIII Division 2 코드에 따라 설계하였다.(6) Division 2 에서는 Nuclear Class 1 에 준하는 재질의 데이터가 사용된다.
이 연구에서는 ASME Code Section-VIII Division 2(11) 에 따라 계산하였다. 이 코드에서는 최소두께만을 계산하고 부식, 오차 등은 별도로 고려한다.
이 코드에서는 최소두께만을 계산하고 부식, 오차 등은 별도로 고려한다. 이 코드에서는 헬리컬 증기발생기의 설계방법이 제시되어 있지 않기 때문에 U-type 증기발생기 설계방법을 도용하였다. 또한 참조한 직관형 증기발생기들에는 벨로우즈가 설치되어 있고 고속로 증기발생기에서 벨로우즈의 두께는 10mm 이상인데, 이 코드에는 벨로우즈의 두께가 5mm 이하인 경우에만 적용할 수 있는 설계방법이 제시되어 있다.
그러나 아직 62m 길이의 이중벽관을 제작하는 문제가 남아있다. 열수력 설계에서는 헬리컬 증기발생기 설계에 적용되는 공개된 소듐과 물/증기에 관련된 열전달계수와 압력강하 실험식들을 사용하였다. 소듐과 급수의 유량과 온도조건은 원자력연구원에서 설계한 KALIMER-600 고속로의 설계조건을 사용하였다.
성능/효과
이는 이중벽관의 경우 소듐과 물 사이에 두 겹의 경계막을 만들어 소듐-물 반응사고 가능성을 배제하기 위해 선택한 것인데, 오히려 이로 인해 열전달성능이 떨어지고 제작비가 많이 드는 단점이 나타났기 때문이다. 하지만 이중벽관 증기발생기의 소듐-물 반응사고 가능성을 확률론적으로 해석한 일본의 연구결과(3)를 보면, JSFR 에서 핵연료 교체 기간에 초음파 검사와 와전류 검사를 수행할 경우 사고발생 확률이 초과설계기준사고(10-7/year)에 접근하는 것으로 나타나 안전성 측면에서는 매우 효과적인 것으로 나타났다.
전열관 간의 열팽창 차이를 줄이기 위해서는 온도와 유속의 분포를 균일하게 유지하여야 하지만 JSFR 의 증기발생기를 분석한 바에 의하면 100% 운전조건에서 전열관 간의 최대온도 차이는 7.8℃, 30% 출력조건에서는 9.1℃ 인 것으로 나타났다.(7) 하지만 더 큰 문제는 전열관 1개가 폐쇄될 경우 인접한 전열관의 평균온도가 1℃ 정도 상승한다.
05배로 하여 계산하였다. 프랑스에서 RCC-MR 코드 Class-1에 따라 설계한 SPX-1들의 설계치는 이 논문에서 계산한 값과 거의 같거나 약간 적은 경향을 보였고, ASME Code Section-III Class 3 로 설계한 EPRI 와 CRBR 의 증기발생기 튜브시트의 두께는 계산치보다 적은 값을 보이고 있다. 그러나 ASME Code Section-VIII Division 2 코드로 계산한 증기발생기들은 설계치가 더 높은 값을 보이고 있다.
최적의 개발방향은 온라인으로 전열관의 파손을 상시 감시하는 기능을 구비하고, 고압과 고온의 운전조건에서도 재질의 열팽창 차이에 따른 응력을 감소시킬 수 있으며, 가장 경제적인 Benson 사이클을 채용하여 규모가 작은 증기발생기를 개발하는 것이다. 이 논문에서 개념설계한 증기발생기는 개발방향을 만족시키므로 소듐냉각 고속로 증기발생기의 현안들을 해결할 수 있다.
질의응답
핵심어
질문
논문에서 추출한 답변
소듐의 장단점은?
소듐은 핵적, 열유체적 특성이 매우 좋아 소듐 냉각 고속로(SFR)의 냉각재로 사용되나, 반면에 화학적 활성이 커서 다양한 물질과 쉽게 반응하기 때문에 안전성 및 경제성 향상에 걸림돌이 되기도 한다. 가장 큰 어려움이 증기발생기에서의 소듐-물 반응사고 발생 가능성이다.
소듐냉각 고속로를 상용화하기 위해서는 어떻게 해야하는가?
이는 확률적으로 그 가능성이 높아 설계기준사고로 분류된다. 따라서 소듐냉각 고속로를 상용화하기 위해서는 소듐-물 반응사고 가능성을 최대한 낮춰 안전성이 향상된 증기발생기를 개발해야 한다.
소듐-물 반응사고는 무엇으로 분류되는가?
가장 큰 어려움이 증기발생기에서의 소듐-물 반응사고 발생 가능성이다. 이는 확률적으로 그 가능성이 높아 설계기준사고로 분류된다. 따라서 소듐냉각 고속로를 상용화하기 위해서는 소듐-물 반응사고 가능성을 최대한 낮춰 안전성이 향상된 증기발생기를 개발해야 한다.
참고문헌 (12)
Nam, H., Kim, J., Lee, J. and Park, C., 2011, "Review of the SFR Steam Generator," KAERI, KEARI/AR-877/2011.
Nam, H., Choi, B. and Kim, J., 2010, "On the Design Concept Technology Development of a Double Wall Tube Steam Generator," Trans. Of the KSME(A), Vol. 34, No. 9, pp. 1217-1225.
Hishida, M., Kubo, S., Konomura, M. and Toda, M., 2007, "Progress on the Plant Design Concept of Sodium Cooled Fast Reactor," J. of Nucl. Sci. and Tech., Vol. 44, No. 3, pp. 303-308.
Sessions, C.E., Harman, D. and Kindell, W.H., 1974, "Nuclear Steam Generator Materials Technology: Development of Duplex Tubing for Nuclear Steam Generator," Trans. ANS, 18, pp. 117-118.
Kashiwakura, J., Tachi, Y., Nagata, S., Fujii, T., Morita, T. and Fujii-e, Y., 1991, "Study of a Plant without an Intermediate System Study of the Helically Coiled Double Wall Tube Steam Generator with Fluid Head Structure," Proc. of Int. fast Reactors and Related Fuel Cycles: FR91.
Kakarala, C.R. and Boardman, C.E., 1990, "Advanced Liquid Metal Reactor Helical Coil Steam Generator," ASME NE-Vol.5, Book No. G00548-1990.
Kisohara, N., Moribe, T. and Sakai, T., 2006, "Flow and Temperature Distribution Evaluation on Sodium Heated Large-sized Straight Double Wall Tube Steam Generator," Proc. of ICAPP '06, Reno, USA, Jun 4-8, 516-524.
IAEA, 1984, "Specialists' Meeting on Maintenance and Repair of LMFBR Steam Generators, " IWGFR/53.
Riou, B., Verwaerde, D. and Mignot, G., 2009, "Design Features of Advanced Sodium Cooled Fast Reactots with Emphasis on Economics," IAEA, Int. Conf. FR09, Kyoto, Japan.
Dawson, B.E., 1979, "Preliminary Design: Duplex Tube Low-Pressure Saturated steam Generator for Large LMFBR Plant,"EPRI NP-1219.
ASME, 2007, "2007 ASME Boiler & Pressure Vessel Code: Section-VIII," The American Society of Mechanical Engineers.
Bushman, H.W., Penney, H., Quillici, M.D. and Radtke, W.H., 1981, "Operating Experience of the EBR-II Steam Generator System," ASME 81-JPGCNE- 4.
AI-Helper
※ AI-Helper는 부적절한 답변을 할 수 있습니다.