[논문]APR1400 내부배럴집합체 상부판 구조해석 및 측정위치

고도영; 김규형; 김성환

doi:10.5050/ksnve.2012.22.5.474

APR1400 내부배럴집합체 상부판 구조해석 및 측정위치
Structural Analysis and Response Measurement Locations of Inner Barrel Assembly Top Plate in APR1400 원문보기

한국소음진동공학회논문집 = Transactions of the Korean society for noise and vibration engineering, v.22 no.5, 2012년, pp.474 - 479

고도영 (한수원중앙연구원) , 김규형 (한수원중앙연구원) , 김성환 (한수원중앙연구원)

Abstract ▼ AI-Helper

A comprehensive vibration assessment program for the advanced power reactor 1400(APR1400) reactor vessel internals is established in accordance with the united states nuclear regulatory commission regulatory guide 1.20 revision 3. This paper is related to instruments and measurement locations based on the vibration and stress response analysis results of the inner barrel assembly top plate in APR1400. The analysis results of the inner barrel assembly top plate in the reactor show that the deterministic stress and deformation due to the reactor coolant pump induced pressure pulsations are larger than the random stress and deformation induced by the flow turbulence. The selection of the instruments and measurement locations at inner barrel assembly top plate in the reactor is essential requirements and very important study process for the vibration and stress measurement program in comprehensive vibration assessment program for APR1400 reactor vessel internals.

주제어

AI 본문요약
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문제 정의

. 이 논문은 원자로내부구조물의 내부배럴집합체 상부판(IBA top plate)에 대한 응력 및 진동응답 결과에 근거한 계측기와 설치위치에 관련된 것이다.

가설 설정

에 기술된 방법으로 계산하여 구조물의 밀도를 조정하여 부가하였다. 감쇠비는 보수적 해석 관점에서 1 %로 가정하였고 구속조건(constraint condition)은 IBA 상부판 플랜지가 IBA 및 노심지지배럴에 용접되기 때문에 용접부의 모든 자유도를 구속하였다.

제안 방법

주기적 응답해석 결과를 계산하기 위해 6개의 주파수에서 IBA 상부판에 가해지는 맥동 압력을 구조물의 표면노드에 적용하였다. 또한 구속조건과 부가질량 등의 해석조건은 모달해석과 동일하고 6개주파수에서의 각 하중에 대한 IBA 상부판의 응답을 각각 계산하였다.
변형률계(SG1~SG4)는 IBA 상부판의 변형을 측정하기 위해 중앙 부분과 가장자리 부분에 각각 2개씩의 변형률계를 X, Y방향으로 선정하여 주파수 특성과 모드형상의 비교가 가능하도록 선정하였다.
불규칙 구조응답 해석은 입력값이 불규칙한 성분을 갖기 때문에 각 노드별 응답이 PSD로 계산되며, 가우스 분포(Gauss distribution)를 따르는 것으로 간주하여, PSD 결과를 적분 후 분산으로 계산하였다. 이를 이용하여 99.
원자로내부구조물의 재료는 오스테나이트강(austenitic steels)이고 원자로내부구조물은 원자로냉각재에 잠겨있기 때문에 부가질량을 ASME B & PV Section III(17) 에 기술된 방법으로 계산하여 구조물의 밀도를 조정하여 부가하였다.
주기적 응답해석 결과를 계산하기 위해 6개의 주파수에서 IBA 상부판에 가해지는 맥동 압력을 구조물의 표면노드에 적용하였다. 또한 구속조건과 부가질량 등의 해석조건은 모달해석과 동일하고 6개주파수에서의 각 하중에 대한 IBA 상부판의 응답을 각각 계산하였다.
연구에서는 3차원 유한요소 해석을 상용 구조 해석 프로그램인 ANSYS로 수행하여 구조응답을 계산하였다. 해석모델은 3차원 CAD 솔리드 모델링 후 ANSYS로 읽어 사면체 요소로 격자를 생성하였다.

대상 데이터

APR1400 원전의 RVI CVAP 측정프로그램을 수행하기 위해, 이전 연구에서 계측기는 압력계, 가속도계, 응력계로 선정하였고⁽⁹⁾, 측정위치 선정 기준과 측정시험 허용기준도 수립된 바 있다^(10,11). 이 논문은 원자로내부구조물의 내부배럴집합체 상부판(IBA top plate)에 대한 응력 및 진동응답 결과에 근거한 계측기와 설치위치에 관련된 것이다.

데이터처리

난류에 의한 수력하중에 대한 구조물의 응답을 계산하기 위해 ANSYS의 스펙트럼(spectrum) 해석을 수행하였다. Fig.
연구에서는 3차원 유한요소 해석을 상용 구조 해석 프로그램인 ANSYS로 수행하여 구조응답을 계산하였다. 해석모델은 3차원 CAD 솔리드 모델링 후 ANSYS로 읽어 사면체 요소로 격자를 생성하였다.

이론/모형

모달해석(modal analysis)은 구조물 고유의 동특성을 조사하기 위한 것으로 구조응답 해석의 기초 자료가 된다. IBA 상부판의 고유주파수(natural frequency)와 모드형상(mode shape)을 예측하기 위해 block Lanczos method를 적용하였다^(14,15).
RVI CVAP에서 원자로내부구조물에 가해지는 하중은 발생원인에 따라 주기적 수력 하중(deterministic loads)과 불규칙적 수력 하중(random loads)으로 분리하여 해석 하였으므로, 각 구조응답을 계산하고 전체 응답은 SRSS(square root of sum of square)법을 이용하여 조합한다^(12~16).
원자로냉각재펌프의 압력 맥동에 의한 맥동 발생 주파수는 펌프 블레이드와 주파수에 의해 결정된다. 주기적 맥동 하중에 대한 구조응답은 이러한 주파수들에서 ANSYS의 하모닉(harmonic) 해석을 적용하여 응답 계산을 수행하였다.

성능/효과

IBA 재료인 오스테나이트강과 운영 설계온도 343.3 ˚C를^(4~8)ASME Code Section Ⅲ, Division 1, Appendix에⁽¹⁷⁾적용하여 계산한 IBA 상부판의 피로한계치 최대응력 31.254 MPa은 예측된 최대 응력 5.731 MPa 대비 5.45배의 설계마진을 갖는다는 것을 확인할 수 있었다.
그리고 7차 모드에서는 상부판의 격자들 중 일부 자유단에서 가장 큰 변형을 보여주고, 상부판의 네 방향으로 대칭적인 변형 경향을 보였다. 그러므로 IBA 상부판은 복잡한 구조이지만 저주파수 영역에서는 일반적인 평판의 진동모드를 가지고 있음을 확인하였다.
RVI CVAP 변위 측정시험 허용기준은 주로 원자로내부구조물 금속재료의 열팽창 및 냉각을 고려한 설계 간극을 기준으로 하지만, IBA 상부판은 이를 적용할 만한 적절한 부분이 없다. 그러므로 IBA 상부판의 변위 측정시험 허용기준은 이 연구결과에서 계산된 예측값(0.370 mm)을 포함하여 모든 시험 조건에 대한 구조 응답해석을 완료한 후 수립하는 것이 타당하다고 판단된다.
IBA는 APR1400 원자로내부구조물에 최초로 설계된 상부안내구조물 집합체의 일부이다. 이 논문에서는 IBA 상부판에 대한 구조해석을 추가로 수행한 결과, 주기적 하중에 의한 응답결과가 불규칙 하중에 의한 응답결과 보다 훨씬 큰 것으로 확인되었다.
이를 이용하여 99.97 %의 확률을 갖는 3σ 응력 및 3σ 변위를 계산할 수 있었다.
주기적 구조해석 결과, 응력과 변위는 20 Hz에서 각각 4.595 MPa와 0.3685 mm로 가장 크게 계산되었으며, Fig. 3과 4에 각각 나타내었다. Fig.

후속연구

구조해석 응답결과에 근거하여 선정한 측정위치 및 계측기는 RVI CVAP 측정시스템 설계를 위한 기본자료가 되며, 선정된 위치의 해석결과(고유주파수, 모드형상, 응력, 변위)는 향후 측정값과 비교되어질 것이다.

질의응답

핵심어	질문	논문에서 추출한 답변
	가압경수로형 원자로내부구조물은 어떻게 구성되는가?	가압경수로형 원자로내부구조물은 크게 노심지지 배럴(CSB : core support barrel), 상부안내구조물 (UGS : upper guide structure), 하부지지구조물(LSS : lower support structure) 및 노심슈라우드(CS : core shroud)로 구성된다 (2) . APR1400 원전의 내부배럴집 합체(IBA : inner barrel assembly)는 원자로 상부안내구조물 집합체의 일부로써, OPR1000 원전의 상부 안내구조물 집합체와 비교할 때 내진이나 원자로냉 각재에 의한 유동유발진동(flow induced vibration)에 대해 더 안전하도록 설계 개선된 구조물이다 (3~8) .
	원자로 내부구조물 종합진동평가의 근거는 무엇인가?	원전의 설계 수명기간 동안 원자로냉각재의 유동에 의한 응력과 진동에 대해 원자로내부구조물의 건전성을 확인하기 위해 수행하는 것이 원자로 내부구조물 종합진동평가(RVI CVAP : reactor vessel internals comprehensive vibration assessment program) 이다. RVI CVAP는 미국원자력규제위원회 규제지침(US NRC RG : US nuclear regulatory commission regulatory guide) 1.20 (1) 에 근거하여 해당 원전의 CVAP가 분류되고 계획이 수립된다.
	원자로 내부구조물 종합진동평가란?	원전의 설계 수명기간 동안 원자로냉각재의 유동에 의한 응력과 진동에 대해 원자로내부구조물의 건전성을 확인하기 위해 수행하는 것이 원자로 내부구조물 종합진동평가(RVI CVAP : reactor vessel internals comprehensive vibration assessment program) 이다. RVI CVAP는 미국원자력규제위원회 규제지침(US NRC RG : US nuclear regulatory commission regulatory guide) 1.

참고문헌 (18)

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상세보기
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Kim, K. H., Ko, D. Y. and Gu, J. Y., 2011, Deterministic Hydraulic Load Analysis on Reactor Internals of APR1400, Transaction of the Korean Nuclear Society Spring Meeting, pp. 26-27.
ASME, 2010, Boiler & Pressure Vessel Code Section III, Division 1 - Appendices, Rules for Construction of Nuclear Facility Components.
KEPCO, 1995, A Comprehensive Vibration Assessment Program for Yonggwang Nuclear Generating Station Unit 4, 10487-ME-TE-240-03.

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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