제 4 세대 소듐냉각 고속로에는 중간열교환기(IHX), 붕괴열제거 열교환기(DHX), 공기 열교환기(AHX), 핀형 소듐-공기 열교환기(FHX) 및 증기발생기(SG)를 포함한 다양한 열교환기들이 설치된다. 본 연구에서는 STELLA-1 시험루프에 설치된 소듐-공기 열교환기인 AHX 와 SELFA 시험루프에 설치될 핀형(finned) 소듐-공기 열교환기인 FHX 등 2 기의 열교환기 설계에 대해 3D 상세 유한요소해석을 수행하고, 동 결과에 기초하여 고온설계 기술기준을 따라 크리프-피로 손상평가를 수행하였다. 손상 평가결과 AHX와 FHX는 의도하는 크리프 피로 손상 하중 하에서 구조 건전성을 유지하는 것으로 확인되었다.
제 4 세대 소듐냉각 고속로에는 중간열교환기(IHX), 붕괴열제거 열교환기(DHX), 공기 열교환기(AHX), 핀형 소듐-공기 열교환기(FHX) 및 증기발생기(SG)를 포함한 다양한 열교환기들이 설치된다. 본 연구에서는 STELLA-1 시험루프에 설치된 소듐-공기 열교환기인 AHX 와 SELFA 시험루프에 설치될 핀형(finned) 소듐-공기 열교환기인 FHX 등 2 기의 열교환기 설계에 대해 3D 상세 유한요소해석을 수행하고, 동 결과에 기초하여 고온설계 기술기준을 따라 크리프-피로 손상평가를 수행하였다. 손상 평가결과 AHX와 FHX는 의도하는 크리프 피로 손상 하중 하에서 구조 건전성을 유지하는 것으로 확인되었다.
In a Korean Generation IV prototype sodium-cooled fast reactor (SFR), various types of high-temperature heat exchangers such as IHX (intermediate heat exchanger), DHX (decay heat exchanger), AHX (air heat exchanger), FHX (finned-tube sodium-to-air heat exchanger), and SG (steam generator) are to be ...
In a Korean Generation IV prototype sodium-cooled fast reactor (SFR), various types of high-temperature heat exchangers such as IHX (intermediate heat exchanger), DHX (decay heat exchanger), AHX (air heat exchanger), FHX (finned-tube sodium-to-air heat exchanger), and SG (steam generator) are to be designed and installed. In this study, the high-temperature design and integrity evaluation of the sodium-to-air heat exchanger AHX in the STELLA-1 (sodium integral effect test loop for safety simulation and assessment) test loop already installed at KAERI (Korea Atomic Energy Research Institute) and FHX in the SEFLA (sodium thermal-hydraulic experiment loop for finned-tube sodium-to-air heat exchanger) test loop to be installed at KAERI have been performed. Evaluations of creep-fatigue damage based on full 3D finite element analyses were conducted for the two heat exchangers according to the high-temperature design codes, and the integrity of the high-temperature design of the two heat exchangers was confirmed.
In a Korean Generation IV prototype sodium-cooled fast reactor (SFR), various types of high-temperature heat exchangers such as IHX (intermediate heat exchanger), DHX (decay heat exchanger), AHX (air heat exchanger), FHX (finned-tube sodium-to-air heat exchanger), and SG (steam generator) are to be designed and installed. In this study, the high-temperature design and integrity evaluation of the sodium-to-air heat exchanger AHX in the STELLA-1 (sodium integral effect test loop for safety simulation and assessment) test loop already installed at KAERI (Korea Atomic Energy Research Institute) and FHX in the SEFLA (sodium thermal-hydraulic experiment loop for finned-tube sodium-to-air heat exchanger) test loop to be installed at KAERI have been performed. Evaluations of creep-fatigue damage based on full 3D finite element analyses were conducted for the two heat exchangers according to the high-temperature design codes, and the integrity of the high-temperature design of the two heat exchangers was confirmed.
* AI 자동 식별 결과로 적합하지 않은 문장이 있을 수 있으니, 이용에 유의하시기 바랍니다.
문제 정의
본 논문에서는 소듐냉각 고속로(sodium-cooled fast reactor, SFR)의 ‘SFR 안전성 모의시험시설’ 개발과 관련하여 현재 한국원자력연구원이 구축을 완료한 STELLA-1 시험시설 내 헬리컬형 소듐대 공기 열교환기인 AHX와 구축 추진 중인 SELFA 소듐 시험루프 내 핀형 소듐대 공기 열교환기 (FHX)에 대해 고온 설계 및 크리프-피로 손상평가를 수행하였다.
가설 설정
복잡한 형상의 헬리컬 핀이 부착된 전열관에 대해 핀이 없는 bare 전열관 대비 표면적 증가분에 대해 열전달계수를 보정하여 열전달해석을 수행하였다. 즉, 헬리컬 전열관에서와 동일한 열전달이 bare 전열관에서 일어난다고 가정하고 보정된 열전달 계수를 산정하여 열전달 해석에 적용하였다. 이상의 절차를 따라 가열 개시 후에 계산된 열전달 해석 결과는 Fig.
제안 방법
4-pass 전열관의 직관 중앙 부위에만 헬리컬 형태의 핀이 설치되는데, 전열관군의 열전달 해석에 서는 헬리컬 전열관 전체를 모델링 할 경우 유한요소해석 문제가 과도하게 방대해지는 문제가 발생하므로, 본 해석에서는 유한요소 해석이 가능하도록 모델링을 단순화시켰다.
본 논문에서는 소듐냉각 고속로(sodium-cooled fast reactor, SFR)의 ‘SFR 안전성 모의시험시설’ 개발과 관련하여 현재 한국원자력연구원이 구축을 완료한 STELLA-1 시험시설 내 헬리컬형 소듐대 공기 열교환기인 AHX와 구축 추진 중인 SELFA 소듐 시험루프 내 핀형 소듐대 공기 열교환기 (FHX)에 대해 고온 설계 및 크리프-피로 손상평가를 수행하였다. AHX 및 FHX 기기에 대해 고온설계 기술기준인 ASME-NH와 RCC-MRx를 따라 3D 유한요소 해석 기반 크리프-피로 손상평가를 수행 하였다. 손상 평가 결과 소듐 시험 루프에 사용되는 AHX 및 FHX 기기는 설정된 과도 하중 하에서 수명기간 25년에 걸쳐 크리프 손상은 발생하지 않는 것으로 나타났고, 피로 손상은 AHX의 경우 무시할 수 있는 수준으로 매우 작게 발생하는 것으로 나타났다.
AHX 의 열응력 해석 결과를 이용하여 고온 설계기술기준인 ASME Section III Subsection NH(6) 및 프랑스의 RCC-MRx(7)을 따라 크리프-피로 손상 평가결과를 수행하였다. 본 연구에서는 각 코드의 최신 버전인 2010 년판을 따라 설계평가를 수행하였다.
SELFA 시험 루프 내 핀형 잔열제거 열교환기인 FHX 에 대해 Fig. 13 에서와 같이 4-pass 로 구성되는 9 개 전열관이 유동유발진동(FIV) 환경에 노출되기 때문에 (8) 본 연구에서는 FHX 전열관 다발의 FIV 를 저감하기 위해 Fig. 13 의 스페이서 스트립(spacer strip) 위치에 단순 지지하는 해외의 개념(8)과는 달리 FHX 프레임의 상하에 지지 와이어(support wire) 및 스페이서 스트립을 이용해 고정시키는 지지개념을 채택하였다.
복잡한 형상의 헬리컬 핀이 부착된 전열관에 대해 핀이 없는 bare 전열관 대비 표면적 증가분에 대해 열전달계수를 보정하여 열전달해석을 수행하였다. 즉, 헬리컬 전열관에서와 동일한 열전달이 bare 전열관에서 일어난다고 가정하고 보정된 열전달 계수를 산정하여 열전달 해석에 적용하였다.
본 연구에서는 STELLA-1 시험루프 내 AHX 의설계와 관련하여 Fig. 8 의 과도에 대해 해석을 수행하였다. 일차측 최고 소듐온도가 500°C 이고, 외통(outer shell) 내 이차측 공기 온도가 최고 350°C 를 유지할 때 AHX 의 온도분포는 Fig.
여기서는 이미 Fig. 2 의 STELLA-1 소듐 시험루프 내에 설치된 AHX 와 KAERI 부지 내에 설치 예정인 Fig. 3 의 강제통풍형 소듐대 공기열교환기 성능실험 루프, SELFA(Sodium Thermal-hydraulic Experiment Loop for Finned-tube sodium-to-Air heat exchanger) 내에 설치될 예정인 FHX 의 고온 설계 및 손상평가에 대해 다룬다.
열 하중 조건은 Fig. 14 에서와 같이 FHX 의 소듐 측에 대해서는 연료 재장전 온도인 200°C 를 유지하다 100°C/hr 로 550°C 까지 가열된 후 동 온도가 유지되다가 다시 100°C/hr 의 냉각률(cool-down rate)로 200°C 까지 냉각된 후 200°C 를 유지하는 과도 조건에 대해 고려하였다.
대상 데이터
4(a)에서와 같으며, 36 개의 헬리컬형 전열관이 설치된다. AHX 의 3D 유한 요소(FE) 해석모델은 Fig. 7 에서와 같이 헬리컬 전열관 부분까지 해석 모델링에 포함시켰으며, 전체적으로 FE 모델에는 803,199 절점과 523,754 개의 3D 선형 솔리드 요소가 사용되었다.
AHX 전열관의 재질은 Fig. 5 에서와 같이 316 스테인리스강(316SS)이고, 외곽 셸의 재질은 304SS 이다. STELLA-1 시험루프의 AHX 에 연결되는 DHX 의 재질은 Mod.
1 에서와 같이 각각 원자로 용기 바깥의 ADRC 및 PDRC 루프 상부에 설치된다. STELLA-1 소듐 시험루프 내에 설치된 AHX 에는 Fig. 4(a)에서와 같이 36 개의 헬리컬형 전열관이 설치되었다.
지지 와이어와 스페이서 스트립의 재질은 모두 316 스테인리스강이고, 지지 와이어는 직경이 5mm 이고, 스페이서 스트립은 폭이 15mm, 두께가 3.3mm 이다. 지지 와이어는 프레임의 상부에 체결되는 와이어의 경우 길이 방향으로 인장응력을 받으며, 하부에 체결되는 와이어의 경우 FIV 대비선인장(pre-tension) 하중을 받도록 설치되며, 이는 해석 모델링에서 ABAQUS 의 TRUSS 요소로 모델링이 되었다.
이론/모형
을 따라 크리프-피로 손상 평가결과를 수행하였다. 본 연구에서는 각 코드의 최신 버전인 2010 년판을 따라 설계평가를 수행하였다. ASME-NH 설계코드의 2010 년판이 2007 년판 대비 가장 두드러지게 바뀐 내용 중의 하나는 크리프 손상평가에 사용되는 유지응력의 계산 시 분모로 들어가는 안전계수가 기존의 0.
성능/효과
ASME-NH 및 RCC-MRx 를 따른 평가 결과 상부 헤더 노즐 부위에서 총 변형률 범위는 각각 0.05% 및 0.035%로 비교적 낮게 계산되었고, ASME-NH 의 절차를 따라 크리프-피로 손상 평가를 수행한 결과 아래와 같이 피로수명은 10 6 사이클 이상으로, 크리프 파단 수명은 식 (3)에서와 같이 3×105 이상으로 평가되어 Fig. 17 의 상부헤더 노즐 부위는 피로 및 크리프 손상에 대한 건전성이 유지되는 것으로 나타났다.
또한 AHX에 대해 3D 응력해석을 수행한 결과 튜브-튜브시트 접합부에서의 응력 크기가 기존의 2D 단순화 모델 기반 해석의 경우에 대해 알려진 것보다 응력수준이 낮은 것으로 나타났다. ASME-NH 및 RCC-MRx를 따른 평가결 과를 비교해보면 FHX에 대해서는 두 코드에서 모두 손상이 발생하지 않는 것으로 나타났지만 AHX에서는 피로손상 부문에서 ASME-NH가 RCC-MR보다 더 보수적인 결과를 주는 것으로 나타났다.
동 열전달해석 결과를 적용한 열응력해석 결과는 Fig. 16 에서와 같이 전체적으로 최대 Mises 응력강도는 하부 헤더의 배관 노즐부에서 발생하였으며, 최대치는 63.46MPa 로서 통상의 응력강도 (3Sm=315MPa@525°C(3))와 비교할 때 응력이 상당히 낮게 걸리는 것으로 나타났다.
12 의 상부 T1 노즐을 포함하는 주요 다섯 부위 중 가장 응력수준이 높은 T1 노즐부에 대해 손상평가를 수행한 크리프 수명은 양 코드 모두 30 만 시간 이상으로 계산된 반면 피로수명은 ASME-NH 를 따를 경우 식 (1)에서와 같이 2,993 시간, RCC-MR 을 따른 경우 식 (2) 에서와 같이 92,593 시간으로 계산되었다. 따라서 AHX 의 고온 손상평가 결과 ASME-NH 의 평가 결과가 RCC-MRx 보다 보수적인 것으로 나타났다.
손상 평가 결과 소듐 시험 루프에 사용되는 AHX 및 FHX 기기는 설정된 과도 하중 하에서 수명기간 25년에 걸쳐 크리프 손상은 발생하지 않는 것으로 나타났고, 피로 손상은 AHX의 경우 무시할 수 있는 수준으로 매우 작게 발생하는 것으로 나타났다. 또한 AHX에 대해 3D 응력해석을 수행한 결과 튜브-튜브시트 접합부에서의 응력 크기가 기존의 2D 단순화 모델 기반 해석의 경우에 대해 알려진 것보다 응력수준이 낮은 것으로 나타났다. ASME-NH 및 RCC-MRx를 따른 평가결 과를 비교해보면 FHX에 대해서는 두 코드에서 모두 손상이 발생하지 않는 것으로 나타났지만 AHX에서는 피로손상 부문에서 ASME-NH가 RCC-MR보다 더 보수적인 결과를 주는 것으로 나타났다.
또한 전열관 및 지지 구조의 최대 응력계산 결과는 전열관 지지 와이어에서 13.72MPa, 지지 와이어에서 14.64MPa 인 것으로 계산되어 설계 허용치 대비 응력수준에서 상당한 여유가 있는 것으로 계산되었다. 이는 전열관 지지에 지지 와이어라는 유연 지지 개념을 채택함으로써 열팽창 구속에 따른 열응력을 최소화시켰기 때문인 것으로 판단된다.
AHX 및 FHX 기기에 대해 고온설계 기술기준인 ASME-NH와 RCC-MRx를 따라 3D 유한요소 해석 기반 크리프-피로 손상평가를 수행 하였다. 손상 평가 결과 소듐 시험 루프에 사용되는 AHX 및 FHX 기기는 설정된 과도 하중 하에서 수명기간 25년에 걸쳐 크리프 손상은 발생하지 않는 것으로 나타났고, 피로 손상은 AHX의 경우 무시할 수 있는 수준으로 매우 작게 발생하는 것으로 나타났다. 또한 AHX에 대해 3D 응력해석을 수행한 결과 튜브-튜브시트 접합부에서의 응력 크기가 기존의 2D 단순화 모델 기반 해석의 경우에 대해 알려진 것보다 응력수준이 낮은 것으로 나타났다.
열응력 해석결과는 Fig. 10 에서 보는 바와 같이 전체적으로 AHX 기기 내에서 Mises 응력강도가 최대 279.88MPa 로 계산되어 고온설계 기술기준의 일차 및 이차응력강도 허용치 범주 내로 계산되었다. 여기서 유의할 부분은 기존의 단순화된 해석 모델을 이용한 해석 결과가 통상 높은 응력수준을 보이는 것으로 알려져 있지만, 3D FE 해석에 기초한 본 열교환기 내 상⋅하 튜브시트에서의 Mises 응력강도는 Fig.
이상의 절차를 따라 가열 개시 후에 계산된 열전달 해석 결과는 Fig. 15 에서와 같이 최대 온도가 549.63°C 인 분포를 보여주었다.
후속연구
핀형 열교환기는 일반적으로 산업계에서 널리 사용되는 열교환기이다. 그러나 소듐냉각 고속로에서의 FHX 와 같은 원자력등급의 핀형 열교환기에 대해서는 설계 및 제작 경험이 국내에서 아직 전무한 상태인 바 본 연구에서 수행한 원자력등급 핀형잔열제거 열교환기의 고온 설계 및 건전성 평가에 기초하여 KAERI 는 향후 원자력 품질보증 (QA) 절차를 거쳐 국내에서 FHX 를 제작하고, 동기기의 성능 및 전산코드 검증실험을 수행할 계획이다.
질의응답
핵심어
질문
논문에서 추출한 답변
소듐대 공기 열교환기의 종류로는 어떤 것들이 있나?
소듐대 공기 열교환기(sodium-to-air heat exchanger) 에는 ADRC 에 설치되는 핀형(finned) 소듐대 공기 열교환기인 FHX(Finned-tube Sodium-to-Air Heat Exchanger)와 PDRC 에 설치되는 헬리컬형 소듐대 공기 열교환기인 AHX(Helical-coil Air Heat Exchanger)가있다.
SFR 원형로의 잔열제거계통의 구성은?
SFR 원형로의 잔열제거계통은 설계의 다양성(diversity) 및 다중성(redundancy) 개념에 기초하여 피동형인 2 기의 PDRC 루프와 능동형인 2 기의 ADRC 루프로 구성된다. 각 PDRC 는 1 기의 AHX 와 붕괴열제거 열교환기(DHX)로 구성되고, ADRC 는 각 1 기의 FHX 와 DHX 로 구성된다.
본 연구에서 SELFA 소듐 시험루프 내 핀형 소듐대 공기 열교환기에 대한 고온 설계 및 크리프-피로 손상평가 수행결과는?
AHX 및 FHX 기기에 대해 고온설계 기술기준인 ASME-NH와 RCC-MRx를 따라 3D 유한요소 해석 기반 크리프-피로 손상평가를 수행 하였다. 손상 평가 결과 소듐 시험 루프에 사용되는 AHX 및 FHX 기기는 설정된 과도 하중 하에서 수명기간 25년에 걸쳐 크리프 손상은 발생하지 않는 것으로 나타났고, 피로 손상은 AHX의 경우 무시할 수 있는 수준으로 매우 작게 발생하는 것으로 나타났다. 또한 AHX에 대해 3D 응력해석을 수행한 결과 튜브-튜브시트 접합부에서의 응력 크기가 기존의 2D 단순화 모델 기반 해석의 경우에 대해 알려진 것보다 응력수준이 낮은 것으로 나타났다.
참고문헌 (8)
Kim, Y. I., Jang, J. W., Lee, J. H., Kim, S. J., Kim, S. O., Kim, J. B., Jung, H. Y. and Lee, H.Y., 2012, Conceptual design report of SASFR Demonstration Reactor of 600MWe capacity, KAERI/TR-4598/2012.
Lee, H. Y., Lee, J. H., Lee, T. H., Eoh, J. H., Kim, T. J. and Lee, Y. B., 2010, "Construction of a High Temperature Gr.91 Sodium Component Test," Materials Science Forum, Vols.416-419, pp.528-531.
Lee, H. Y., Kim, J. B. and Park, H. Y., 2012, "Creep- Fatigue Damage Evaluation of Sodium to Air Heat Exchanger in Sodium Test Loop Facility," Nuclear Engineering and Design, Vol. 250, pp.308-315.
Lee, H. Y., Kim, J. B. and Park, H. Y., 2012, "High Temperature Design and Damage Evaluation of Mod.9Cr-1Mo Steel Heat Exchanger," Journal of Pressure Vessel Technology, Transactions of ASME, Vol. 133, Oct. pp.051101-10.
Lee, H.Y. and Lee, J.H., 2010, "Development of Assessment Methodology on Creep-Fatigue Crack Behavior for a Grade 91 Steel Structure," Trans. Korean Soc. Mech. Eng. A, Vol,34,No.1, pp.103-110.
ASME Boiler and Pressure Vessel Code, 2010, Section III, Div. 1, Subsection NH, Class 1 Components in Elevated Temperature Service.
2010, RCC-MRx Subsection B: Class N1RX Reactor Components, Its Auxiliary Systems and Supports, Draft 2010 AFCEN RCC-MRx code.
Srinivasan, R., Jalaldeen, S., Biswas, A., Selvaraj, P., Chellapandi, P. and Chetal, S. C., 2007, "Optimization of Support Design of Tubes in a Sodium to Air Exchanger from Thermal, Vibration and Sieimic Loading Considerations," Transactions, SMIRT 19, Paper No. S02/6, Toronto.
※ AI-Helper는 부적절한 답변을 할 수 있습니다.