원전의 가압기 지지대에 사용되는 볼트는 설계 시 안전율 측면에서 충분한 경도의 볼트를 사용하지만, 현장실사를 통해 허용 경도 범위를 초과하는 볼트가 일부 확인되었다. 이러한 높은 경도의 볼트는 응력부식 및 재료의 파괴인성이 취약하고, 가압기는 부식에 취약한 환경이므로 이 부분에 대한 검토가 필요하다. 따라서 본 연구에서는 현장실사를 통해 원전 가압기 지지대에 사용되는 볼트의 경도를 측정하였고, 이를 통해 응력부식과 부재의 파괴인성에 의한 균열을 제한할 수 있는 최대 허용응력을 계산하였다. 또한 정상운전 및 사고운전 시 발생할 수 있는 지지대 볼트의 응력을 수치해석 프로그램인 ANSYS를 사용하여 예측하였고, 이 응력이 응력부식을 제한할 수 있는 최대 허용응력 내에 있는 지 검토하였다. 검토 결과 정상 및 사고운전 조건에서 볼트의 응력은 응력부식에 대해 허용응력 안전 기준치를 만족하는 것으로 나타났다. 그러나 향후 가압기 지지대의 구조물 체결방법을 체결 절차에 반영하여 정비 시 가압기의 건전성을 확보할 수 있도록 검토가 필요하다.
원전의 가압기 지지대에 사용되는 볼트는 설계 시 안전율 측면에서 충분한 경도의 볼트를 사용하지만, 현장실사를 통해 허용 경도 범위를 초과하는 볼트가 일부 확인되었다. 이러한 높은 경도의 볼트는 응력부식 및 재료의 파괴인성이 취약하고, 가압기는 부식에 취약한 환경이므로 이 부분에 대한 검토가 필요하다. 따라서 본 연구에서는 현장실사를 통해 원전 가압기 지지대에 사용되는 볼트의 경도를 측정하였고, 이를 통해 응력부식과 부재의 파괴인성에 의한 균열을 제한할 수 있는 최대 허용응력을 계산하였다. 또한 정상운전 및 사고운전 시 발생할 수 있는 지지대 볼트의 응력을 수치해석 프로그램인 ANSYS를 사용하여 예측하였고, 이 응력이 응력부식을 제한할 수 있는 최대 허용응력 내에 있는 지 검토하였다. 검토 결과 정상 및 사고운전 조건에서 볼트의 응력은 응력부식에 대해 허용응력 안전 기준치를 만족하는 것으로 나타났다. 그러나 향후 가압기 지지대의 구조물 체결방법을 체결 절차에 반영하여 정비 시 가압기의 건전성을 확보할 수 있도록 검토가 필요하다.
In nuclear power plant, anchor bolts for pressurizer supports are sufficiently used in terms of safety reason, but field inspections have reported that some bolts exceed the limit of their allowable hardness. Because the high level of hardness may lead to failures due to the stress corrosion or frac...
In nuclear power plant, anchor bolts for pressurizer supports are sufficiently used in terms of safety reason, but field inspections have reported that some bolts exceed the limit of their allowable hardness. Because the high level of hardness may lead to failures due to the stress corrosion or fracture toughness, a regular inspection is required for the bolts in nuclear power plant. Thus, this research measures the hardness of bolts currently used in pressurizer supports and then estimates maximum allowable stresses preventing failures by stress corrosion and fracture toughness. Using the ANSYS program, the stresses of the bolts in the regular condition and accidental condition have been calculated, and the possible maximum stress has been compared with the estimated allowable stresses. From the results, the stresses of bolts in the accidental condition satisfy the allowable safety stress from the stress corrosion failure. However, in the future, it shall be needed to consider the reflection of the structure assembling method on the assembling procedure to ensure the pressurizer integrity during maintenance period time.
In nuclear power plant, anchor bolts for pressurizer supports are sufficiently used in terms of safety reason, but field inspections have reported that some bolts exceed the limit of their allowable hardness. Because the high level of hardness may lead to failures due to the stress corrosion or fracture toughness, a regular inspection is required for the bolts in nuclear power plant. Thus, this research measures the hardness of bolts currently used in pressurizer supports and then estimates maximum allowable stresses preventing failures by stress corrosion and fracture toughness. Using the ANSYS program, the stresses of the bolts in the regular condition and accidental condition have been calculated, and the possible maximum stress has been compared with the estimated allowable stresses. From the results, the stresses of bolts in the accidental condition satisfy the allowable safety stress from the stress corrosion failure. However, in the future, it shall be needed to consider the reflection of the structure assembling method on the assembling procedure to ensure the pressurizer integrity during maintenance period time.
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문제 정의
이러한 가압기 지지대에서의 볼트의 파손은 노심의 안전성에 영향을 미칠 가능성이 있고, 원전의 비정상 조건이나 사고 조건에서 더 큰 문제를 야기시킬 수 있다. 따라서 이러한 볼트의 균열이나 부식을 사전에 예측하기 위하여 본 연구에서는 응력해석 평가를 수행하였으며 가압기 내에 발생하는 압력 및 온도 등에 대한 정보를 수치 해석 프로그램인 ANSYS에 적용하여 볼트 손상에 따른 응력 평가 및 균열 발생 정도를 파악하였다.
현재 국내의 원전에서는 고리 1호기가 처음으로 이러한 평가를 수행하였고, 본 연구에서는 고리 2호기에 대한 가압기 지지대의 볼트 평가를 수행하고자 한다.
가설 설정
Figure 7. (a)Stress distribution of the anchor supports in the normal operation. (b)Displacement distribution of the supports stud in the normal operation.
(a)Stress distribution of the anchor stud in the normal operation. (b)Displacement distribution of the anchor stud in the normal operation.
(a)Stress distribution of the anchor supports in the normal operation. (b)Displacement distribution of the supports stud in the normal operation.
제안 방법
가압기 지지대를 평면도(상부에서 보았을 때)를 기준으로 하여, 가압기 지지대 좌표 및 앵커스터드 번호를 표시하였다. 가압기 지지대를 평가하기 위해 CAD를 이용하여 가압기 지지대의 3차원 형상을 모델링하였다. Figure 6은 가압기 지지대의 3차원 형상 및 생성된 Mesh 그리고 가해지는 외력조건과 구속조건을 보여주는 그림이다.
가압기 스커드 지지대 볼트는 모두 24개로 구성되며, 위치는 Figure 5에서 볼 수 있다. 가압기 지지대를 평면도(상부에서 보았을 때)를 기준으로 하여, 가압기 지지대 좌표 및 앵커스터드 번호를 표시하였다. 가압기 지지대를 평가하기 위해 CAD를 이용하여 가압기 지지대의 3차원 형상을 모델링하였다.
317 kg/cm2로 측정되었다. 따라서 보수적인 평가를 위해 가장 큰 값인 15,889.317 kg/cm2 값을 적용하여 응력부식균열에 의한 허용응력과 파괴에 대한 허용응력을 평가하였다. 앵커볼트의 직경이 2 inch 이므로 최대 항복강도 15,889.
외부 조건은 EPRI-5769(1)에 기초하여 정상운전 조건, 사고운전 조건에 대해 해석을 수행하였다. 가압기 지지대의 외력조건을 정상운전조건과 사고운전조건으로 구분하여 정상운전조건을 Table 3 그리고 사고운전조건을 Table 4에 제시하였다.
대상 데이터
표에 제시된 외력조건은 고리 제1발전소 자료실에 보관중인 Westinghouse 社에서 1981년에 발간한 “MODEL F Series 84 PZR Stress Report”(05-C-01-10, Rev 2, 1986)(2)에 나온 값을 적용하였다.
성능/효과
(1) 가압기 지지대에 대한 평가 결과 가압기 지지대 볼트 연결부의 앵커스커드들은 정상운전 조건과 사고운전 조건에서 모두 응력부식 허용응력 기준값을 만족하는 것으로 판단되지만, 손상 볼트 발생 시 나머지 볼트에 주어지는 응력 조건이 과대해지므로 즉각적인 교체가 필요하다고 사료된다. 현재 국내에서 가동되고 있는 원전의 가압기 지지대는 가동 중 검사와 예방정비 등 주기적으로 점검이 수행되고 있다.
가압기 지지대에 대한 평가 결과 가압기 지지대 볼트 연결부의 앵커스커드들은 정상운전 조건과 사고운전 조건에서 모두 응력부식 허용응력 기준값을 만족하는 것으로 나타냈다.
가압기 하부 지지대에 대한 현장측정 결과에서는 지지대를 구성하고 있는 볼트들 중에서 최대 항복강도가 15,889.317 kg/cm2로 측정되었다. 따라서 보수적인 평가를 위해 가장 큰 값인 15,889.
원자로 압력경계 기기 지지대 앵커볼트 현장 측정 결과에 따르면 가압기 지지대의 일부 앵커볼트는 경도로부터 환산한 항복강도 10.546007 kg/cm2를 초과하는 것으로 나타나 가압기 하부지지대가 평가부위로 선정되었다.
후속연구
그러나 EPRI NP-5769(1)에서는 원주 유도파 탐상기술, 음향공명 탐상기술, 교류장 탐상 등의 기술이 제시되어 있다. 따라서 좀 더 효과적인 볼트 등의 관리와 안전성 향상를 위해 추가적인 사용 검토가 필요하다.
질의응답
핵심어
질문
논문에서 추출한 답변
본 연구에서 ANSYS를 사용하여 예측한 내용은 무엇인가?
따라서 본 연구에서는 현장실사를 통해 원전 가압기 지지대에 사용되는 볼트의 경도를 측정하였고, 이를 통해 응력부식과 부재의 파괴인성에 의한 균열을 제한할 수 있는 최대 허용응력을 계산하였다. 또한 정상운전 및 사고운전 시 발생할 수 있는 지지대 볼트의 응력을 수치해석 프로그램인 ANSYS를 사용하여 예측하였고, 이 응력이 응력부식을 제한할 수 있는 최대 허용응력 내에 있는 지 검토하였다. 검토 결과 정상 및 사고운전 조건에서 볼트의 응력은 응력부식에 대해 허용응력 안전 기준치를 만족하는 것으로 나타났다.
참고문헌 (4)
EPRI, "Degradation and Failure of Bolting in Nuclear Power Plants", NP-5769, pp. 11-1-11-10 (1988).
Westinghouse, "Model F Series 84 PZR Stress Report", Westinghouse 05-c-01-10, Revision (1986).
ASME Section Division 1, "Rules for Inspection and Testing of Components of light-Water cooled Plants".
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