[논문]소듐 시험루프 내 고온 압력용기의 크리프-피로 건전성 평가

이형연; 이동원

doi:10.3795/ksme-a.2014.38.8.831

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본 연구에서는 한국원자력연구원 내에 설치될 예정인 소듐시험 시설인 SELFA(Sodium Thermal-hydraulic Experiment Loop for Finned-tube Sodium-to-Air heat exchanger) 내에서 정상상태 가동온도가 $510^{\circ}C$의 고온 압력용기인 팽창탱크에 대해 고온 건전성 평가를 수행하였다. 팽창탱크에 대해 3 차원 유한요소해석에 기초하여 고온설계 기술기준인 ASME Section III Subsection NH 와 프랑스의 RCC-MRx 코드를 따라 크리프-피로 손상평가를 수행하였다. 평가결과 팽창탱크는 크리프-피로 설계 과도 하중 하에서 구조적 건전성을 유지하는 것으로 나타났다. 316L 스테인리스강 재질의 동 압력용기에 대해 정량적 코드 비교 분석을 수행하였다.

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In this study, high temperature integrity evaluation on a pressure vessel of the expansion tank operating at elevated temperature of $510^{\circ}C$ in the sodium test facility of the SEFLA(Sodium Thermal-hydraulic Experiment Loop for Finned-tube Sodium-to-Air heat exchanger) to be constru...

In this study, high temperature integrity evaluation on a pressure vessel of the expansion tank operating at elevated temperature of $510^{\circ}C$ in the sodium test facility of the SEFLA(Sodium Thermal-hydraulic Experiment Loop for Finned-tube Sodium-to-Air heat exchanger) to be constructed at KAERI has been performed. Evaluations of creep-fatigue damage based on a full 3D finite element analyses were conducted for the expansion tank according to the recent elevated temperature design codes of ASME Section III Subsection NH and French RCC-MRx. It was shown that the expansion tank maintains its integrity under the intended creep-fatigue loads. Quantitative code comparisons were conducted for the pressure vessel of austenitic stainless steel 316L.

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문제 정의

본 연구에서는 SELFA 시험루프 내에 설치될 팽창탱크 내에서 상대적으로 응력이 크게 걸리는 세 곳에 대해 ASME-NH 및 RCC-MRx 를 따른 평가를 수행하였다.
본 연구에서는 제4세대 소듐냉각 고속로의 잔열 제거계통 내 설치되는 핀형 소듐대 공기 열교환기(FHX) 기기의 성능시험 및 전산코드 검증을 위해 구축예정인 SELFA 시험루프 내 설치되는 고온 팽창탱크 압력용기에 대해 고온 크리프-피로 손상평가를 수행하였다. 정상상태 소듐 온도가 510°C인 팽창탱크 기기에 대해 고온 설계 기술기준인 미국의 ASME Subsection NH와 프랑스의 RCC-MRx를 따라 보수적으로 설정한 설계 과도조건에 대해 3D 유한요소 해석 기반 크리프-피로 손상평가를 수행하였다.

제안 방법

능동형 잔열제거열교환기인 FHX 의 열전달 및 유동특성 실험을 위해 KAERI 는 소듐 시험루프인 SELFA(Sodium Thermal-hydraulic Experiment Loop for Fin-type Sodium-to-Air heat exchanger)⁽²⁾를 구축할 예정이며, 본 연구는 이와 관련하여 SELFA 시험루프 내에서 소듐의 열팽창 완충 역할을 하는 고온 압력용기인 팽창 탱크에 대해 고온설계 기술기준인 ASME Subseciton NH⁽³⁾ 및 RCC-MRx⁽⁴⁾를 따라 크리프-피로 손상 평가를 거쳐 고온 구조 건전성을 평가하였다.
본 연구에서는 설계온도가 600°C 이고, 가동온도 또한 가장 높은 온도에서 운전되는 팽창탱크의 구조설계 및 해석과 관련하여 고온설계 기술기준인 ASME-NH 와 RCC-MRx 를 따라 크리프-피로 손상평가를 수행하고, 해석결과 기반두 설계기술기준을 비교 분석하였다.
열 하중 조건과 관련하여 팽창탱크 내 소듐의 과도 조건은 Fig. 6 에서와 같이 510°C 정상상태를 유지하다 연료 재장전 온도인 200°C 까지 100°C /hr 로 냉각된 후 200°C 를 유지하다 다시 100°C/hr 의 가열률로 510°C 까지 가열된 후 다시 510°C 까지 가열 및 유지되는 과도 조건에 대해 고려하였다.
크리프피로 1 사이클 주기에서는 소듐 시설의 특성을 고려하여 고온 정상상태 유지 시간을 510°C 에서 30 시간이 유지되는 과도를 포함시켜 크리프-피로 손상평가를 수행하였다.
팽창탱크에서 응력이 비교적 크게 걸리는 세곳노즐 부위를 Fig. 5 에서와 같이 선별하여 크리프-피로 손상평가를 수행하였다. 크리프-피로 하중을 받는 고온구조 설계 및 평가에서 통상설계에 가장 큰 영향을 미치는 인자는 위에서 다룬 응력 제한치가 아닌 크리프-피로 손상이다.
정상상태 소듐 온도가 510°C인 팽창탱크 기기에 대해 고온 설계 기술기준인 미국의 ASME Subsection NH와 프랑스의 RCC-MRx를 따라 보수적으로 설정한 설계 과도조건에 대해 3D 유한요소 해석 기반 크리프-피로 손상평가를 수행하였다.
정상상태 소듐 온도가 510°C인 팽창탱크 기기에 대해 고온 설계 기술기준인 미국의 ASME Subsection NH와 프랑스의 RCC-MRx를 따라 보수적으로 설정한 설계 과도조건에 대해 3D 유한요소 해석 기반 크리프-피로 손상평가를 수행하였다. 팽창탱크의 설계수명은 25년이며, 동 수명 기간 중 1년에 20회씩 총 500회의 기동-정지를 하는 크리프-피로 설계하중 조건에 대해 크리프-피로 건전성 평가를 수행하였다. 스테인리스 316L강 재질의 팽창탱크에 대해 고온 설계코드 평가를 수행한 결과 양 코드에서 모두 크리프-피로 손상은 무시할 수 있는 수준인 것으로 나타났다.

대상 데이터

고온 손상 평가의 대상인 팽창탱크는 Table 1 에서와 같이 설계온도가 600°C, 운전온도는 510°C, 설계압력은 1MPa 이다.
3D CAD 모델 기반으로 작성한 팽창탱크의 유한요소모델은 103,380 개의 요소와 140,837 개의 절점으로 구성되어 있고, 재질은 스테인리스강 316L이며, ABAQUS⁽¹⁰⁾를 이용하여 해석을 수행하였다.

이론/모형

그러나 RCC-MRx 에서는 용접영역에 대한 명시적으로 범위를 제시하고 있지는 않다. N₃ 노즐 부위는 용접 인접 영역이므로 ASME-NH 및 RCC-MRx 의 용접 설계 평가 절차를 적용하였다.

성능/효과

한편 팽창탱크의 N3 노즐에서의 하중 단계별 응력강도 이력은 Fig. 11 에서와 같이 냉각시간 동안은 근소하게 감소하고, 200°C 정상상태에서 약간 증가하며, 가열시간 동안 증가하다가 가열이 종료되는 시점에 최대 응력강도인 152.04MPa 에 도달하는 것으로 나타났다.
이에 따라 팽창탱크는 주요 하중제어 응력제한치를 비교 분석한 결과 허용치 이내로 평가되어 응력건전성이 확보되는 것으로 나타났다.
ASME-NH 의 절차를 따라 계산된 최대 변형률은 N₃ 노즐 부위에서 발생하였으며 총 변형률 범위는 0.052%로 나타났다. ASME-NH 를 따른 동 노즐 용접 부위에서의 크리프-피로 손상평가 결과는 식 (1)에서와 같이 피로 수명이 10⁶ 회 이상, 크리프 파단 수명은 35,768.
RCC-MRx 의 절차를 따른 총 변형률 범위는 0.148%로 ASME-NH 대비 상대적으로 크게 나타났다. RCCMRx 를 따른 동 노즐 용접 부위에서의 크리프-피로 손상평가 결과는 식 (2)에서와 같이 피로 수명은 109,070 회, 크리프 파단 수명은 300,000 시간 이상으로 계산되었다.
ASME-NH 및 RCC-MRx 를 따른 크리프-피로 손상평가 결과를 비교해 보면 ASME-NH 는 RCCMRx 대비 크리프 수명을 더 보수적으로 계산하는 것으로 나타났고, 변형률을 더 보수적으로 계산한 RCC-MRx 는 피로수명을 더 보수적으로 평가하는 것으로 나타났다. 고온 구조물에서의 손상이 통상 크리프 손상 지배적이라는 특성을 감안하면 실제 팽창탱크의 크리프-피로 보수성은 크리프 손상을 더 보수적으로 평가하고 있는 ASME-NH가 실제적으로는 더 보수적인 것으로 볼 수 있다.
그러나 두 설계 기술기준을 따른 손상 평가 결과 팽창탱크의 수명기간에 걸친 크리프-피로 설계과도에 대해 발생하는 크리프-피로 손상은 무시할 수 있는 수준인 것으로 나타났으며, 팽창탱크는 의도하는 설계수명기간 동안 크리프-피로 손상에 대해 건전성이 확보되는 것으로 평가되었다.
팽창탱크의 설계수명은 25년이며, 동 수명 기간 중 1년에 20회씩 총 500회의 기동-정지를 하는 크리프-피로 설계하중 조건에 대해 크리프-피로 건전성 평가를 수행하였다. 스테인리스 316L강 재질의 팽창탱크에 대해 고온 설계코드 평가를 수행한 결과 양 코드에서 모두 크리프-피로 손상은 무시할 수 있는 수준인 것으로 나타났다. 피로 손상에서는 RCC-MRx가, 크리프 손상에서는 ASME-NH가 상대적으로 더 보수적인 결과를 나타냈지만 설계 수명 기간 동안 발생하는 크리프-피로 손상은 모두 여유 있게 허용치 이내에 드는 것으로 평가되었다.
스테인리스 316L강 재질의 팽창탱크에 대해 고온 설계코드 평가를 수행한 결과 양 코드에서 모두 크리프-피로 손상은 무시할 수 있는 수준인 것으로 나타났다. 피로 손상에서는 RCC-MRx가, 크리프 손상에서는 ASME-NH가 상대적으로 더 보수적인 결과를 나타냈지만 설계 수명 기간 동안 발생하는 크리프-피로 손상은 모두 여유 있게 허용치 이내에 드는 것으로 평가되었다.

질의응답

핵심어	질문	논문에서 추출한 답변
	SELFA란 무엇인가?	본 연구에서는 한국원자력연구원 내에 설치될 예정인 소듐시험 시설인 SELFA(Sodium Thermal-hydraulic Experiment Loop for Finned-tube Sodium-to-Air heat exchanger) 내에서 정상상태 가동온도가 $510^{\circ}C$의 고온 압력용기인 팽창탱크에 대해 고온 건전성 평가를 수행하였다. 팽창탱크에 대해 3 차원 유한요소해석에 기초하여 고온설계 기술기준인 ASME Section III Subsection NH 와 프랑스의 RCC-MRx 코드를 따라 크리프-피로 손상평가를 수행하였다.
	DHRS는 어떻게 구성되어 있는가?	PGSFR의 붕괴열 제거를 위한 잔열제거계통(Decay Heat Removal System : DHRS)은 그와 같은 중요성으로 인해 설계에서 안전 등급(Safety Grade)으로 분류되어 있다. PGSFR에서 DHRS는 설계의 다양성 확보를 위해 피동형 잔열제거계통 (Passive DHRS)과 능동형 잔열제거계통(Active DHRS)으로 구성된다. 소듐대 공기 열교환기(sodium-to-air heat exchanger)에는 ADHRS에 설치되는 핀형(finned) 소듐대 공기 열교환기인 FHX(Finned-tube Sodiumto-Air Heat Exchanger)와 PDHRS에 설치되는 헬리컬형 소듐대 공기 열교환기인 AHX (Helical-coil Air Heat Exchanger)가 있으며, 여기서 FHX는 잔열제거 기능이 전원상실 시에도 설계용량의 50% 잔열제거 기능을 수행하도록 설계된다.
	고온 크리프-피로 손상평가 수행 결과는?	팽창탱크의 설계수명은 25년이며, 동 수명 기간 중 1년에 20회씩 총 500회의 기동-정지를 하는 크리프-피로 설계하중 조건에 대해 크리프-피로 건전성 평가를 수행하였다. 스테인리스 316L강 재질의 팽창탱크에 대해 고온 설계코드 평가를 수행한 결과 양 코드에서 모두 크리프-피로 손상은 무시할 수 있는 수준인 것으로 나타났다. 피로 손상에서는 RCC-MRx가, 크리프 손상에서는 ASME-NH가 상대적으로 더 보수적인 결과를 나타냈지만 설계 수명 기간 동안 발생하는 크리프-피로 손상은 모두 여유 있게 허용치 이내에 드는 것으로 평가되었다.

참고문헌 (10)

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., Eoh, J. H. and Lee, Y. B., 2013, "High Temperature Design of Finned-tube Sodium-to-Heat Exchanger in a Sodium Test Loop," Nuclear Engineering and Design, Vol. 265, December 2013, pp.833-840.

상세보기
ASME Boiler and Pressure Vessel Code, Section III, 2013, Rules for Construction of Nuclear Power Plant Components, Div. 1, Subsection NH, Class 1 Components in Elevated Temperature Service, ASME.
RCC-MRx, Section III Subsection B, Class 1 N1RX, 2012, Reactor Components its Auxiliary Systems and Supports, 2012 Edition, AFCEN.
Lee, H. Y., Kim, J. B. and Lee, J. H., 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 Lee, J. H., 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., 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, 250, pp.308-315.

상세보기
Lee, H. Y., Eoh, J. H. and Lee, Y. B., 2013, "High-Temperature Design of Sodium-to-Air Heat Exchanger in Sodium Test Loop," Trans. Korean Soc. Mech. Eng. A, Vol. 37, No. 5, pp. 665-671.

원문보기 상세보기
Lee, H. Y., Eoh, J. H. and Lee, Y. B., 2013, "High Temperature Design and Damage Evaluation of a Helical Type Sodium-to-Air Heat Exchanger in a Sodium-Cooled Fast Reactor," Journal of Mechanical Science and Technology, Vol. 27, No.9, pp.2729-2735.

상세보기
ABAQUS Users Manual, 2010, Version 6.10, Dassault Systems, USA.

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