[논문]원전 설비 열차폐를 위한 반사형 금속단열재의 내진 해석

김승현; 이희남

doi:10.5762/kais.2016.17.6.166

초록
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원자력발전소 일차 냉각계통 주요 설비의 외부면에 열차폐를 위해 설치되는 반사형 금속단열재의 내진 성능을 확인하기 위한 연구가 수행되었다. 추후 실제 내진 시험 수행을 대비하기 위해서 국내 내진시험 시설에서 시험이 가능한 시편의 크기와 무게의 한도를 고려하여 원전 원자로압력용기의 실제 동특성과 근접한 진동 특성을 가지는 축소모델을 설계하였다. 또한 축소모델의 외곽에 금속단열재를 설치한 유한요소해석 모델을 작성하였으며, 등가정적해석법 및 응답스펙트럼해석법을 통해서 국내 원전의 안전정지지진 층 응답스펙트럼을 적용하여 내진해석을 수행하였다. 보수성을 확보하기 위하여 일차 냉각계통 주요 기기들의 층 응답스펙트럼들을 포괄하는 포괄 응답스펙트럼을 작성하여 가진 데이터로서 사용하였다. 해석 결과 최대응력이 금속단열재 재질의 항복응력보다 충분히 작게 나오는 것을 확인하였고, 따라서 국산화 개발 중인 반사형 금속단열재가 안전정지지진이 발생할 경우에도 구조적 건전성을 유지할 수 있음을 해석을 통해 확인하였다. 본 연구 결과는 추후 수행할 예정으로 있는 내진시험 결과와 비교할 예정이며 이를 통하여 국산화된 금속단열재의 내진 성능을 확보할 수 있고 내진해석과 내진시험을 비교 분석하여 내진검증방법을 체계적으로 구축할 수 있을 것이다.

Abstract ▼ AI-Helper

This paper deals with the seismic qualification of the reflective metal insulation for thermal shielding that is installed on the outer surfaces of the main equipment of the primary coolant system of a nuclear power plant. A small-scale model of the reactor pressure vessel, which has equivalent dyna...

This paper deals with the seismic qualification of the reflective metal insulation for thermal shielding that is installed on the outer surfaces of the main equipment of the primary coolant system of a nuclear power plant. A small-scale model of the reactor pressure vessel, which has equivalent dynamic characteristics, was designed to be tested in domestic seismic testing facilities in the future. In this study, seismic analysis of the small-scale model installed with metal insulation was performed using equivalent static analysis and response spectrum analysis. The required Response Spectrum for main equipment of the primary coolant system of APR-1400 plant were considered to establish the enveloping response spectrum, which was applied to the seismic analysis model. The results from two seismic analysis methods were compared to show the structural adequacy of the metal insulator design against a safe shutdown earthquake. This study will form the basis for the seismic testing to support the seismic qualification of the reflective metal insulator.

주제어

AI 본문요약
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문제 정의

본 연구에서는 원자력발전소 주요 설비 외곽면에 열차폐를 위해 부착하는 반사형 금속단열재의 내진해석에 대해 논하였다.
1 을 적용하는 것이 가능하다. 본 연구에서는 축소모델의 고유진동수가 명확하므로 영주기가속도에 1.1을 곱하여 입력 가진력을 가정하여 등가정적해석을 수행하였으며, 이러한 보수성에도 불구하고 단열재에 소성변형이 발생하지 않도록 설계하고자 하였다
앞절에서는 고유진동수 분석 결과 33Hz 이상의 값을 가지므로 강체 기기로 평가되어 등가정적 해석을 통해 구조적 건전성을 평가한 내용을 기술하였으나, 본 절에서는 등가정적해석이 아닌 Fig. 8의 응답스펙트럼을 이용한 응답스펙트럼 해석을 추가적으로 수행하였고 그 결과를 등가정적해석 결과와 비교 분석하여 어떤 방법이 더 보수적인지 확인하고자 하였다. Fig.
지금까지 원전 설비용 반사형 금속단열재는 전량 수입되어 왔으나 현재 국산화 개발이 활발히 진행 중이며, 본 논문은 반사형 금속단열재의 국산화를 위해 수행된 내진 검증 연구 내용을 기술하고 있다
현재 국산화 개발 중인 금속단열재의 내진성능을 검증하기 위하여 원자로압력용기와 유사한 동특성을 가지는 축소 모델을 설계하였고, 이에 단열재를 부착한 유한 요소모델을 개발하여 내진해석을 수행하였다

가설 설정

실제 원전 현장은 공간이 협소하고 매우 복잡하므로 단열재의 운반과 설치시 최대 두 명까지의 협동 작업이 가능하다고 가정하여 금속단열재 낱개의 무게는 36kg으로 제한하고, 설치 작업이 용이하도록 한 변의 길이가 1500mm를 초과하지 않도록 설계한다.

제안 방법

Fig. 4의 우측에 보이는 원통형 모델의 상세 설계는 지진하중에 대한 응답시 가장 크게 기여하는 1, 2차 기본 고유진동수가 단열재 설치 후 약 45 Hz (3.3 절에서 상세 설명)로서 본 연구에서 가상한 원자로압력용기의 48~51 Hz 와 유사하도록 설계하였다. 원자로압력용기에 비해 내진검증 모델의 약간 낮은 고유진동수는 주로 낮은 주파수에 에너지가 집중되어 있는 지진파의 특성 상보수적이며, 최종적으로 높이 약 2.
내진 해석 수행을 위한 입력하중으로 사용하기 위해 Fig. 8과 같이 국내 원전 1차 냉각 계통의 주요기기들인 원자로용기, 증기발생기, 가압기의 RRS (Required Response Spectrum)를 조합하여 이를 모두 포함하는 포괄그래프를 작성하였으며 각 축방향에 대한 주파수-가속도 디지털 숫자 값은 Table 3과 같다. 원자로압력용기의RRS를 사용하지 않고 Fig.
상기 IEEE에서 규정하는 내진해석절차에 따라 구조적 건전성을 평가하기 위한 해석방법의 선택을 위해 Fig. 6 과 같이 유한요소 모델을 작성하였고 모달해석을 수행하여 해석 대상인 축소모델이 연성구조물인지 강성구조물인지를 판단하였다.
즉, 본 연구에서 수행하는 축소 모델의 내진해석 결과와 앞으로 구할 수 있을 것으로 예상하는 축소 모델 기반 내진시험 결과를 비교 분석하여 내진 검증 기술을 구축하고 내진 성능을 보다 확실하게 확보하기 위한 계획이 추진 중이다. 이러한 배경에서, 국내 내진시험 기관들이 소유한 내진 시험 장비들의 능력을 조사하여 국내 설비와 기술로 내진 시험이 가능한 구조물의 크기와 무게의 한계를 고려하여 측소 모델의 설계를 결정한 것이다.

대상 데이터

따라서 본 연구에서는 가장 핵심 기기라 할 수 있는 원자로 압력용기를 대상으로 하여 크기는 실제 원자로 압력용기보다 작지만 유사한 동특성을 가지는 원통형 철 구조물(내진 검증 모델)을 설계하였고(Fig. 4 참조),그 외곽에 금속단열재를 부착하여 내진검증의 대상으로 한다
본 연구의 대상인 반사형 금속단열재는 최근 더욱 강화되고 있는 원전 사고 대응 수단의 일환으로 안전성 향상을 위해 원전 주요 설비의 외곽에 설치가 요구되고 있다. 내부에 고온의 액체가 담겨있는 원전 주요 설비들(예를 들어, 원자로, 증기발생기, 가압기, 각종 배관 등)의 바깥면은 열 손실을 저감하기 위해 단열재로 감싸야 한다.

성능/효과

국내 원전의 안전정지지진에 해당하는 요구응답스펙트럼 데이터를 이용하여 등가정적해석법 및 응답스펙트럼해석법 등 두 가지 방법을 적용하여 내진해석을 수행한 결과 최대 응력이 항복응력과 비교하여 80% 이내이므로 금속단열재의 파손이 일어나지 않는 것으로 평가되었다.
10은 응답스펙트럼 해석 결과로 구한 응력 분포를 보여 주며 최대응력은 96MPa 이다. 따라서 등가정적해석을 통해 구한 최대 응력 168 MPa에 비해 약 57% 정도의 수준이며, 따라서 등가정적해석이 응답스펙트럼법에 비해 매우 보수적인 것을 확인할 수 있다.

후속연구

본 연구를 통해 구축한 내진해석 데이터는 추후 내진시험을 통해 구한 측정 데이터와 비교 분석하는 용도로 사용할 예정이며, 이를 통해 국산 금속단열재의 내진 성능을 높은 신뢰도로 검증할 수 있을 것이다.
본 연구에서 설계한 원자로압력용기 축소모델은 향후 실제로 제작 후 개발한 금속단열재 실물을 설치하고 국내 원전의 층응답스펙트럼을 진동시험설비에 적용하여 내진시험을 수행할 예정이다.
8과 같이 국내 원전 1차 냉각 계통의 주요기기들인 원자로용기, 증기발생기, 가압기의 RRS (Required Response Spectrum)를 조합하여 이를 모두 포함하는 포괄그래프를 작성하였으며 각 축방향에 대한 주파수-가속도 디지털 숫자 값은 Table 3과 같다. 원자로압력용기의RRS를 사용하지 않고 Fig. 8과 같은 포괄 스펙트럼을 사용한 이유는 같은 1차 냉각계통의 주요기기들에 대한RRS를 모두 포괄하는 지진 스펙트럼을 사용하여 보수성을 더 많이 확보하고자 하는 것이며, 추후 내진 시험을 수행할 때에도 Fig. 8에 기반한 지진 테이블의 입력 운동을 사용하여 본 연구에서 수행하는 내진 해석 결과와 비교 검증을 수행할 예정이다. 또한 향후 원자로압력용기이외의 주요기기들과 관련한 내진시험을 수행할 경우에도 동일한 포괄 스펙트럼을 사용하여 내진 설계 보수성 확보 및 내진 시험 절차를 간략화할 수 있는 장점이 있다.
한편, 향후 국산화 단열재의 세계 시장 진출을 계획하고 있으며 이를 위해 보다 면밀한 내진성능 데이터 확보를 위해 추후 실제 내진시험을 수행할 전망이다. 즉, 본 연구에서 수행하는 축소 모델의 내진해석 결과와 앞으로 구할 수 있을 것으로 예상하는 축소 모델 기반 내진시험 결과를 비교 분석하여 내진 검증 기술을 구축하고 내진 성능을 보다 확실하게 확보하기 위한 계획이 추진 중이다. 이러한 배경에서, 국내 내진시험 기관들이 소유한 내진 시험 장비들의 능력을 조사하여 국내 설비와 기술로 내진 시험이 가능한 구조물의 크기와 무게의 한계를 고려하여 측소 모델의 설계를 결정한 것이다.
한편, 향후 국산화 단열재의 세계 시장 진출을 계획하고 있으며 이를 위해 보다 면밀한 내진성능 데이터 확보를 위해 추후 실제 내진시험을 수행할 전망이다. 즉, 본 연구에서 수행하는 축소 모델의 내진해석 결과와 앞으로 구할 수 있을 것으로 예상하는 축소 모델 기반 내진시험 결과를 비교 분석하여 내진 검증 기술을 구축하고 내진 성능을 보다 확실하게 확보하기 위한 계획이 추진 중이다.

질의응답

핵심어	질문	논문에서 추출한 답변
	내진범주 II는 어떻게 설계되어야 하는가?	내진범주 I은 안전등급의 품목으로 분류된 구조물, 계통,기기로써 SSE(Safe Shutdown Earthquake) 하에서 고유의 기능이 유지되어야 하고, 정상운전 하중과 OBE(Operating Basis Earthquake) 하에서도 그 기능이 유지되도록 설계되어야 한다. 내진범주 II는 비안전등급의 품목이지만,그 품목들의 구조적 손상이나 상호작용으로 인해 내진범주 I 품목의 기능을 저하시키거나 영향을 주지 않도록 설계되어야 한다. 즉, 기능의 건전성은 요구되지 않고, 구조적 건전성이 요구되며, 내진범주 III은 내진범주 I과 II에 해당되지 않는 모든 품목으로 분류된다.
	내진범주 I은 어떻게 설계되어야 하는가?	내진범주 I은 안전등급의 품목으로 분류된 구조물, 계통,기기로써 SSE(Safe Shutdown Earthquake) 하에서 고유의 기능이 유지되어야 하고, 정상운전 하중과 OBE(Operating Basis Earthquake) 하에서도 그 기능이 유지되도록 설계되어야 한다. 내진범주 II는 비안전등급의 품목이지만,그 품목들의 구조적 손상이나 상호작용으로 인해 내진범주 I 품목의 기능을 저하시키거나 영향을 주지 않도록 설계되어야 한다.
	원전 바깥면의 단열재에 대한 현황과 연구과제는?	내부에 고온의 액체가 담겨있는 원전 주요 설비들(예를 들어, 원자로, 증기발생기, 가압기, 각종 배관 등)의 바깥면은 열 손실을 저감하기 위해 단열재로 감싸야 한다. 이를 위해 기존에는 섬유형 재질로 만들어진 단열재를 사용하였으나 냉각재상실사고와 같은 가상의 극한적 원전 사고시에 단열재 섬유들이 원전 비상 냉각수의 필터링 성능을 저하시킬 수 있다는 최근 연구 결과에 의해, 현재 기존의 단열재들을 대체하여 금속으로 만들어진 단열재의 설치가 시급히 필요한 상황이다[1].

참고문헌 (4)

U.S. Nuclear Regulatory Commission, GSI-191: Experimental Studies of Loss of Coolant Accident Generated Debris Accumulation and Head Loss with Emphasis on the Effects of Calcium Silicate Insulation, 2005
IEEE Std. 344, Seismic Qualification of Equipment for Nuclear Power Generating Stations, 2013 DOI: http://dx.doi.org/10.1109/IEEESTD.2013.6674964
IEEE Std. 323, Qualifying Class 1E Equipment for Nuclear Power Generating Stations, 2003 DOI: http://dx.doi.org/10.1109/IEEESTD.2004.94415
ASME, ASME Section III Appendix I, 1992

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