본 연구에서는 한국원자력연구원이 개발 중인 소듐 열유동 종합효과 시험장치(STELLA-2)의 주요 배관 계통을 대상으로 고온 설계를 수행하고, 두 가지 설계기술기준에 따라 배관의 건전성 평가를 수행하였다. 배관 설계기술기준으로는 일반 압력배관에 관한 ASME B31.1과 프랑스의 원자력등급 배관 설계기술기준인 RCC-MRx RD-3600을 적용하였으며, 이들 기술기준의 보수성을 정량적으로 비교 및 분석하였다. STELLA-2 소듐시설에서는 모의 잔열제거계통(Model DHRS), 모의 중간열전달계통(Model IHTS) 및 펌프 모의계통(PSLS)에 배관이 설치되는데, 두 설계기술기준을 따라 이들 배관 계통에 대해 건전성 평가를 수행한 결과 설계 건전성이 확인되었으며, 설계 기술기준 간 비교분석 결과 유지하중에 대해서는 ASME B31.1이, 열하중에 대해서는 RCC-MRx RD-3600이 더 보수적인 것으로 평가되었다.
본 연구에서는 한국원자력연구원이 개발 중인 소듐 열유동 종합효과 시험장치(STELLA-2)의 주요 배관 계통을 대상으로 고온 설계를 수행하고, 두 가지 설계기술기준에 따라 배관의 건전성 평가를 수행하였다. 배관 설계기술기준으로는 일반 압력배관에 관한 ASME B31.1과 프랑스의 원자력등급 배관 설계기술기준인 RCC-MRx RD-3600을 적용하였으며, 이들 기술기준의 보수성을 정량적으로 비교 및 분석하였다. STELLA-2 소듐시설에서는 모의 잔열제거계통(Model DHRS), 모의 중간열전달계통(Model IHTS) 및 펌프 모의계통(PSLS)에 배관이 설치되는데, 두 설계기술기준을 따라 이들 배관 계통에 대해 건전성 평가를 수행한 결과 설계 건전성이 확인되었으며, 설계 기술기준 간 비교분석 결과 유지하중에 대해서는 ASME B31.1이, 열하중에 대해서는 RCC-MRx RD-3600이 더 보수적인 것으로 평가되었다.
In this study, elevated temperature design and integrity evaluation have been conducted using two different piping design codes for the high-temperature piping systems of sodium integral effect test loop for safety simulation and assessment(STELLA-2) being developed by KAERI(Korea Atomic Energy Rese...
In this study, elevated temperature design and integrity evaluation have been conducted using two different piping design codes for the high-temperature piping systems of sodium integral effect test loop for safety simulation and assessment(STELLA-2) being developed by KAERI(Korea Atomic Energy Research Institute). The design code of ASME B31.1 for power piping and French nuclear grade piping design guideline, RCC-MRx RD-3600 were applied, and conservatism of those codes was quantified based on the piping integrity evaluation results. The piping system of Model DHRS, Model IHTS and PSLS are to be installed in STELLA-2. The integrity evaluation results for the three piping systems according to the two design codes showed that integrity of the piping system was confirmed. As a code comparison result, ASME B31.1 was shown to be more conservative for sustained loads while RD-3600 was more conservative for thermal loads compared to B31.1.
In this study, elevated temperature design and integrity evaluation have been conducted using two different piping design codes for the high-temperature piping systems of sodium integral effect test loop for safety simulation and assessment(STELLA-2) being developed by KAERI(Korea Atomic Energy Research Institute). The design code of ASME B31.1 for power piping and French nuclear grade piping design guideline, RCC-MRx RD-3600 were applied, and conservatism of those codes was quantified based on the piping integrity evaluation results. The piping system of Model DHRS, Model IHTS and PSLS are to be installed in STELLA-2. The integrity evaluation results for the three piping systems according to the two design codes showed that integrity of the piping system was confirmed. As a code comparison result, ASME B31.1 was shown to be more conservative for sustained loads while RD-3600 was more conservative for thermal loads compared to B31.1.
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제안 방법
PGSFR의 종합적인 열유동 과도특성을 모의하기 위한 STELLA-2의 개념도는 Fig. 2와 같으며, 모의 원자로용기와 모의 원자로 내부구조물 및 2기의 모의 IHTS 루프, 4기의 모의 DHRS 루프 그리고 PGSFR의 증기발생기를 대체하는 2기의 최종열교환기인 UHX(Ultimate Heat Exchanger)로 구성된다. 또한 2기의 PSLS 배관 계통이 Fig.
7과 같이 나타났다. PSLS 배관 상단에 스프링 행어(hanger)를 설치하여 배관이 지지되도록 하였다.
STELLA-2에서 모의 IHTS, 모의 DHRS 그리고 PSLS 배관계통에 대해 ASME B31.1의 기술기준을 따라 설계 건전성 평가를 수행하였다. 각 배관계통의 설계온도 및 설계압력을 Table 3에 나타내었다.
STELLA-2의 배관 계통에 대한 설계 건전성 평가는 ASME B31.1과 RCC-MRx RD-3600에 따라 수행하였으며, 각 배관에 사용된 재료는 상용으로 유통되는 316L 스테인리스강이다.
설계 평가에서는 유지하중에 따른 응력과 열팽창에 따른 응력에 대해 평가를 수행하였다. 각 배관 계통에서 배관의 끝부분은 보수적으로 고정 경계조건을 적용하였다.
배관 계통에 대해 설계 평가에서는 유지하중(sustained loads), 일시적 하중(occasional loads), 그리고 열 하중 등 변위제어 하중에 대해 고려하였다.
본 연구에서는 고온 소듐 시험 시설 내 배관 계통의 설계⋅평가 적용과 관련하여 산업계 일반 압력배관에 관한 설계 기술기준인 ASME B31.1과 원자력 3등급의 배관설계 기술기준인 RCC-MRx RD3600을 STELLA-2의 배관 계통에 적용하고, 해석 결과에 기초하여 건전성을 평가하고, 기술기준 간의 보수성을 정량적으로 비교 및 분석하였다.
본 연구에서는 한국원자력연구원이 개발 중인 소듐 종합효과 시험시설인 STELLA-2의 주요 배관 계통을 대상으로 고온 설계 및 구조건전성 평가를 수행하였다. STELLA-2 시설 내에 설치되는 3개(모의 IHTS, 모의 DHRS 및 PSLS)의 배관 계통 설계에 대한 구조건전성 평가에는 산업용 압력 배관 설계 기술기준인 ASME B31.
배관 내부에는 고온의 소듐이 흐르기 때문에 설계온도를 다소 보수적으로 설정하였다. 설계 평가에서는 유지하중에 따른 응력과 열팽창에 따른 응력에 대해 평가를 수행하였다. 각 배관 계통에서 배관의 끝부분은 보수적으로 고정 경계조건을 적용하였다.
대상 데이터
Table 1은 STELLA-2에서 각 배관의 제원이며, 각 배관 계통의 유속 정보도 포함하고 있다. 모의 IHTS의 배관 외경은 114.3 mm이고, 이중배관 부분은 외경 101.6 mm의 배관을 사용하였으며, PSLS 배관 계통에는 외경 114.3 mm의 배관을, 모의 DHRS 배관 계통에는 외경 48.6 mm의 배관을 사용하였다.
이론/모형
본 연구에서는 한국원자력연구원이 개발 중인 소듐 종합효과 시험시설인 STELLA-2의 주요 배관 계통을 대상으로 고온 설계 및 구조건전성 평가를 수행하였다. STELLA-2 시설 내에 설치되는 3개(모의 IHTS, 모의 DHRS 및 PSLS)의 배관 계통 설계에 대한 구조건전성 평가에는 산업용 압력 배관 설계 기술기준인 ASME B31.1과 원자력 3등급의 배관설계 기술기준인 RCC-MRx RD-3600을 적용하였다.
성능/효과
1보다 7 % 더 보수적인 것으로 나타났다. ADHRS에 대한 평가결과도 구조건전성은 모두 만족하였지만 자중에 대해서는 B31.1이 보수적으로, 열하중에 대해서는 RD-3600이 보수적으로 평가되었으며, 모의 DHRS배관 계통도 모두 구조건전성을 만족하는 것으로 나타났다.
ASME B31.1과 RCC-MRx RD-3600 간의 보수성을 정량적으로 비교⋅분석하기 위해 3개의 배관 계통에 대해 동 기술기준들을 따른 설계평가 결과를 비교 분석한 결과, 자중을 포함하는 유지하중에 대해서는 3개의 배관 계통에서 동일하게 B31.1이 더 보수적으로 나타났고, IHTS 배관 계통에서 최대 23.8% 더 보수적인 것으로 나타났다.
PSLS 배관 계통에 대한 해석 결과 유지하중에 대해서는 B31.1이, 열하중에 대해서는 RD-3600이 더 보수적인 것으로 나타났다.
PSLS 배관 계통에 대해 B31.1과 RD-3600을 따라 건전성을 평가한 결과는 설계 허용치를 모두 만족하여 구조 건전성을 확보하는 것으로 나타났다.
1 및 RD3600을 따라 평가한 결과이다. PSLS의 배관 계통은 한 평면상에 모든 배관이 위치하여 열팽창을 잘 흡수하는 형태이기 때문에 열하중에 대한 건전성 평가 결과, 발생 응력은 다른 배관 계통에 비해 낮게 나타났다. 최대 응력은 Fig.
1% 더 보수적인 것으로 나타났다. 따라서 저온 압력 배관의 경우에는 ASME B31.1이, 상대적으로 고온 저압인 원자력 시험시설의 배관 계통 경우에서는 RD-3600이 상대적으로 더 보수적인 결과를 주는 것으로 나타났다.
모의 PDHRS에서 유지하중에 대해 B31.1에 따라 평가 시 최대 응력비는 0.529이고, RD-3600에서는 0.367로 나타나서 B31.1이 16 % 더 보수적으로 평가되었고, 열하중에 대해서는 RD-3600이 0.405, B31.1가 0.331로 평가됨에 따라 RD-3600의 계산결과가 B31.1보다 7 % 더 보수적인 것으로 나타났다. ADHRS에 대한 평가결과도 구조건전성은 모두 만족하였지만 자중에 대해서는 B31.
8% 더 보수적인 것으로 나타났다. 반면 열하중에 대해서는 3개의 배관 계통에서 동일하게 RD-3600이 더 보수적으로 나타났으며, IHTS 배관계통에서 최대 11.1% 더 보수적인 것으로 나타났다. 따라서 저온 압력 배관의 경우에는 ASME B31.
1과 RD-3600의 물성치가 동일하다는 가정에서 각 수식에 대해 보수성을 비교한 것이다. 유지하중에 대해서는 두 코드가 동일하게 평가되고, 일시적 하중에 대해서는 B31.1의 계수에 따라 동일하거나 B31.1이 좀더 보수적으로 예상되며, 열하중에 대해서는 SE로 평가 시 RD3600이 보수적인 것으로 평가되지만, STE로 평가시엔 B31.1이 보수적인 것으로 평가될 수 있다.
이들 두 가지 설계기술기준을 따라 구조건전성 평가를 수행한 결과, STELLA-2 시험 시설의 모의 IHTS, 모의 DHRS 및 PSLS 배관 계통은 모두 설계 허용치를 만족하여 구조건전성을 확보하는 것으로 나타났다.
잔열제거 열교환기의 열유동 거동 데이터의 생산과 전산코드의 검증이 STELLA-1 소듐 시험시설을 이용하여 수행한 바 있는데 시험 시설 내 주요 기기의 고온 건전성 평가에 대해서는 일련의 선행연구가 수행된 바 있지만(6~9) 배관 계통의 건전성 평가와 관련하여 원자력 3등급 배관설계 기술기준인 RD-3600(6)과 B31.1의 보수성을 비교⋅분석한 선행연구는 없는 것으로 조사되었다.
질의응답
핵심어
질문
논문에서 추출한 답변
PGSFR란?
PGSFR은 KAERI가 개발 중인 150MWe 급의 소듐냉각고속로 원형로이며, 2-루프 풀(pool)형 원자로이다. 주요 배관 계통은 크게 IHTS 루프와 DHRS 루프로 구성되며, Fig.
본 연구에서 배관 계통에 대해 설계 평가에서 고려한 사항은?
배관 계통에 대해 설계 평가에서는 유지하중(sustained loads), 일시적 하중(occasional loads), 그리고 열 하중 등 변위제어 하중에 대해 고려하였다.
PGSFR의 주요 배관 계통 크게 어떻게 구성되는가?
PGSFR은 KAERI가 개발 중인 150MWe 급의 소듐냉각고속로 원형로이며, 2-루프 풀(pool)형 원자로이다. 주요 배관 계통은 크게 IHTS 루프와 DHRS 루프로 구성되며, Fig. 1에서와 같이 IHTS는 4기의 배관 계통으로, DHRS는 FHX를 포함한 2기의 능동 잔열제거계통(Active decay heat removal system, ADHRS) 배관계(piping system)와 AHX를 포함한 2기의 피동 잔열제거계통(Passive decay heat removal system, PDHRS) 배관계로 구성되어 있다.
참고문헌 (11)
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Son, S. K., Jo, Y. C., Lee, H. Y. and Jeong, J. Y., 2015, "Design Evaluation of a Piping System in the SELFA Sodium Test Facility," Korean Nuclear Society Autumn Meeting, Gyeong-ju, Korea.
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