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원전 피로 감시 시스템 개발 및 적용 현황
Current Status on the Development and Application of Fatigue Monitoring System for Nuclear Power Plants 원문보기

한국압력기기공학회 논문집 = Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping, v.13 no.2, 2017년, pp.1 - 18  

부명환 (한국수력원자력) ,  이경수 (한국수력원자력) ,  오창균 (한국전력기술) ,  김현수 (한국전력기술)

초록

세계적으로 원자력발전소의 안정적 운영 및 안전성 확보를 위해 수명기간 중 주요 기기 및 배관의 실제 운전 과도상태를 체계적으로 관리하고, 피로 손상의 정량적 평가 및 관리를 위한 체계적인 시스템이 요구되고 있는 실정이다. 이에 본 논문에서는 원자력발전소의 안전등급 1 설비에 대한 피로 평가요건을 분석하였고, 피로 감시방법 및 절차와 웹 기반으로 개발된 피로 감시 시스템인 NuFMS 개발 및 검증 내용을 기술하였다. NuFMS는 설계 시 고려한 과도상태 발생 횟수 대 비발전소의 특정 운전 시점에서의 실제 발생 횟수를 비교하여 안전 여유도의 정량적 확인이 가능하며, 누적피로사용계수 도출을 통해 정확한 피로영향 분석뿐만 아니라 손상 관리가 가능하다. 이와 같이 NuFMS의 적용을 통해 원자력발전소 기기 및 배관의 피로 건전성을 확인하고 운영 신뢰도를 향상시킬 수 있으며, 발전소의 안전성 유지 및 운영비용 절감 등의 효과를 기대할 수 있다. 따라서 향후 국내 전 원전에 NuFMS를 확대 적용할 예정이며, 이러한 기술의 해외 수출을 적극 추진 중이다.

Abstract AI-Helper 아이콘AI-Helper

Metal fatigue is an important aging mechanism that material characteristics can be deteriorated when even a small load is applied repeatedly. An accurate fatigue evaluation is very important for component structural integrity and reliability. In the design stage of a nuclear power plant, the fatigue...

주제어

질의응답

핵심어 질문 논문에서 추출한 답변
원전 피로 감시를 위한 전산 시스템은 어떠한 것들이 있는가? 피로 감시를 위해서는 체계적이고 정교한 전산 체계가 필요한데 현재 전 세계적으로 다양한 종류의 시스템이 개발되어 실제 운용되고 있다. 가장 대표적인 전산 시스템으로는 미국 전력중앙연구소(EPRI)와 SIA사가 공동으로 개발한 Fatigue-Pro(4-6), 독일의 FAMOS를 토대로 프랑스의 AREVA가 보완한 AFC(AREVA Fatigue Concept)(7), 미국의 Westinghouse가 개발한 WESTEMS(8), 국내 자체기술로 본 저자들이 개발한 NuFMS(9) 등이 있다. 이외에 프랑스 EdF의 Fatiguemètre System, 일본의 FAMS, 체코의 DIALIFE, 러시아의 SACOR 등도 개발된 것으로 보고되고 있으나, 세부적인 사항은 잘 파악되고 있지 않은 실정이다.
미국을 비롯한 해외의 원전에 대한 피로 관리는 어떠한가? 현재 미국을 비롯한 많은 해외의 원전들에서는 원전의 실제 운전이력을 토대로 피로 영향 감시 및 관리에 대한 현실적 필요성을 인지하고, 피로 감시 절차 및 방법을 개발하여 적용하고 있다(4-8). 피로 감시를 위해서는 체계적이고 정교한 전산 체계가 필요한데 현재 전 세계적으로 다양한 종류의 시스템이 개발되어 실제 운용되고 있다.
원전의 피로 평가를 수행하는 이유는 무엇인가? 원자력발전소의 운영 중에는 압력, 온도 및 유량 등이 변화하는 다양한 유형의 과도상태(Transient)가 발생하고, 이로 인해 기기 및 배관에서 압력에 의한 응력, 열응력 및 기계적 응력 등이 작용하게 된다. 또한 이러한 응력이 사용 재료의 항복강도(Yield Strength) 이하일지라도 반복적으로 작용하는 경우에는 재료특성이 저하되어 파손에 이르게 되는 피로 손상이 발생할 수 있다. 따라서 원전에 적용되는 안전등급 1 기기 및 배관은 설계 단계에서부터 수명기간 동안 충분한 피로 수명을 확보하기 위해 ASME 코드 Sec. III 요건(1) 등에 따라 피로 평가를 수행한다.
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참고문헌 (14)

  1. ASME, 2013, Rule for Construction of Nuclear Power Plant Component, Sec. III, Div. 1. 

  2. USNRC, 2010, Standard Review Plan for Review of License Renewal Applications for Nuclear Power Plants, NUREG-1800, Rev. 2. 

  3. USNRC, 2010, Generic Aging Lessons Learned (GALL) Report, NUREG-1801, Rev. 2. 

  4. EPRI, 1988, Fatigue-Pro: On-Line Fatigue Usage Transient Monitoring System, NP-5835. 

  5. EPRI, 2001, User's Manual For Fatigue-Pro Version 3.0, Report No. 1002861. 

  6. EPRI, 2011, Stress-Based Fatigue Monitoring: Methodology for Fatigue Monitoring of Class 1 Nuclear Components in a Reactor Water Environment, Report No. 1022876. 

  7. Jouan, B., Berghols, S. and Rudolph, J., 2014, "Fatigue Monitoring Approaches for Power Plants," Proc. of ASME Pressure Vessels and Piping Conference, No. 28100. 

  8. Cranford, E. L., 2009, "Fatigue Monitoring using WESTEMS with Automated Data Checking," Proc. of Nuclear Plant Fatigue Applications Workshop. 

  9. Boo, M. H., Lee, K. S., Kim, H. S. and Oh, C. K., 2016, "Environmental Fatigue and Fatigue Monitoring System in Korea," Proc. of ASME Pressure Vessels and Piping Conference, No. 63374. 

  10. KHNP, 2013, Fatigue Monitoring Method for Key Components and Piping of the Nuclear Power Plant, Topical Report. 

  11. Shim, H. J., Oh, C. K., Kim, H. S., Boo, M. H. and Kwon, J. J., 2015, "New Approach for Fatigue Damage Monitoring based on Actual Operating History of Nuclear Power Plant," Nuclear Technology, Vol. 190, pp. 88-96. 

  12. Boo, M. H., Oh, C. K., Kim, H. S. and Choi, C. R., 2017, "Numerical Simulation of Temperature and Thermal Stress for Nuclear Piping by Using Computational Fluid Dynamics Analysis and Green's Function," Journal of Mechanical Science and Technology, Vol. 31, No. 5, pp. 2243-2249. 

  13. Kuo, A. Y., Tang, S. S. and Riccardella, P. C., 1986, "An On-line Fatigue Monitoring System for Power Plant: Part I - Direct Calculation of Transient Peak Stress through Transfer Matrices and Green's Functions," Proc. of ASME Pressure Vessels and Piping Conference, Vol. 112. 

  14. US Nuclear Regulatory Commission, 2014, Effect of LWR Coolant Environments on Fatigue Life of Reactor Materials, NUREG/CR-6909, Rev. 1. 

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