[논문]원전 Mixing Tee에서의 고주기 열피로 평가

이선기

doi:10.20466/kpvp.2020.16.1.022

[국내논문] 원전 Mixing Tee에서의 고주기 열피로 평가
Evaluation of High Cycle Thermal Fatigue on Mixing Tee in Nuclear Power Plant 원문보기

한국압력기기공학회 논문집 = Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping, v.16 no.1, 2020년, pp.22 - 29

이선기 (동신대학교 에너지기계설비전공)

Abstract ▼ AI-Helper

In nuclear power plants, there is a risk of thermal fatigue in equipment and piping affecting system soundness because the temperature change of the system accompanies in every operation and shutdown. Therefore, in order to prevent the excess of the fatigue limit during the lifetime of plants, the fatigue limit of each piping material is determined in the designing stage. However, there are many cases where equipment or piping is locally subjected to thermal fatigue that is not considered in the design, resulting in damage to the equipment and piping, and failure during operation. Currently, local thermal fatigue generation mechanisms that are not taken into account in the design stage are gradually being identified. In this paper, the effects of the fluid temperature fluctuations on the piping soundness due to the mixing of hot and cold water, one of the local thermal fatigue generating mechanisms, were evaluated.

Keyword

표/그림 (6)

그림 Fig. 1 Number of accidents that occurred in piping due to thermal fatigue in nuclear power plant
그림 Fig. 2 Procedure of high cycle thermal fatigue assesment
그림 Fig. 3 Thermal flow at the mixing tee
표 Table 1 Piping conditions and layout
표 Table 2 Result of the cumulative fatigue coefficient calculation according to the dimensionless temperature fluctuation range and the frequency of occurrence
표 Table 3 Result of the cumulative fatigue coefficient calculation

AI 본문요약
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문제 정의

현재 원전 설계시 고려하지 못했던 국부적인 열피로 발생 메커니즘이 점차 규명되고 있으며^2,3,4,5) 본 논문에서는 국부적인 열피로 발생 메커니즘의 하나인 고온수와 저온수의 혼합에 의한 배관 내부 유체 온도변동이 배관 건전성에 미치는 영향에 대해서 국내 가동 중인 전 원전에 대하여 평가하였다. 국내 가동 중인 원전에서 고온-저온수 혼합에 따른 고주기 열피로에 노출된 계통은 앞에서 기술하였던 RHR 계통 및 정지냉각계통(Shut Down Cooling System, SDCS)에 해당된다.
본 논문에서는 국부적인 열피로 발생 메커니즘의 하나인 고온수와 저온수의 혼합에 의한 배관 내부 유체 온도변동이 배관 건전성에 미치는 영향에 대해서 국내 가동 중인 전 원전에 대하여 평가하였다. 국내 가동 중인 원전에서 고온-저온수 혼합에 따른 고주기 열피로에 노출된 계통은 앞에서 기술하였던 RHR 계통 및 정지냉각계통(Shut Down Cooling System, SDCS)에 해당된다.
0m/s, 온도 177℃가 배관 내부에서 혼합되어 하류로 흘러가는 모델이다. 본 열유동 해석은 k-e난류모델을 사용하여 고온-저온수 혼합시 발생하는 온도 경계층의 대략적인 거동을 확인하는 차원에서 수행하였다.
본 평가에서는 상기의 성질을 고려하기 위하여 온도 변동에 대한 구조물의 주파수 응답함수로 정량화하여 평가한다(유체 온도변동 주기가 구조물의 응력변화에 미치는 영향을 고려). 혼합 후의 혼합 유체 열적 평형온도 T
가설 설정
- 합류전의 유체 온도차가 구조물에 생기는 온도와 동일하다는 가정 하에 평가. 이때의 온도차가 구조물의 피로한도와 대응한 온도차(판정 온도차) 미만일 것.

제안 방법

균열 발생 당시 동 계통은 시운전 중으로써 고온 및 저온 유체는 약 140℃의 온도차를 갖고 혼합되는 상황에서 약 1600시간 운전되고 있었다. 균열원인은 고온-저온수 혼합에 의한 온도변동이 고주기 열피로를 유발한 것으로 판명되었으며 대책으로 Civaux 1호기에서는 고온-저온수의 혼합 부위를 엘보우 위치에서 가능한 한 멀리 떨어지도록 설계 변경하였다.
한편, 본 논문에서는 상기 열피로 발생 메커니즘 중 Case 3에 해당하는 온도변동이 열응력 변동을 유발하는 경우로써 현재 가동 중인 모든 원전을 대상으로 고온-저온 유체 혼합시에 발생하는 온도 경계층에 대한 거동 주기 및 배관 벽면과의 상관 등을 고려하여 정량적으로 평가하였다.
실측 데이터를 이용하여 산출한 유체와 구조물 표면 간의 열전달율로 온도 변동에 의한 구조물에 발생하는 열응력 진폭을 구함. 이 값이 피로한도 이하일 것.

대상 데이터

상기 Fig. 1에 나타낸 바와 같이 주요국가 원전에서 열피로로 인한 손상은 총 54건이다. 이 54건에 대한 손상 사례를 메커니즘별로 검토하면 다음의 7가지 Case로 구분된다.

이론/모형

본 논문에서는 일본기계학회(JSME)기준 ‘배관의 고주기 열피로에 관한 평가 지침(JSME S 017-2003)'에 의거 평가를 수행하기로 한다20).

성능/효과

그림에서 알 수 있듯이 고온의 유체와 상대적으로 저온의 유체가 만나 온도층이 형성되며, 이 온도층은 하류로 갈수록 혼합이 활발하여 온도차가 완화된다. 문제는 배관의 한정된 좁은 곳에서 고온의 유체와 저온의 유체가 만나서 온도층이 형성되는 부위로써 유체 자신의 불안정성 및 계통 운전조건의 변화에 따라 온도층이 변화함으로써 열피로를 유발하는 것으로써 해석결과에서도 시간 변화에 따라 온도층이 변하는 것을 확인할 수 있었다.
(2) Mixing Tee 부위에 대한 누적 피로계수는 1.0 미만을 나타내고 있어 고주기 열피로로부터 건전한 것으로 나타났다.

질의응답

핵심어	질문	논문에서 추출한 답변
	저주기 변동의 경우 나타나는 열응력은 어떠한가?	구조물과 접해 있는 유체에서 온도변동이 발생하면 구조물 내부에서 온도 구배가 생겨 응력이 발생한다. 같은 유체온도의 진폭이라 해도 고주기 변동은 구조 쪽에서 응답이 어려우며, 저주기 변동의 경우에는 구조 내부에서 균일화됨으로써 온도변동에 의한 응력은 적게 된다. 즉, 응력은 온도변동의 어느 주파수에서 최대값을 갖게 된다.
	가압기 밀림관이란?	가압기 밀림관(Surge Line)은 원자로 냉각재 계통의 가압기(Pressurizer)와 고온관(Hot Leg)을 연결하는 배관이며, 이 배관 내에서는 가압기 측의 고온 냉각재와 이에 비해 상대적으로 낮은 온도인 고온관(Hot Leg)측의 냉각재가 만나 배관 상하부간에 온도차가 항시 상존한다. 이 온도차에 의해 배관 구조물의 이상 변형, 지지구조물과의 접촉, 지지물 파손 등이 발생하였다.
	고온수와 저온수의 혼합에 의한 배관 내부유체 온도변동이 배관 건전성에 미치는 영향에 대해 국내 가동 중인 원전에 대한 평과 결과 두 가지는?	(1) 국내 원전의 잔열제거계통 및 정지냉각계통의 Mixing Tee 부위는 고온-저온 유체 혼합으로 인해 항상 고주기 열피로에 노출되어 있다. (2) Mixing Tee 부위에 대한 누적 피로계수는 1.0 미만을 나타내고 있어 고주기 열피로로부터 건전한 것으로 나타났다.

참고문헌 (20)

EPRI, 2001, "Interim Thermal Fatigue Management Guideline (MRP-24)", EPRI TR-1000701
EPRI, 1994, "Thermal Stratification, Cycling and Striping(TASCS)", EPRI TR-103581
Westinghouse Report, 1989, "Evaluation of Thermal Stratification for the VOGTLE Unit 2 Pressurizer Surge Line", WCAP-12218
NRC, 1988, "Thermal stress in piping connected to reactor coolant system", NRC Bulletin 88-08
Sun-Ki Lee, 2016, "Review for Thermal Stratification on Piping System in Korea Nuclear Power Plant", Trans. of the KPVP, Vol.12 No.02, pp.1-8
Hag-Ki Yeom, Man-Heung Park, Sang-Nung Kim, 1996, "The Unsteady 2-D Numerical Analysis in a Horizontal Pipe with Thermal Stratification Phenomena", Journal of the Korean Nuclear Society, Vol.28 No.1, pp.27-35

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H. K. Yeom, M. H. Park, 1996, "Unsteady Thermal Stratified Flow and Heat Transfer in a Horizontal Feedwater Pipe", KSME Journal(B), Vol.20 No.2, pp.680-688
J. C. Jo, Y. I. Kim, B. K. Min, K. M. Oh, S. K. Choi, 1998, " Numerical Analysis of Thermally Stratified Flow in the Pressurizer Surge Line", Korea Nuclear Engineering and Technology Proceeding, pp.133
J. C. Jo, S. J. Cho, Y. I. Kim, J. Y. Park, S. J. Kim, S. K. Choi, 2001, "Prediction of Transient Temperature Distributions in the Wall of Curved Piping System Subjected to Internally Thermal Stratification Flow", KSME Proceeding, pp.474-481
Jong Chull Jo, Hoon-Ki Choi, 2002, "Numerical Analysis of Conjugate Heat Transfer in a Curved Piping System Subjected to Internal Stratified Laminar Flow", Journal of Compute Fluids Eng., Vol.7 No.3, pp.35-43
Jong Chull Jo, Byung Soon Jim, Hoon Ki Choi, 2002, " Three Dimensional Heat Transfer Analysis of a Thermally Stratified Pipe Flow", Proceeding of The Second National Congress on Fluids Engineering, pp.103-106
S. K. Lee, H. Lee, T. R. Kim, B. N. Kim, 1998, "Evaluation of Thermal Stratification on Surge Line in Kori Nuclear Power Plant Unit 4", Korea Nuclear Engineering and Technology Proceeding, pp.857-863
Dho-In Song, Young-Don Choi, Min-Su Park, 2001, "Experimental Research for Identification of Thermal Stratification Phenomena in the Nuclear Power Plnat Emergency Core Coolant System(ECCS)", KSME Proceeding, pp.735-740
Seong-Min Han, Yong Don Choi, Min Soo Park, 2006, "Study of Thermal Stratification into Leaking Flow in the Nuclear Power Plant, Emergency Core Coolant System", Korea Air-Conditioning and Refrigeration Engineering, Vol.18 No.3, pp.202-210
Jeong Soon Park, Young Hwan Choi, Kuk Hee Lim, Sun Hye Kim, 2010, "Thermal Cycling Screening Criteria to RCS Branch Lines in Domestic Nuclear Power Plant", Trans. of the KPVP, Vol.6 No.2 pp.54-60
Sun-Hye Kim, Jae-Boong Choi, Jung-Soon Park, Young-Hwan Choi, Jin-Ho Lee, 2013, "A Coupled CFD-FEM Analysis on the Safety Injection Piping Subjected to Thermal Stratification", Nuclear Engineering and Technology, Vol.45 No.2, pp.237-248

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Man-Heung Park, Kwang-Chu Kim, Seung-Chul Lee, 2006, "A Study on the Mitigation Schemes of Thermal Stratification Phenomenon in a Branch Piping", Korea Air-Conditioning and Refrigeration Engineering, Vol.18 No.7, pp.603-611
M. H. Park, K. C. Kim, K. H. Kim, 2003, "An Analysis on Thermal Stratification in Residual Heat Removal System Piping of Nuclear Power Plant", KSME Proceeding, pp.1597-1602
Sun-Ki Lee, Sang-Kook Lee, Wook-Ryun Lee, Hwan-Hee Lee, Tae-Ryong Kim, 2004, "Evaluation of High Cycle Thermal Fatigue Caused by Mixing Flow at RHR System", Korea Nuclear Engineering and Technology Proceeding, pp.1-15
JSME, 2003, "Assessment guide lines for high cycle thermal fatigue of piping system", JSME S 017

표제어: PCR

동의어: Packet Collision Rate

용어 설명 출처 목록 (6)

용어 설명: PCR은 세균 특이성이 있는 primer를 이용하여 적은 수의 세균이 있을지라도 쉽게 검출할 수 있는 유용한 방법이며, 이를 이용하여 구강 내 치면세균막이나 타액에서 직접 세균을 검출할 수 있게 되었다[8].

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