[논문]초임계압 화력 과열기 구조의 고신뢰도 건전성 평가 방법

이형연; 주용선; 최현선; 원민구; 허남수

doi:10.20466/kpvp.2020.16.1.065

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Integrity evaluations on a platen superheater were conducted as per ASME Section VIII Division 2(hereafter 'ASME VIII(2)') which was originally used for design with implicit consideration of creep effects. A platen superheater subjected to severe loading conditions of high pressure and high temperat...

Integrity evaluations on a platen superheater were conducted as per ASME Section VIII Division 2(hereafter 'ASME VIII(2)') which was originally used for design with implicit consideration of creep effects. A platen superheater subjected to severe loading conditions of high pressure and high temperature at creep regime in a supercritical thermal plant in Korea was chosen for present study. Additional evaluations were conducted as per nuclear-grade high-temperature design rule of RCC-MRx that takes creep effects into account explicitly. Comparisons of the two results from ASME VIII(2) and RCC-MRx were conducted to quantify the conservatism of ASME VIII(2). From present analyses, it was shown that the design evaluation results exceeded allowable limits of RCC-MRx for the plant design conditions although limits of ASME VIII(2) were satisfied regardless of operation time, which means that design as per ASME VIII(2) might be potentially non-conservative in case of operation in creep range. A high-temperature design evaluation program as per RCC-MRx, called 'HITEP_RCC-MRx' has been used and it was shown that pressure boundary components can be designed reliably with the program especially for the loading conditions of long-term creep conditions.

주제어

표/그림 (21)

그림 Fig. 1 Layout of reheat steam piping system in supercritical thermal power plant in Korea
표 Table 1 Specifications of a platen superheater header and tube
표 Table 2 Design condition of a platen superheater structure
표 Table 3 Stress categories and limits of equivalent stress
그림 Fig. 2 Time dependency of maximum allowable stress (S) and time dependent design stress intensity (Smt)
그림 Fig. 3 Time dependency of maximum allowable stress (S) and time dependent design stress intensity (Smt)
그림 Fig. 4 3D Finite element model of superheater header structure
그림 Fig. 5 Joint parts of outlet and inlet header to tubes
그림 Fig. 6 Temperature distributions
그림 Fig. 7 Distribution of stress intensity under thermal loading
그림 Fig. 8 Linearization section A
그림 Fig. 9 Linearization section B
표 Table 4 Protection against plastic collapse
표 Table 5 Protection against local failure
표 Table 6 Ratcheting assessment
그림 Fig. 10 Flow diagram of RCC-MRx design evaluation
그림 Fig. 11 Creep-fatigue damage 평가단면 B
표 Table 7 Prevention of type P damages - Negligible creep
표 Table 8 Prevention of type P damages - significant creep
표 Table 9 Prevention of type S damages – negligible creep
표 Table 10 Prevention of type S damages - significant creep

AI 본문요약
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문제 정의

본 연구에서는 크리프 영역의 고온에서 장기간 가동되는 압력용기의 설계기술기준으로도 활용되고 있는 ASME VIII(2)의 상기 현안과 관련하여 국내 초임계압 또는 초초임계압(USC) 화력의 과열기 헤더 구조물을 대상으로 유한요소해석 기반 ASMEVIII(2) 및 RCC-MRx를 따라 설계평가를 수행하고, 결과를 비교 함으로써 ASME VIII(2)의 비보수성 현안을 분석하였다.

제안 방법

그리하여 본 연구에서는 크리프 영향을 명시적으로 고려하는 원자력등급의 고온 기술기준인 RCC-MRx의 절차를 따라 건전성 평가를 수행하고,평가 결과를 ASME VIII(2)의 결과와 비교하였다. ASME VIII(2)를 따른 건전성 평가는 고온 가동시간또는 유지시간에 무관하게 항상 기술기준을 만족하는 결과가 산출된 반면 RCC-MRx를 따른 평가결과에서는 크리프 손상 및 크리프-피로손상 등이 허용치를 만족하지 못하는 것으로 나타났다.
현재 국내에서 가동 중인 초임계압 화력발전소 내 구조건전성 관점에서 이슈가 되는 기기 중의 하나는 고온 고압조건에서 가동되는 과열기 구조이며, 과열기 구조 중에도 과열기 헤더 및 전열관이 취약 구조로 분류된다. 본 연구에서는 가동 중인 화력의 과열기 구조에 대해 먼저 최초 설계 시 적용했던 ASME Section VIII Div.2의 기술기준을 따라 건전성 평가를 수행하였다. ASME VIII(2)는 크리프 영향을 묵시적으로 고려하여 특히 가동기간이 누적되어감에 따라 구조건전성 이슈가 제기된다는 기술 현안이 선행연구 결과 나타난 바 있었다.

대상 데이터

1에서와 같이 매우 많은튜브 배열(array)을 갖는 복잡한 형상이다. 본 해석에서는 좌우 대칭성을 고려하여 Fig. 4에서와 같이 1/2 모델에 대해 3D 유한요소(FE) 해석 모델을 생성하고, 실제 배치도 기반 경계조건 및 하중조건을 적용하였다.

이론/모형

HITEP_RCC-MRx 프로그램은 프랑스의 CEA가 프로그램 도입과 관련하여 검증 절차를 완료한 바 있으며, 본 연구에서는 과열기 헤더 구조의 고온 건전성 평가에 동 프로그램을 활용하였다.

성능/효과

그리하여 본 연구에서는 크리프 영향을 명시적으로 고려하는 원자력등급의 고온 기술기준인 RCC-MRx의 절차를 따라 건전성 평가를 수행하고,평가 결과를 ASME VIII(2)의 결과와 비교하였다. ASME VIII(2)를 따른 건전성 평가는 고온 가동시간또는 유지시간에 무관하게 항상 기술기준을 만족하는 결과가 산출된 반면 RCC-MRx를 따른 평가결과에서는 크리프 손상 및 크리프-피로손상 등이 허용치를 만족하지 못하는 것으로 나타났다. 따라서 ASME VIII(2)를 따라 설계된 압력기기는 장기간 크리프 환경의 고온에서 가동되는 경우 건전성 확보를 위해 원자력등급의 기술기준을 적용할 필요가 있고, 이로부터 구조신뢰성을 향상시킬 수 있으며, 유지 및 보수시기도 최적화시킬 수 있을 것으로 판단된다.

후속연구

ASME VIII(2)를 따른 건전성 평가는 고온 가동시간또는 유지시간에 무관하게 항상 기술기준을 만족하는 결과가 산출된 반면 RCC-MRx를 따른 평가결과에서는 크리프 손상 및 크리프-피로손상 등이 허용치를 만족하지 못하는 것으로 나타났다. 따라서 ASME VIII(2)를 따라 설계된 압력기기는 장기간 크리프 환경의 고온에서 가동되는 경우 건전성 확보를 위해 원자력등급의 기술기준을 적용할 필요가 있고, 이로부터 구조신뢰성을 향상시킬 수 있으며, 유지 및 보수시기도 최적화시킬 수 있을 것으로 판단된다.

참고문헌 (12)

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이형연, 정지영, 2019, "장기간 크리프 영역에서 가동되는 압력용기의 ASME B & PV Code Section VIII을 따른 설계의 비보수성 이슈," 대한기계학회 논문집 A권, Vol.43, No.7, pp. 467-473. https://doi.org/10.3795/KSME-A.2019.43.7.467
RCC-MRx, 2018, Section I Subsection B, Class 1 N1RX Reactor Components its Aux. Systems AFCEN. http://afcen.com/en/publications/rcc-mrx
ASME Boiler and Pressure Vessel Code, 2019, Section III, Division 5, High Temperature Reactors, Subsection HB Elevated temperature service, ASME. https://www.asme.org/codes-standards/find-codes-standards/bpvc-iii-5-bpvc-section-iii-rules-construction-nuclear-facility-components-division-5-high-temperature-reactors
Lee, H.-Y., Eoh, J.-H., Jeong, J.-Y., 2019,"Elevated temperature design and integrity evaluation of a large-scale sodium test facility, STELLA-2," NUCL ENG DES, 346, pp.54-66. https://doi.org/10.1016/j.nucengdes.2019.02.024

상세보기
Lee, H.-Y., Eoh, J.-H., Lee, Y.-B., 2013,"High temperature design of finned-tube sodium-to-heat exchanger in a sodium test loop," NUCL ENG DES, Vol. 265, pp.833-840. https://doi.org/10.1007/s12206-013-07182-2

상세보기
Lee, H.-Y., Kim, H., Kim, J.-B., Jeong, J.-Y., 2017,"Design and integrity evaluation of a finned-tube sodium-to-air heat exchanger in a sodium test facility," J PRESS VESS-T ASME, 139(3) pp.031203-1-13, June. https://doi.org/10.1115/1.4035038

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Lee, H.-Y., Won, M.-G., Huh, N.-S., 2019, "HITEP_RCC-MRX program for the support of elevated temperature design evaluation and defect assessment," J PRESS VESS-T ASME, Vol.141, October, 051205-1-13. https://doi.org/10.1115/1.4043916

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원자력 선진국 프랑스엔 '원자로 평가 기술'수출, 조선일보, 2017년 12월 7일자 보도 https://biz.chosun.com/site/data/html_dir/2017/12/07/2017120700713.html.
ASME B&PV Code, Sec. II, Part D, 2019, "Materials," American Society of Mechanical Engineers, New York. https://www.asme.org/codesstandards/find-codes-standards/bpvc-iid-bpvc-section-ii-materials-part-d-properties
김영주, 정광운, 최광민, 최동철, 조상범, 조홍석, 2018, "원자로냉각재계통 소구경 관통관용접부 부분노즐교체 예방정리를 위한 최적용접공정에 관한 연구,"Vol.14(1), pp.58-67, 한국압력기기공학회논문집. http://dx.doi.org/10.20466/KPVP.2018.14.1.058.

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