[논문]고온 화력 P91강 재열증기배관의 건전성 제고 방안

이형연; 이제환; 최현선

doi:10.20466/kpvp.2020.16.1.074

고온 화력 P91강 재열증기배관의 건전성 제고 방안
Schemes to enhance the integrity of P91 steel reheat steam pipe of a high-temperature thermal plant 원문보기

한국압력기기공학회 논문집 = Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping, v.16 no.1, 2020년, pp.74 - 83

이형연 (한국원자력연구원) , 이제환 (한국원자력연구원) , 최현선 ((주)피레타)

Abstract ▼ AI-Helper

A number of so-called 'Type IV' cracking was reported to occur at the welded joints of the P91 steel or P92 steel reheat steam piping systems in Korean supercritical thermal power plants. The reheat steam piping systems are subjected to severe thermal and pressure loading conditions of coolant higher than 570℃ and 4MPa, respectively. In this study, piping analyses and design evaluations were conducted for the piping system of a specific thermal plant in Korea and suggestions were made how structural integrity could be improved so that type IV cracks at the welded joints could be prevented. Integrity evaluations were conducted as per ASME B31.1 code with implicit consideration of creep effects which was used in original design of the piping system and as per nuclear-grade RCC-MRx code with explicit consideration of creep effects. Comparisons were made between the evaluation results from the two design rules. Another approach with modification or reduction of the redundant supports in the piping systems was investigated as a tool to mitigate thermal stresses which should essentially contribute to prevention of Type IV cracking without major modification of the existing piping systems. In addition, a post weld heat treatment method and repair weld method which could improve integrity of the welded joint of P91 steel were investigated.

주제어

표/그림 (16)

표 Table 1 Specifications of reheat steam pipe
표 Table 2 Design and operation condition of reheat steam pipe
그림 Fig. 1 Design stress intensity of Sm, time-dependent design stress intensity of St and Smt in ASME Section III for P91 steel
그림 Fig. 2 Layout of reheat steam piping system in supercritical thermal power plant in Korea
그림 Fig. 3 Boundary conditions and nodal points in the reheat steam piping system
그림 Fig. 4 Comparison of maximum allowable stress (S) and time dependent design stress intensity (Smt)
그림 Fig. 5 Time dependency of maximum allowable stress (S) and time dependent design stress intensity (Smt)
표 Table 3 Evaluation results based on maximum allowable stress (S) according to ASME B31.1 for P91 steel piping
표 Table 4 Evaluation results based on maximum allowable stress (S) according to ASME B31.1 for P92 steel piping
표 Table 5 Evaluation results based on time-dependent design stress intensity (Smt) according to ASME B31.1
표 Table 6 Evaluation results for node 370 (reduced Tee) from HITEP_RCC-Pipe program
표 Table 7 Evaluation results for node 550 (Tee) from HITEP_RCC-Pipe program
그림 Fig. 6 Elimination of lateral support to reduce thermal stress
표 Table 7 Evaluation results for node 370 with elimination of support according to ASME B31.1 (P92)
표 Table 8 Evaluation results for node 370 with elimination of support from HITEP_RCC-Pipe program
표 Table 9 Evaluation results for node 550 (Tee) with elimination of support from HITEP_RCC-Pipe program

AI 본문요약
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문제 정의

또한 가동 중인 화력 재열증기 배관계통의 건전성을 향상시킬 수 있는 방안으로서 기존 배관계통의 배치에서 지지구조의 위치 변경 또는 일부 지지구조의 제거를 통해 배관계통의 건전성을 제고시킬 수 있는 방안에 대해 검토하였다.
또한 현재 국내에서 가동 중인 초임계압 고온화력 배관계통의 경우 과도하게 지지구조물이 설치되어 그것이 열응력 증가에 따른 구조건전성의 저해 요인으로 작용하는 경우가 적지 않은데, 본 연구에서는 기존 배관계통에서 불필요한 하나의 지지구조를 제거함으로써 열응력을 완화시키고, 건전성을 향상시킬 수 있는 사례를 제시하였다.
본 연구에서는 ASME B31.1을 따를 경우 최대응력강도(S)가 시간의존적 크리프 특성을 모사하는 데 한계가 있기 때문에 원자력등급의 ASME-HB에서 사용하고 있는 시간의존 응력강도(S_mt)의 적용성도 검토해보았다. 즉, ASME B31.
본 연구에서는 P91강 재질의 국내 초임계압 화력발전소 재열증기 배관계통에 대해 먼저 플랜트 건설 시 사용되었던 배관 설계 기술기준을 따라 건전성 평가를 수행하고, 재열증기 배관계통의 건전성을 제고할 수 있는 방안을 제시하였다.
본 연구에서는 고온·고압 조건에서 가동되는 국내 초임계압 화력발전소 내 P91강 재질인 재열증기배관계통에서 균열이 빈번하게 발생함에 따라 동배관계통에 대해 배관해석을 수행하고, 설계 기술기준을 따라 평가한 후 건전성을 제고할 수 있는 방안에 대해 고찰하였다.

제안 방법

3. 재열증기배관계통의 건전성 평가

가동 중인 초임계압 화력발전소의 재열증기 배관계통대상 건전성을 평가하기 위해 먼저 유한요소법을 이용한 배관해석을 수행하고, 해석결과를 활용하여 후처리 과정에 해당되는 배관설계 기술기준을 따른 건전성 평가를 수행하였다. 적용 설계 기술기준으로는 실제 화력 건설 시 적용했던 비원자력등급의 ASME B31.
가동 화력의 재열증기 배관계통에서 균열이 빈번히 발생한 곳은 Tee 배관의 용접부이기 때문에 본 배관해석에서는 특히 Tee 부분의 거동을 비중있게 다루었다.
그리하여 본 연구에서는 크리프 영향을 명시적(explicit)으로 고려하는 원자력 등급의 고온 배관설계기술기준인 RCC-MRx RB-3600의 절차도 병행 적용하였다. 이들 두 설계기술기준의 특징을 간략히 정리하면 아래와 같다.
본 연구에서는 먼저 화력발전소 압력 배관의 설계에 실제 적용되었던 ASME B31.1을 따라 현재 가동 중인 특정 화력 플랜트의 재열증기 배관계통에 대해 건전성 평가를 수행하였다. 그리고 크리프 영향을 명시적 (explicit)으로 고려하는 원자력 등급의 고온 배관 설계기술기준인 RCC-MRx RB-3600⁽⁴⁾를 적용하여 고온배관의 거동을 평가하고, 동 결과를ASME B31.
본 연구에서는 추가적으로 고온 크리프 영향을 명시적으로 고려하고 있는 원자력 등급의 RCC-MRx를 따라 재열증기 배관계통의 건전성 평가를 수행하였다. 크리프 관련 수식은 Eqs.
을 따른 설계와 관련하여 크리프 영향을 직접적으로 고려하는 연구는 본 논문의 주저자 주도하에 제4세대 원자로 배관계통을 대상으로 일부 수행된 있지만⁽²⁾, 화력발전소의 고온 배관계통에 대해서는 지금까지 수행된 바가 없었던 것으로 조사되었다. 본 연구에서는 크리프 영역의 고온에서 가동되는 국내 초임계압 화력발전소의 재열증기 배관계통을 대상으로 B31.1을 따라 설계평가를 수행하고, 보수성을 정량화하였다.
1을 따를 경우 최대응력강도(S)가 시간의존적 크리프 특성을 모사하는 데 한계가 있기 때문에 원자력등급의 ASME-HB에서 사용하고 있는 시간의존 응력강도(S_mt)의 적용성도 검토해보았다. 즉, ASME B31.1의 절차는 그대로 적용하되 최대 하용응력(S) 대신 시간의존 응력강도(S_mt) 물성치를 활용할 경우 어떤 변화가 나타나는지 민감도 분석을 수행하였다.

대상 데이터

국내 초임계압 화력발전소의 재열증기 배관계통에는 Cr-Mo강 계열의 FM(Ferritic-Martensitic)강인 P91강 및 P92강이 많이 사용되고 있다. 본 연구에서 해석의 대상인 화력발전소의 재열증기 배관은 Table 1에서와 같이 외경이 822mm, 660mm 이고,두께가 각각 31mm, 26mm인 후육 대구경 P91강 배관이다.
재열증기 배관계통은 기동-가동(정상상태)-정지의 순환 사이클을 겪는데, Table 2에서와 같이 한 번의 하중 사이클에서 정상상태 가동시간은 1,991시간, 기동-정지 사이클은 41회를 겪은 국내의 화력 배관이 평가대상이다. 따라서 본 건전성 평가에서 고려한 크리프 및 크리프-피로 손상 평가와 관련하여 고온 정상상태에서의 가동시간은 81,631시간(9.
재열증기 배관계통의 개략 배치도는 Fig. 2에서와 같이 복잡한 배관 형태인데, 본 연구에서는 Fig. 2의 점선 영역을 해석 대상으로 정했으며, 동 영역을 확대하여 경계조건 및 배관지지 개념도를 보여주는 그림은 Fig. 2의 우측에서와 같다. 동 유한요소 해석 모델에서 경계조건 및 절점 번호는 Fig.

데이터처리

1을 따라 현재 가동 중인 특정 화력 플랜트의 재열증기 배관계통에 대해 건전성 평가를 수행하였다. 그리고 크리프 영향을 명시적 (explicit)으로 고려하는 원자력 등급의 고온 배관 설계기술기준인 RCC-MRx RB-3600⁽⁴⁾를 적용하여 고온배관의 거동을 평가하고, 동 결과를ASME B31.1의 평가 결과와 비교 분석하였다. 미국의 고온 설계 기술기준인 ASME Section III Division 5 Subsection HB⁽⁵⁾의 배관설계 기술기준(HBB-3600)은 미완성이어서 적용이 불가한 상태이다.
또한 RCC-MRx를 따른 평가결과에서는 지지구조물의 제거에 따라 어떻게 달라지는 지에 대해서도 RCC-MRx 평가과정을 전산화한 프로그램인 HITEP_RCC-MRx⁽¹⁰⁾를 활용하여 평가를 수행하였다.
가동 중인 초임계압 화력발전소의 재열증기 배관계통대상 건전성을 평가하기 위해 먼저 유한요소법을 이용한 배관해석을 수행하고, 해석결과를 활용하여 후처리 과정에 해당되는 배관설계 기술기준을 따른 건전성 평가를 수행하였다. 적용 설계 기술기준으로는 실제 화력 건설 시 적용했던 비원자력등급의 ASME B31.1을 먼저 적용하고, 동 평가결과를 원자력등급의 RCC-MRx를 따른 평가결과와 비교 분석하였다.

이론/모형

건전성 평가는 설계 및 가동조건을 고려하여 비원자력등급의 ASME B31.1 및 원자력등급의 RCC-MRxRB-3600을 따라 수행하였다. 당초 재열증기배관계통은 ASME B31.
국내 재열증기 배관계통의 설계에서도 Fig. 6에서와 같이 배관의 수평방향으로 구속되어 있는 지지구조물을 제거할 경우 열팽창 응력의 저감으로부터 배관계통의 건전성에 영향이 있는지 먼저 ASMEB31.1을 따라 평가를 수행하였다. 평가결과는 Table 7에서와 같이 절점 370 및 550에서 허용치 대비 계산결과는 0.
크리프 영역의 고온에서 가동되는 재열증기 배관계통의 설계에는 비원자력등급의 압력배관 설계기술기준인 ASME B31.1이 적용되었다. ASME B31.
하중제어 최대 허용응력(S) 기반의 기술기준을 채택하고 있는 ASME B31.1을 따라 재열증기 배관계통의 건전성 평가를 수행하였다. 통상 FM강을 사용하는 재열증기 배관계통에는 P91강 또는 P92강이 많이 사용되고 있다.

성능/효과

RCC-MRx를 따른 이들 평가결과를 보면 ASMEB31.1을 따른 평가결과가 가동시간에 무관하게 항상 허용치를 만족하는 반면 원자력 등급의 설계 기술기준인 RCC-MRx를 따른 평가결과에서는 변형률 및 크리프-피로 손상 등에서 허용치를 초과하는 것으로 나타났다. 따라서 고온 크리프 영역에서 가동되는 배관의 설계에 ASME B31.
재열증기 배관계통은 기동-가동(정상상태)-정지의 순환 사이클을 겪는데, Table 2에서와 같이 한 번의 하중 사이클에서 정상상태 가동시간은 1,991시간, 기동-정지 사이클은 41회를 겪은 국내의 화력 배관이 평가대상이다. 따라서 본 건전성 평가에서 고려한 크리프 및 크리프-피로 손상 평가와 관련하여 고온 정상상태에서의 가동시간은 81,631시간(9.32년)이다.
1을 만족하는 비보수적 결과가 산출되었다. 반면 원자력등급이며, 크리프 영향을 명시적으로 고려하는 RCC-MRx를 따른 평가결과에서는 비탄성 변형률과 크리프-피로손상에서 허용치를 만족하지 못하는 것으로 나타났다. 설계단계에서부터 원자력등급의 RCC-MRx를 적용했다면 배관의 설계가 달라졌을 것이고, 그러면 배관에서의 균열 발생 예방도 가능했을 것으로 추정된다.
본 연구에서 평가 대상인 초임계압 발전소의 재열증기배관(575℃, 4.41 MPa)의 경우 크리프(significant creep) 영역에서 가동되기 때문에 암묵적으로 creep 영향을 고려하는 기술기준은 크리프 영역에서 장기간 가동할 경우 설계기술기준이 제시하는 허용치를 초과할 수 있는 것으로 나타났다. 고온 화력에서는 이와 같은 현안이 존재하기 때문에 원전에서는 적용하지 않는 발전소 현장에서의 표면복제법(replica) 및 원주방향 크리프 변형률 측정(Overhaul 기간 중) 등의 보다 강화된 비파괴 검사법을 적용해오고 있다.
Reduced Tee 절점 370에서 RCC-MRx RB-3600을 따른 설계 평가 결과는 Table 6에서와 같이 3S_m, 변형률, 크리프 손상, 피로 손상 및 크리프-피로 손상에서 허용치를 초과하는 것으로 나타났다. 이는 크리프 영향을 암묵적으로 고려하고 있는 ASME B31.1을 따른 평가결과와는 크게 대조되는 것이며, 유지시간 또는 가동시간이 증가함에 따라 크리프 손상을 명시적으로 고려할 수 있는 평가절차에 따른 결과로서 ASMEB31.1의 평가절차가 장기간 크리프 영역에서 가동될 경우 비보수적 평가결과가 나올 수 있다는 것을 보여주고 있다.
이로부터 가동 중인 플랜트 배관의 설치 상황에서 배관계통의 지지구조를 크게 수정하지 않고 과도하게 설치되어 있는 배관지지구조물을 제거하는 것만으로도 열응력을 상당히 완화시킬 수 있고, 이로부터 배관계통의 건전성을 상당히 제고할 수 있는 것으로 나타났다.
8에서 보는 바와 같이 Table 6의 결과 대비 평가결과가 크게 개선된 것으로 나타났다. 즉, 3S_m 및 크리프-피로 손상치가 허용치 내로 들어왔고, 응력수준도 상당히 저감됨을 확인할 수 있었다. 절점 550에서의 평가결과도 Table 9에서와 같이 Table 7 대비 평가 결과가 크게 개선됨을 확인할 수 있다.
현재 고온 화력 배관계통의 설계 기술기준으로는 통상 고온 크리프 영향을 암묵적 (implicit)으로 고려하는 ASME B31.1⁽¹⁾을 적용해오고 있는데, 이 절차에서는 설계평가 결과가 고온 가동시간에 무관하게 동일한 결과가 나오기 때문에 특히 크리프 영역에서 장기간 가동을 할 경우에는 비보수적인 결과를 얻을 수 있는 것으로 나타났다.^(2,3)

참고문헌 (12)

ASME B31.1, 2016, ASME Code for Power Piping, ASME, New York. https://www.asme.org/codes-standards/find-codes-standards/b31-1-powerpiping
Lee, H.-Y., Son, S.-K., Won, M.-G., and Jeong, J.-Y., 2019, Risks of non-conservative design according to ASME B31.1 for high-temperature piping subjected to long-term operation in creep range," NUCL SCI TECH, Vol. 30, issue 5, pp.1-11. https://doi.org/10.1007/s41365-019-0604-4

상세보기
이형연, 손석권, 정지영, 2019"ASME B31.1을 따른 크리프 영역 장기간 가동 고온 배관의 설계 비보수성 기술 현안," 대한기계학회 논문집 A권, A, Vol.43 , No.7, pp. 475-482. https://doi.org/10.3795/KSME-A.2019.43.7.467
RCC-MRx, 2018, Tome 1, Section III Subsection B, Class 1 N1RX Reactor Components its Auxiliary Systems and Supports, AFCEN, Lyon. http://afcen.com/en/publications/rcc-mrx
ASME Boiler and Pressure Vessel Code, 2019, Section III, Rules for Construction of Nuclear Power Plant Components, Division 5, High temperature reactors, ASME, New York. 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., Lee, S.-H., Kim, J.-B., Lee, J.-H, 2007"Creep-fatigue damage for a structure with dissimilar metal welds of Mod 9Cr-1Mo and 316L stainless steel," INT J FATIGUE, Vol.29, pp.1868-1879. https://doi.org/10.1016/j.ijfatigue.2007.02.009

상세보기
Lee, H.-Y., Lim, D.-W., Jeong, J.-Y., 2017"Effects of Long-Time Service at High Temperature on the Material Strength and J-R Curve of Grade 91 Steel," ENG FRACT MECH, Vol.178, pp.445-456. http://dx.doi.org/10.1016/j.engfracmech.2017.02.022

상세보기
Lee, H.-Y., Kim, W.-G., Kim, N.-H., 2015 "Behavior of Grade 91 material specimens with and without defect at elevated temperature," INT J PRES VES PIP, Vol.125, pp.3-12, Jan. http://dx.doi.org/10.1016/j.ijpvp.2014.10.002

상세보기
Tuskamoto, S., Lie, Y., Shirane,T., Abe, F., 2013 "Improvement of microstructure stability during creep in high Cr ferritic heat resistant steel HAZ,", Trends in Welding Research, Proceedings of the 9th international conference, June 4-8, Chicago, USA.
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
ASME B&PV Code, Sec. II, Part D, 2017, "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
김연수, 허남수, "내부 및 외부 원주방향 표면균열존재하는 배관의 두께효과를 고려한 소성 한계하중 계산식의 제시," Vol.14(1), pp.58-67, 한국압력기기공학회논문집. http://dx.doi.org/10.20466/KPVP.2019.15.2.071

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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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