제4세대 원자력에너지 시스템

이형연,Lee, Hyeong-Yeon 한국과학기술정보연구원 2007 지식정보인프라 Vol.26 No.-

700℃ 대용량 열저장 시스템 내 Type 316L 스테인리스강 기기의 설계

이형연(Hyeong-Yeon Lee),하도연(Do-Hyun Ha),이제환(Jewhan Lee),어재혁(Jahyuk Eoh) 대한기계학회 2022 대한기계학회 춘추학술대회 Vol.2022 No.3

초임계압 화력 재열증기배관계통의 건전성 제고 방안

이형연(Hyeong-Yeon Lee),이제환(Jewhan Lee) 대한기계학회 2021 대한기계학회 춘추학술대회 Vol.2021 No.4

압력배관의 설계기술기준인 ASME B31.1⁽¹⁾은 저온은 물론 크리프 영역에서 가동되는 초임계압(supercritical) 화력발전소와 석유화학 플랜트 등의 고온 압력배관의 설계에도 널리 사용되고 있다. 그런데 ASME B31.1 은 크리프 영역의 고온 배관 설계 시 크리프 영향을 암묵적(implicit)으로 고려하고 있는데, 선행 연구^(2,3)에 따르면 배관이 크리프 영역에서 장기간 가동되는 경우에는 설계평가 결과가 고온 가동시간에 무관하게 동일한 결과가 나오기 때문에 비보수적 결과를 초래할 수 있는 것으로 나타났다. 본 연구에서는 크리프 영향을 명시적(explicit)으로 고려하는 원자력등급의 고온 배관설계 기술기준인 RCC-MRx RB-3600⁽⁴⁾을 적용하고, 이를 ASME B31.1의 평가 결과와 비교함으로써 보수성 관점에서 정량적 비교 분석을 수행하였다. 분석 결과 크리프 영역의 고온에서 장기간 가동 시 크리프 영향을 명시적으로 고려하고 있는 RCC-MRx를 따른 평가결과는 가동시간에 따라 크리프 손상의 모사가 가능하고, 또한 허용치를 초과하는 것으로 나타났으나 ASME B31.1의 결과는 가동시간에 무관하게 모두 허용치 이내로 나타나 비보수적 결과가 초래될 수 있는 것으로 확인되었다. ASME B31.1의 또 다른 기술현안은 배관 두께에 따른 열구배를 고려하지 못하기 때문에 열구배 영향이 큰 배관에 적용 시 실제 거동과 차이를 보이지만, RCC-MRx RB-3600의 경우 배관의 두께 영향을 명시적으로 고려하고 있다는 점이다. 한편 초임계압 화력 재열증기배관계통의 건전성 향상 방안으로서 기존 배관계통의 배치에서 일부 과잉 지지구조물의 제거 또는 위치 변경을 통해 배관계통의 응력수준을 낮추고 이로부터 건전성을 제고시킬 수 있는 방안을 제시하였다. 특히 FM(Ferritic-Martensiti)강 용접부에서 전형적으로 발생하는 Type IV 균열⁽⁵⁾ 가능성을 저감시킬 수 있는 유효 방안으로서 지지구조물의 재배치 또는 잉여 지지구조의 제거를 통해 거시적으로 배관계통의 응력수준을 낮추고, 이로부터 배관의 손상을 저감시킬 수 있는 방안을 제시하였다. The design rules of ASME B31.1 are generally used for the design of power piping subjected to high temperature in the creep range as well as low temperature. As ASME 31.1 takes creep effects into account implicitly for the design of high-temperature piping, it is not possible to take practical consideration of creep effects, which means that once design rules of B31.1 are satisfied at the beginning of the plant startup, the design rules are always satisfied regardless of the operation time in the creep range because it does not consider progressive accumulation of creep effects. However, nuclear-grade design rules of RCC-MRx that considers creep effects explicitly are capable of consideration of creep effects depending on operation time. Study on mitigation of thermal stresses in the piping systems with simple removal of a redundant piping support was conducted. It was shown that thermal stress could be reduced as a whole with minor modification of the piping supports in the operating or new plants. The other important aspect is that ASME B31.1 is not capable of considering the thickness of pipe whose thermal gradient depending on the thickness does have significant effects while RCC-MRx is capable of considering the thickness effects explicitly.

장기간 크리프 영역에서 가동되는 압력용기의 ASME B & PV Code Section VIII을 따른 설계의 비보수성 이슈

이형연(Hyeong-Yeon Lee),정지영(Ji-Young Jeong) 대한기계학회 2019 大韓機械學會論文集A Vol.43 No.7

본 연구에서는 고온 압력용기의 설계에서 크리프 영향을 명시적으로 고려하지 못하는 ASME Section VIII Division 2(‘ASME VIII(2)’)에 대해 장기간 고온 가동에 따른 압력용기의 설계 비보수성 리스크를 정량적으로 분석하기 위해 민감도 해석을 수행했다. 크리프 영향을 명시적으로 고려하는 원자력등급의 고온설계코드인 ASME Section III Division 5와 RCC-MRx을 따른 설계 평가결과를 ASME VIII(2)를 따른 결과와 비교 분석하였다. 해석 대상은 대형 소듐 시험시설인 STELLA-2 내 중간열교환기(IHX)이며, 3개 코드를 사용하여 일련의 고온 유지시간에 따른 민감도 해석을 통해 비교 분석한 결과 ASME와 RCC-MRx에서는 특정 유지시간을 초과하면 설계 한계치가 초과하는 것으로 나타난 반면 ASME VIII(2)의 경우 유지시간에 무관하게 항상 설계요건을 만족하는 것으로 나타났다. 따라서 ASME VIII(2)는 크리프 영역의 고온에서 장기간 가동될 경우 비보수적 결과를 생산할 수 있는 것으로 나타났다. In this study, sensitivity analyses were conducted to investigate risks quantitatively associated with hightemperature pressure vessel design subjected to long-time service at high temperatures, as ASME Section VIII Division 2 (‘ASME VIII(2)’) does not explicitly consider creep effects for high-temperature pressure vessel design. Comparative studies were conducted of design evaluation results from ASME Section III Division 5 and RCC-MRx that explicitly consider hold time with the results from ASME VIII(2). The analytical target was a heat exchanger of IHX in a sodium test facility. STELLA-2 and design evaluations for the sensitivity analyses based on the aforementioned three design codes were conducted. Analytical results showed that the design limits of ASME and RCC-MRx were exceeded if the hold time exceeded certain limits, whereas the results for ASME VIII(2) were always satisfied regardless of the hold time. Therefore, this study showed that ASME VIII(2) might provide non-conservative results for long-time service at high temperatures in the creep range.

대체 기술기준을 적용한 크리프 영역 고온 압력기기의 건전성 개선

이형연(Hyeong-Yeon Lee),어재혁(Jaehyuk Eoh) 대한기계학회 2021 대한기계학회 춘추학술대회 Vol.2021 No.4

크리프 영역의 고온에서 가동되는 화력발전소와 석유화학 플랜트 등의 고온 압력용기 설계에 일반적으로ASME BPVC Section VIII Division 2⁽¹⁾가(약어 ‘ASME VIII(2)’) 사용되고 있다. 그런데, ASME VIII(2)의 절차에서는 압력용기가 장기간 크리프 영역에서 가동되는 경우 동 설계 평가에서 크리프 유지시간을 명시적으로 고려하지 못하고 있어 고온 가동시간에 무관하게 동일한 평가결과를 주는 중대 기술현안이 있다.⁽²⁾ 그러나 원자력등급의 고온 설계기술기준인 ASME BPVC Section III Division 5 Subsection HB(hereafter ‘ASME-HB’)⁽³⁾와 RCC-MRx⁽⁴⁾는 크리프 영향을 명시적으로 고려하고 있어 가동시간에 따른 크리프 손상 및 크리프-피로 손상을 신뢰성 있게 평가하는 것이 가능하다.⁽²⁾ 동 기술현안으로 인해 ASME VIII(2) 위원회는 크리프 영역 고온 압력기기의 설계 평가 신뢰성의 제고를 위해 ASME VIII(2) 절차에 ASME-HB의 절차를 도입한 ASME Code Case 2843-2⁽⁵⁾ (약어 ‘ASME CC-2843’)를 최근 발간한 바 있다. 크리프 영역에서 가동되는 산업계 고온 압력기기의 설계에 대체 기술기준으로 분류되는 ASME-HB, RCC-MRx 및 ASME CC-2843을 적용하면 크리프 영향을 명시적으로 고려할 수 있어 설계 및 평가 신뢰성이 크게 개선될 수 있는 것으로 나타났다. 특히 고온, 고압의 가혹한 환경에서 가동되는 초임계압 화력 과열기 헤더 구조에서 균열이 발생하여 관련 보수 또는 교체작업이 적지 않게 이루어지고 있는 상황에서 동 대체기술기준의 적용은 화력은 물론 석유화학 플랜트의 안전성 및 경제성 제고에 기여할 것으로 기대된다. 본 연구에서는 장기간 크리프 영역에서 가동되는 고온 압력용기 설계기술기준으로 활용되고 있는 ASME VIII(2)의 상기 현안과 관련하여 초임계압 화력의 과열기 헤더 구조물을 대상으로 3D FE 기반 ASME VIII(2), ASME-HB, RCC-MRx 및 ASME CC-2843을 따른 설계평가 결과를 비교 분석함으로써 ASME VIII(2)의 잠재적 비보수성 현안을 분석하고, 대체 기술기준을 적용한 해소방안을 제시하였다. ASME Section VIII Division 2(hereafter ‘ASME VIII(2)’) is widely used for design of pressure boundary components subjected to high-temperature in the creep range as well as low-temperature condition. Because ASME VIII(2) takes creep effects implicitly, ASME VIII(2) is not capable of evaluating progressive accumulation of creep damage depending on the operation time. It means that design as per ASME VIII(2) might be potentially non-conservative in case long time operation in creep range. In the meantime, nuclear grade design rules of ASME BPVC Section III Division 5 Subsection HB(hereafter ‘ASME-HB’), RCC-MRx and ASME Code Case 2843-2 which is ASME VIII(2) code cased based on ASME-HB procedures are capable of considering creep effects explicitly. For the design evaluations as per the three design rules, it is possible to evaluate progressive accumulation of creep damage depending on operation time. The three alternative design rules can be applied to design of high-temperature pressure vessels for reliable designs of supercritical thermal plants and oil refinery plants rather than ASME VIII(2). Technical issues were raised on ASME VIII(2) in case of application to high-temperature pressure vessels and promising solutions for the pressure vessel design are suggested with an example problem of superheater structure of a supercritical plant.

온도 및 변형률 속도가 316L(N)강의 강도 및 연성에 미치는 영향

이형연(Hyeong-Yeon Lee),홍현욱(Hyun-Uk Hong),김우곤(Woo-Gon Kim) 대한기계학회 2018 大韓機械學會論文集A Vol.42 No.6

본 연구에서는 제4세대 원자력 내열강으로 사용되고 있는 316L(N) 스테인리스강에 대해 일련의 온도 및 변형률 속도(strain rate)에 걸친 인장 실험을 통해 이들이 강도 및 연성에 미치는 영향을 조사하였다. 실험 결과 특정 온도 및 변형률 속도에서 톱니 모양의 세레이션(serration)이 응력-변형률 곡선에서 나타났고, 동시에 재료 강도 및 연성에서도 이상 거동이 관찰되었는데, 이는 동적변형시효의 한 부분인 것으로 분석되었다. 316L(N) 스테인리스강에서의 이 특이거동이 재료강도는 물론 파괴 인성에도 영향을 미치기 때문에 동 재질로 만들어지는 기기에 대해 신뢰성 있는 설계 평가가 이루어지기 위해서는 설계기술기준의 재료 물성 생산 시 재료의 온도 및 변형률 속도가 설계 재료물성에 미치는 영향에 대해 조사할 필요가 있는 것으로 나타났다. The effects of temperature and strain rate on the material strengths and ductility of 316L(N) stainless steel, which is used as a heat resistant Generation IV nuclear material, were investigated using tension tests over a range of temperatures and strain rates. Serrations in the stress–strain curves and abnormal behaviors in terms of strength and ductility were observed over a specific range of temperature and strain rates, and these were analyzed to be parts of dynamic strain aging. Because these abnormal behaviors of 316L(N) stainless steel influence not only material strengths but also fracture toughness, the effects of temperature and strain rate on material properties need to be investigated. These investigations are useful when selecting properties for design guidelines because the design evaluation of components made from the material can be conducted reliably.

제 4 세대 원자력시스템의 고온설계 기술기준 비교 · 분석 및 기술현안

이형연(Hyeong-Yeon Lee),임동원(Dong-Won Lim),손석권(Seok-Kwon Son),Jong-Bum Kim 대한기계학회 2016 대한기계학회 춘추학술대회 Vol.2016 No.4

소듐 시험루프 내 고온 압력용기의 크리프-피로 건전성 평가

이형연(Hyeong-Yeon Lee),이동원(Dong-Won Lee) 대한기계학회 2014 大韓機械學會論文集A Vol.38 No.8

본 연구에서는 한국원자력연구원 내에 설치될 예정인 소듐시험 시설인 SELFA(Sodium Thermalhydraulic Experiment Loop for Finned-tube Sodium-to-Air heat exchanger) 내에서 정상상태 가동온도가 510°C의 고온 압력용기인 팽창탱크에 대해 고온 건전성 평가를 수행하였다. 팽창탱크에 대해 3 차원 유한요소 해석에 기초하여 고온설계 기술기준인 ASME Section III Subsection NH 와 프랑스의 RCC-MRx 코드를 따라 크리프-피로 손상평가를 수행하였다. 평가결과 팽창탱크는 크리프-피로 설계 과도 하중 하에서 구조적 건전성을 유지하는 것으로 나타났다. 316L 스테인리스강 재질의 동 압력용기에 대해 정량적 코드 비교 분석을 수행하였다. In this study, high temperature integrity evaluation on a pressure vessel of the expansion tank operating at elevated temperature of 510°C in the sodium test facility of the SEFLA(Sodium Thermal-hydraulic Experiment Loop for Finned-tube Sodium-to-Air heat exchanger) to be constructed at KAERI has been performed. Evaluations of creepfatigue damage based on a full 3D finite element analyses were conducted for the expansion tank according to the recent elevated temperature design codes of ASME Section III Subsection NH and French RCC-MRx. It was shown that the expansion tank maintains its integrity under the intended creep-fatigue loads. Quantitative code comparisons were conducted for the pressure vessel of austenitic stainless steel 316L.

소듐냉각 고속로 열교환기의 고온 설계

이형연(Hyeong-Yeon Lee),김종범(Jong-Bum Kim),어재혁(Jae-Huyk Eoh),이용범(Yong-Bum Lee) 대한기계학회 2010 대한기계학회 춘추학술대회 Vol.2010 No.11

본 논문에서는 소듐냉각 고속로(sodium-cooled fast reactor, SFR)의 열교환기 고온 설계와 관련하여 2028년까지 건설 예정인 실증로, KALIMER-600 그리고 SFR 소듐 열유체 종합 실증시험시설인 STELLA(Sodium Integral Effect Test Loop for Safety Simulation and Assessment) 의 열교환기에 대해 현재의 설계 현황에 대해 기술하고 고온 설계 관련 예비해석을 수행하고, 기술 현안을 정리하였다. 현재 한국원자력연구원이 개발 중인 STELLA 시험장치 내 열교환기(DHX, AHX)의 고온 설계 및 제작과 관련하여 설계 단계에서의 상세한 설계 평가 및 예상되는 설계, 제작 부문의 기술 현안의 도출 및 해결이 요구된다. 고온 열교환기 설계 및 평가와 관련하여 ASME-NH와 프랑스의 RCC-MR RB-3900(열교환기)을 적용한 평가 및 해석 결과의 비교 분석이 향후 수행될 예정이다. The main heat exchangers in the Korean Generation Ⅳ demonstration sodium-cooled fast reactor are IHX(Intermediate heat exchanger), DHX(Decay heat exchanger), SG(Steam Generator) and AHX(Auxiliary heat exchanger). The tube shapes in current design of the IHX and DHX are straight while those of SG and AHX are helical. In KAERI, a large scale sodium test facility of the ‘STELLA’(Sodium Integral Effect Test Loop for Safety Simulation and Assessment) is under construction for the performance validation tests of heat exchangers as well as mechanical pump. In this study, high temperature design aspects of IHX, DHX and AHX are described, and preliminary stress analyses on the IHX and DHX operating at creep regime have been carried out. The materials of the shell and tube in IHX and DHX are Mod.9Cr-1Mo (ASME Grade 91) steel while the materials for tube and shell of AHX are 316SS and 304SS, respectively. Technical issues of creep-fatigue damage evaluation and actual welding for Gr.91 steel are highlighted.

Mod.9Cr-1Mo 강 구조의 크리프-피로 균열 거동 평가법 개발

이형연(Hyeong-Yeon Lee),이재한(Jae-Han Lee) 대한기계학회 2010 大韓機械學會論文集A Vol.34 No.1

본 연구에서는 프랑스의 RCC-MR A16 절차에 기초하여 Mod.9Cr-1Mo 강(ASME Grade 91) 구조의 크리프-피로 균열 개시 및 성장 평가법을 확장 개발하였다. 현재의 A16 지침은 오스테나이트 스테인리스강에 대해서만 크리프-피로 균열 개시 및 성장 평가법을 제시하고 있지만, 현재 초초임계(USC) 화력발전소는 물론 미래형 원자로 시스템의 구조재료로서 폭넓게 채택되고 있는 Mod.9Cr-1Mo 강에 대한 지침은 제시하지 않고 있다. 본 연구에서는 FMS(페리틱-마르텐사이트강)에 대한 크리프-피로 균열 개시 및 성장 평가법을 제시하고 있고, 구조물에 대한 크리프-피로 균열 거동 평가를 수행하였다. 평가결과는 구조시험을 수행한 결과 얻은 관찰 이미지와 비교하였다. In this study, an assessment method on creep-fatigue crack initiation and crack growth for a Mod.9Cr-1Mo steel (ASME Grade 91) structure has been developed with an extension of the French RCC-MR A16 procedure. The current A16 guide provides defect assessment procedure for a creep-fatigue crack initiation and crack growth for an austenitic stainless steel, but no guideline is available yet for a Mod.9Cr-1Mo steel which is now widely being adopted for structural materials of future nuclear reactor system as well as ultra super critical (USC) thermal plant. In the present study an assessment method on creep-fatigue crack initiation and crack growth is provided for the FMS (Ferritic-Martensitic Steel) and assessment on the creep-fatigue crack behavior for a structure has been carried out. The assessment results were compared with the observed images from a structural test.