SEBIM 밸브 상부에 위치한 밀봉수의 급격한 방출은 밸브 후단의 방출배관계통에 큰 운동량과 관성력의 작용을 초래한다. 본 연구는 밸브개방시 방출배관계통의 후단에 발생하는 열수력학적 과도현상을 분석하기 위한 해석절차 및 해석결과를 다루고 있으며, 이 분석을 위해 RELAP5 /MOD3 를 사용하였다. RELAP5 /MOD3 분석을 위하여, 방출관 계통과 SEBIM 밸브의 개방특성 및 밀봉수 방출등의 적절한 모델방법이 제시되었다. 또한 접합부(junction)와 체적(volume)의 제어 플래그 (flag)에서 옵션(option)의 적절한 선택을 위하여 민감도분석도 수행되었다. 분석결과, SEBIM 밸브 방출배관계통의 밀봉수 방출에 따른 열수력학적 과도현상을 분석하는데 RELAP5 /MOD3가 적절히 사용될 수 있음을 알 수 있었다. 민감도 분석결과로부터, 밀봉수 방출해석을 위해서는 적절한 기하학적 압력분포를 가지는 완만한(smooth) 면적변화 및 비평형 옵션(option), 적절한 시간간격(time step)의 사용이 필수적인 것을 알 수 있었다.
본 논문은 소듐냉각고속로 원형로 소듐-물 반응 압력완화계통의 급수배출부와 수소방출부의 설계요건 도출을 목적으로 한다. 증기발생기 전열관 누설에 의한 소듐-물 반응 발생 시, 증기발생기 내의 급수 증기를 신속하게 배출하는 조건을 도출하기 위해 급수덤프탱크 가스방출배관의 단면적과 증기발생기 급수배출배관의 수직길이를 변화시켜 연구를 수행하였다. 정상운전과 재장전운전에 대해 각각 계산을 수행하여 급수덤프탱크 가스방출배관의 단면적과 증기발생기 급수배출배관의 수직길이를 결정하였다. 정상운전 조건에서 소듐-물 반응 발생 시, 생성물인 수소에 의해 형성되는 과압이 소듐덤프탱크의 설계압력을 만족시킬 수 있도록 하는 가스방출배관의 직경을 도출하였고, 이 때 대기로 방출되는 수소의 유량과 농도를 계산하였다. 본 논문의 계산결과는 향후 소듐냉각고속로 원형로의 소듐-물 반응 압력완화계통의 설계요건으로 활용될 예정이다.
1980년대 초 미국의 비등형 경수로(Boiling Water Reactor : BWR) 원자력발전소 배관계통의 입계 응력 부식 균열(Inter-Granular Stress Corrosion Crack) 검사 결과 및 미국 EPRI(Electric Power Research Institute)에서 실시한 round robin test 결과에서 기존 초음파 검사 방법의 실효성에 많은 문제점이 제기 되었다. (중략)
1986년 12월 미국의 Surry Unit 2 발전소에서 발생한 급수배관의 대형 파손사고가 침식-부식(erosion-corrosion) 현상에 의해 일어난 것으로 밝혀진 이후, 조사 결과 2차계통에 광범위하게 사용되는 탄소강, 저합금강 재질에서 이와 유사한 손상사례가 많이 나타나는 것으로 밝혀졌다. 이러한 침식-부식 손상은 물-증기로 이루어진 계의 단상(water) 또는 2상(water-wet steam) 조건에서 발생된다. 국내의 원자력 발전소 2차계통에서도 이러한 침식-부식 손상이 나타나고 있으며, 현재 손상원인 해석과 이에 대한 대책 수립이 시급히 요청되고 있다. 본 기고문은 국내 원전의 침식-부식 손상조사와 이의 대책수립을 위한 연구에 활용될 수 있는 침식-부식 손상의 개념, 현상학적 양상, 주요인자의 영향 및 해외 원전의 손상경험 사례 등을 종합하여 정리한 것이다.
The purpose of this study is to investigate experimentally the effects of both seismic loading and crack length on the fracture behavior of piping system with a circumferential crack in nuclear power plants. The experiments were performed using both large scale piping system facility and 4 points bending test machine under PWR operating conditions. The difference in the load carrying capacities between cracked piping and non-cracked piping was also investigated using the results from experiments and numerical calculations. The results obtained from the experiments and estimation are as follows : (1) The safety margin under seismic loading is larger than those under quasi static loading or simple cyclic loading. (2) There was no significant effect of crack length on tincture behavior of piping system with both a surface crack and a through-wall crack. (3) The load carrying capacity in cracked piping was reduced by factors of 7 to 46 compared to non-cracked piping.
원자력 발전소에서 Mid-loop 운전시 배관내에서 발생하는 자유수면 와동으로 인해 잔열 제거계통 배관내 공기가 흡입될 가능성이 있으며 이로 인한 계통상실 방지를 위하여 수위와 흡입유량과의 관계를 실험을 통해서 H/d, 프라우드수, 레이놀즈 수 등과 같은 무차원 수로 구하였다. 실험결과 레이놀즈수는 크게 영향을 미치지 않았으며 주로 프라우드수가 자유수면 와동을 지배하는 것으로 판명되었다. 한편 운전시 펌프나 밸브의 개폐로 인한 수면의 섭동이 와동에 많은 영향을 미치는 것이 밝혀졌다. 원자력 발전소의 안전과 관련하여 배관내에서 와동으로 인한 공기흡입 방지책으로 Reducer형의 흡입구 개선방안을 제시하였다.
일반적으로 유동헌팅현상은 대부분의 오리피스 유량계에서 관찰되나 유동헌팅의 크기는 각 계량 시스템에 따라 다르다. 이에, 실제 배관계통에서 배관경과 유동의 불안정성, 유동헌팅율간의 영향을 조사하고자 유량계 관경과 유량계 전후단 배관의 직경을 변경하면서 이에 따른 유동의 특성 변화와 헌팅율과의 관계에 대하여 1차원 배관망해석 모델을 구축하고 해석을 수행하였다. 결과적으로, 유량계 배관경과 전후단 배관경의 변화에 따른 차압변화량과 유동헌팅율의 영향을 분석하고 그 상관관계를 규명하였다.
원자력 발전소에서는 고에너지배관이 파단되는 가상 배관 휩 현상으로부터 구조물을 보호하기 위하여 많은 종류의 배관 휩 구속장치(Pipe Whip Restraint, PWR)가 설치되어 있다. 이 배관 휩 구속장치를 보다 합당하게 설계하거나 배관 휩 구속장치의 설계타당성을 평가하기 위하여 배관 휩 현상을 자세히 관찰하는 것이 필요하다. 이와 같은 이유로 배관 휩 현상을 해석하는 방법 개발자 개발된 방법의 타당성을 입증하기 위한 다양한 연구 프로그램이 여러나라에서 수행되어 왔다. 본 연구에서는 배관 휩 구속장치에 가해지는 충격하중을 계산하기 위해 범용 유한요소 전산 프로그램인 ANSYS내의 여러 형태의 유한요소들을 이용하여 가상 배관 휩 현상을 모의했으며 계산 결과는 U자형 배관 휩 구속장치를 갖는 배관계통의 배관 휩 모의시험으로부터 구해진 대상 실험 결과와 비교, 검토되었다. 배관 휩 구속장치와 배관 사이의 갭요소나 스프링요소를 갖는 계산모델의 일부는 해당 실험결과와 비교해 볼 때 배관 휩 구속장치에 걸리는 인장력을 사고기간 동안에 잘 모의함을 보여서 배관 휩 구속장치의 설계타당성을 평가하는데 유용 할 것으로 판단된다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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