본 규정은 대한 기계학회가 공업진흥청의 의뢰를 받아 1977년도에 작성한 "압력배관 기술기준(I)" 의 부속서중의 하나로서 본 규정에서 기술수준이라고 하는것은 압력배관 기술기준(I)을 지칭하는 것이다. 분량관계로 본회에는 그의 일부로서 적용범위 및 정의와 하중에 관한 부분을 실었다. 압력배관 기술기준은 동력배관계통의 설계, 제작, 재료, 설치 및 시험에 대한 규정을 포함하고 있 다. 오랜경험에서 이들 규정은 안전밸브설비에 대해서도 합리적으로 적용할 수 있음을 보여 주었 다. 그러나 안전밸브설비의 설계가 압력배관 기술기준의 규칙을 충분하게 적용할 수 없는 경우도 있을 수 있다. 따라서 본 부록은 안전밸브설비에 기술기준의 규정을 적용하는 방법을 명백히 하 고, 또 예를 들기 위하여 준비되었으며, 설계자에서 설계지침과 별도의 설계방법을 제공한다. 다 만, 본 부록은 강제성의 규정은 아니다.의 규정은 아니다.
하나로 1차 배관에서 중성자를 측정하고 발생 원인을 분석하였으며, 이를 통하여 중성자 계측 계통을 이용하여 핵연료 파손을 감시할 수 있는 가능성을 검토하였다. 중성자 측정에는 BF$_3$비례 계수관을 이용하였고, 1차 배관의 주 방사선원인 N-16에 의한 감마선 펄스의 영향은 무시 할 정도로 작았다. 중성자의 발생 원인을 규명하기 위해 원자로 정지 전후에 중성자 계수율의 변화를 측정하였다. 편자로의 정상 운전시 1차 배관에서 발생되는 중성자는 물속의 중수소가 고에너지 감마선을 흡수하여 방출하는 광중성자와 핵연료의 표면 오염에 의해 발생된 지발 중성자라고 가정하여 원자로 정지 전후의 발생량 변화를 계산하였다. 계산 결과와 측정값을 비교하여 1차 배관 주변에서 측정된 중성자 가운데 지발 중성자가 약 70 %, N-16에 의한 광중성자가 약 30%임을 확인하였다. 핵연료의 표면 오염 정도로 발생하는 지발 중성자도 민감하게 측정되므로, 이러한 지발 중성자 계측법이 핵연료의 손상 여부를 알아낼 수 있는 유용한 방법임을 확인할 수 있었다.
원자력 발전소 2차측 배관에서 가장 심각한 문제로 대두되고 있는 침식부식 현상을 예측/감시하는 시스템을 개발하여 특정 원전 2차 계통의 전 부분을 망라하여 실제 평가를 수행하였으며, 이를 현장에서 초음파검사로 측정한 결과와 비교하였다. 본 시스템으로 평가한 침식부식률을 실제 측정으로 산출한 침식부식률과 비교해 본 결과, 오차 100% 이내에 포함되는 부위가 92%에 달하는 것으로 확인되었다. 본 시스템은 침식부식 이론 및 관련 변수들로부터 단상 및 2상유체 배관의 침식부식률과 ASME 코드 및 BS 코드의 허용기준에 따른 잔여수명을 예측할 수 있으며, 침식부식으로 인한 배관의 두께가 최소허용치 이하로 떨어질 경우에는 국부 배관감육평가를 수행 할 수 있는 시스템의 형태로 개발하였다.
복합화력발전 플랜트는 천연가스와 같은 연료로 가스 터빈을 작동시킨 후 잔류 열로 증기를 생산하는 사이클을 가지고 있다. 연료가스는 압축기 및 열교환기를 통해 4~5 MPa, $200^{\circ}C$ 수준의 상태로 가스터빈에 공급된다. 본 연구에서는 가스 연료공급 배관계통의 안전 운영 및 건전성 확보를 위해 배관 시스템 응력을 고려한 위험도 평가 기법 연구를 수행하였다. 위험도 평가 기법으로 잘 알려진 API 580/581 RBI 코드에서는 위험도에 배관 응력의 영향을 반영이 제한적이다. 따라서 배관 해석을 이용하여 배관의 시스템적 응력을 위험도의 파손확률로써 인자화하는 접근법을 제시하였다. 해석은 가상 발전 플랜트의 가스연료 공급 배관의 설계 데이터에 근거하여 배관 시스템 응력 해석을 수행하였다. API 코드에 의해서 평가된 파손확률 등급과 배관해석을 이용한 응력비 평가 결과를 비교하였다.
고온에서 운전되는 플랜트에서는 열변형에 의한 배관 사고를 예방하고 배관계통의 우선 검사관리 부위의 선정을 위해 배관 시스템하중 해석을 수행하는 경우가 많다. 본 연구에서는 국내 한 공정플랜트에서 설계변경에 따라 반응기와 반응기 사이에 추가 설치된 연결배관을 대상으로 배관 시스템응력해석을 수행하였다. 특히 배관에 일반적으로 설치되는 하중행거(hanger) 이외에 열팽창을 흡수하는 신축이음(expansion joint)이 함께 설치된 경우의 배관 특성을 연구하였다. 이를 위해 배관 응력을 형성하는 구조적 요인의 영향을 평가하기 위해 배관계에 포함된 행거와 신축이음이 비정상적으로 작동되는 경우도 가정하여 해석하였다. 추가적인 인입라인이 있는 경우도 해석을 수행하였다. 정상 운전 시 배관계의 시스템 응력 결과와 비정상적인 운전 경우의 해석결과를 비교하여 각각 배관요소의 역할을 연구하였다.
본 연구는 분기배관을 물계통 소화설비에 적용할 경우 정확한 등가길이를 제시하고자 수행하였다. 등가길이 측정위치를 예측하고자 분기배관의 압력강하에 대해 유한체적법을 이용하여 확인한 후 측정위치를 결정하였고 그 위치에서 압력손실시험을 실시하였다. 측정된 값의 정확성을 판단하기 위해 해석결과와 비교하였고 두 값이 유사함을 알 수 있었다. 본 연구의 결과로 분기배관의 압력손실측정위치를 주방향의 입구측은 주배관 호칭의 20배, 출구측은 주배관 호칭의 10배, 분기방향의 출구측은 주배관 호칭의 20배로 제안하였다.
원자력발전소의 주증기관은 증기발생기와 터빈을 연결하는 주요 계통으로서 여기서 발생하는 배관진동은 주요기기의 연결부, 밸브, 배관지지물과 건물 등에 복합적인 반복하중을 가하여 관련 지지물 및 구조물에 열화현상을 발생시켜 발전소의 안전운전에 심각한 영향을 초래할 가능성을 항상 내포하고 있다. 그럼에도 불구하고 배관진동 대책은 대부분 지지물을 추가로 설치하여 진동준위만 낮추고 있는 실정이다. 따라서 구체적인 배관진동의 예측, 측정 및 평가, 감쇠방안에 이르는 종합적이고 체계적인 연구가 요구되고 있다. 본 연구에서는 지지물의 열화현상 및 부분적인 파손으로 진동준위가 높아진 것으로 추정되는 원자력발전소 주증기관의 진동특성 및 요인을 분석하여 진동감쇠 방안을 도출하고 검증함으로써 배관 및 주변 구조물의 건전성을 확보하고 설비의 신뢰성을 확보하고자 하였다. 이를 위하여 주증기관을 모델링하여 해석하였으며, 발전소의 기동 및 정상운전시의 진동준위를 측정하였다. 또한 발전소의 정진기간중 일부 배관계에 대한 실험적 모우드 해석을 수행하였다. 여러가지 진동감쇠 방안을 검토하여 탄성지지 및 에너지 흡수효과를 동시에 발휘할 수 있는 특수 지지물(WEAR$_{TM}$)을 설치하는 방안을 도출하였으며, 현장에 설치한 후 배관의 진동상태를 확인함으로서 효과적인 방안임을 검증하였다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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