In recent years, attention has been paid to the integrity of steam generator (SG) tubes due to severe accident and beyond design basis accident conditions. In these transient conditions, steam generator tubes may be damaged by high temperature and pressure, which might result in a risk of fission products being released to the environment due to the failure. Alloy 690 which has increased the Cr content has been replaced for the SG tube due to its high corrosion resistance against stress corrosion cracking (SCC). However, there is lack of research on the high temperature creep rupture and life prediction model of Alloy 690. In this study, creep test was performed to estimate the high temperature creep rupture life of Alloy 690 using tube specimens. Based on manufacturer's creep data and creep test results performed in this study, creep life prediction was carried out using the Larson-Miller (LM) Parameter, Orr-Sherby-Dorn (OSD) parameter, Manson-Haford (MH) parameter, and Wilshire's approach. And a hyperbolic sine (sinh) function to determine master curves in LM, OSD and MH parameter methods was used for improving the creep life estimation of Alloy 690 material.
본 논문에서는 로봇의 움직임 특성을 추출하여 로봇 시스템의 신뢰성을 평가하는 방법을 제안한다. 원자력 발전소 증기 발생기 전열관의 비파괴 검사에 사용되는 ECT 검사용 Probe 가이드 로봇 (이하 증기발생기 로봇으로 기술)을 대상으로 하였다. 증기발생기 로봇의 동작 상태를 감시하기 위해 관측 카메라가 설치된다. 증기발생기 수실은 로봇 설치 및 해체를 위한 원형의 출입구 (Man Way)를 제외하고는 밀폐된 공간이다. 증기 발생기 전열관의 비파괴 검사 중에는 로봇과 로봇의 동작을 감시하는 관측 카메라만 설치된다. 관측 카메라가 고정되어 있다면, 배경의 변화를 야기하는 외란은 없다고 가정할 수 있다. 시간적으로 이웃하는 2 개의 관측 영상을 미분 (차 영상) 처리하면, 로봇 시스템의 이동 성분만 추출된다. 이러한 이동성분의 크기를 계산하여 로봇의 전체 행정거리 (ECT Probe를 검사위치에 안내하기 위해 로봇 기구부가 움직이는 범위)에 대해 영상 프레임 단위로 전개하면 특정의 고유 궤적이 나타난다. 이러한 고유 궤적과 다른 패턴을 보이는 로봇의 움직임 궤적은 에러로 간주한다. Burn-in 시험 (원자력 발전소 현장에 투입하기 전에 실험실에서 현장 적용의 타당성을 검증하기 위해 수행하는 시험) 중에 있는 증기발생기 로봇에 대해 본 논문에서 제안한 방법으로 신뢰성 평가를 수행하였으며, 그 결과 및 문제점 등에 대해 기술한다.
The phenomenon of fretting wear due to the flow-induced vibration in steam generator (SG) tube is a significant degradation mechanism in nuclear power plants. Fretting wear in SG tube is primarily attributed to the friction and impact forces between the SG tube and the tube support structures, experienced during nuclear power plants operation. While the Archard model has generally been used for the prediction of fretting wear in SG tube, it is limited by its linear nature. In this study, we introduced an "Impact Shear Work-rate" (ISW) model, which takes into account the combined effects of impact and sliding. The ISW model was evaluated using existing experimental data on fretting wear in SG tube and was compared against the Archard model. The prediction results using the ISW model were more accurate than those using the Archard model, particularly for impact forces.
일차수응력부식균열 개시 모델과 거시적 현상학적인 손상역학 접근론에 기반한 유한요소 손상해석을 수행하여 Alloy 600TT 로 제작된 원전 증기발생기 전열관에 발생하는 일렬 원주방향 표면 일차수응력부식균열의 성장에 미치는 균열 간격의 영향을 고찰하였다. 기존 연구 결과와의 비교를 통해 손상해석 방법의 타당성을 검증하였다. 검증된 방법을 일렬 원주방향 표면 일차수응력부식균열에 적용하였다. 적용한 결과, 단일 균열에 비하여 일렬 균열의 경우 보다 빠른 합체시간과 관통시간을 보이며 균열 간격이 증가할수록 합체시간과 관통시간은 증가함을 확인하였다. 또한 일정 간격이상으로 두 균열이 떨어지면 합체 이전에 관통될 수 있음을 확인하였다.
본 연구에서는 Furan foundry sand 유동층에서 유동화 특성과 Single spiral coil tube에 대한 열전달 특성을 실험하였으며, 전열관의 Pitch와 직경의 비(p/Do=1.58, 2.37, 3.17, 4.75) 및 전열관의 Pitch와 유동입자 크기의 비(p/dp=21.25, 25.15, 30.18, 35.93)가 전열특성에 미치는 영향을 실험적으로 연구하였다. 그 결과 다음과 같은 결론을 얻었다. 1) p/Do가 증가 할수록 평균 열전달계수는 증가한다. 2) 평균 Nusselt수의 증가율은 p/Do=4.75일 때보다 1.58 일 때가 더 크다. 3) 평균 Nusselt수와 Re수, $Pr_g$수 및 p/dp의 상관 관계식은 다음과 같이 나타낼 수 있었다. $Nu_{mean}=C\;Re^m\;Pr_g^{0.4}(p/dp)^n$.
최근 국내 증기발생기 Alloy 600HTMA 전열관의 관 지지판 부위 외면 축균열 결함의 생성이 지속적으로 증가하고 있다. 이로 인하여 증기발생기가 설계수명 이전에 조기 교체되었으며 또는 교체 예정이다. 전열관 외면 축균열은 건전성 관리에 가장 위협이 되는 요소이므로 정밀한 건전성 평가가 요구된다. 와전류검사(ECT, eddy currunt testing)는 주기적으로 수행되어 지며 이 결과는 건전성 평가 입력 자료로 활용된다. ECT 검사시스템의 신뢰성은 검사기술과 평가자 기량에 의존하며, NDE 시스템 성능을 보여주는 지수는 열화탐지와 크기 측정 오차이다. 본 연구에서는 국내 평가자 성능이 반영된 크기 측정 오차와 그리고 최적의 균열 크기 측정 방법을 제시하였다. 실험은 국내 각기 다른 5개 회사에서 10명의 평가자가 참여한 다자간 비교시험의 결과를 사용하여 이루어졌다. 실험 결과 분석은 파괴검사 결과값과 비파괴검사로 측정된 값의 상관관계를 회귀분석을 통하여 이루어졌다.
전열 촉진관은 흡수식 냉동기에 널리 사용되고 있다. 본 연구에서는 흡수식 냉동기의 재생기에 주로 사용되는 평활관, 리브 튜브, 코류게이트 튜브, 플로랄 튜브에 대하여 관 내측 열전달계수 및 마찰계수를 측정하였다. 실험 결과 열전달계수 및 마찰계수는 코류게이트 튜브에서 가장 크게 나타나고 다음으로 리브 튜브에서 크게 나타났다. 한편 플로랄 튜브의 열전달계수 및 마찰계수는 평활관 값과 4% 내에서 일치하였다. 이로부터 플로랄 튜브의 열전달 및 압력손실 특성이 수력직경으로 적절히 표현될 수 있음을 알 수 있다. 실험 데이터로부터 코류게이트 튜브와 리브 튜브의 B(e+)와 g(e+) 상관식을 구하였는데 코류게이트 튜브의 B(e+)와 g(e+)는 기존 상관식의 예측치와 20% 내에서 일치하였다. 본 연구 결과는 고온 영역에서 재생기용 전열촉진관의 관 내측 열전달 계수 및 마찰계수 산정에 활용될 수 있을 것이다.
본 연구소에서는 Furan foundry sand 유동층내에 Spiral coil tube를 설치하여 유동입자, 유동층내 온도, 유동율, 전열 관의 Pitch와 직경 비(p/Do) 및 전열 관의 Pitch와 유동입자의 크기의 비(p/dp) 등이 전열 관 표면 열 전달계수(ho)에 미치는 영향을 실험적으로 연구하고, 또한 최대 $Nu_{max}$수를 여러 변수들의 관계로 나타내었다. 전열 관 표면 열 전달계수는 유동층내 온도가 높아 질 수록, 유동율이 커질수록 증가한다. 그러나 유동입자의 크기가 커지면 열 전달계수는 감소한다. 전열 관의 Pitch와 직경 비(p/Do)와의 관계에서 p/Do=4.75일 때 가장 높은 열 전달계수를 얻었으며, 유동층내 온도가 상승하고, Re 수가 증가할 수록 p/Do=1.58일 때보다 p/Do=4.75일때가 Nu수의 증가율은 다소 감소하는 경향을 보였다. 또한 p/dp의 비가 클 경우 낮은 온도($75^{\circ}C$)에서, p/dp의 비가 작을 경우는 높은 온도($550^{\circ}C$)에서 열 전달 효과가 큰 것으로 나타났다. 본 실험범위에서 최대 $Nu_{max}$ 수와 Re 수, Prg 수, p/dp 및 p/Do의 관계를 무차원 식으로 다음과 같이 나타낼 수 있었다. $$Nu_{max}=1.01\;Re^{0.48}Prg^{0.4}(p/dp)^{0.28}(p/Do)^{0.05}$$.
일체형 원자로에는 노심지지원통과 원자로용기 내벽사이의 환형 공간을 나선으로 감는 형태인 일체형 관류식 나선형 증기발생기와 증기발생기를 여러 개의 모듈로 나누어 환형 공간에 배치하는 형태인 모듈형 관류식 직관형증기 발생기가 가장 적합한 것으로 판단되어 두 가지 형태에 대한 개념을 설정하였다. 일체형 관류식 나선형 증기발생기는 전열관 집합체, 지지구조물, 하강유로, 그리고 증기 및 급수 헤더로 구성되어 있다. 모듈형 관류식 직관형 증기발생기는 개개의 모듈이 별도로 운전될 수 있는 12개의 모듈로 구성되며, 원자로용기를 관통하는 배관의 수를 줄이기 위해서 급수관이 증기관의 안쪽에 있는이중배관 개념을 사용한 것이 특징이다. 모듈형 관류식 직관헝 증기발생기가설계 및 제작이 용이하지만 높이를 줄이기 위한 방안으로 두 가지 개념이 조합된 모듈형 관류식 나선형 증기발생기도 검토하였다.
Journal of Advanced Marine Engineering and Technology
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제36권4호
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pp.497-503
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2012
본 연구의 목적은 고온, 고압 환경에서 사용되는 열교환기의 전열관에서 발생되는 열팽창에 따른 열응력, 진동과 같은 기계적 특성을 개선시키고, 전열부 체적을 최소화시키는 관점에서 실험계획법을 이용하여 구불구불한 관 형상에 대하여 형상최적화를 수행하였다. S-관 형상에 대하여 부분별 용도를 제시하였고, 형상 최적화를 위해서 형상변수 및 범위를 정한 후, 유한요소해석을 수행하여 형상변수에 따른 구조적 특성을 평가하였고, 요인배치법을 이용하여 형상변수의 주효과를 분석한 후, 반응표면법(Response surface Methodology)을 이용하여 회귀방정식을 구하고, 최적화 툴을 이용하여 최적화를 수행하였다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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