화력발전소 보일러의 주증기관, 헤더, 스팀드럼 등과 같은 주요 고온배관설비에서 발생하는 크리프 손상을 측정하는 비파괴적 측정방법에는 레프리카, 전기저항법 및 경도법 둥이 적용되고 있으나, 이들 방법들은 측정절차 및 준비가 복잡할 뿐만 아니라 접근이 가능한 설비표면에만 적용되는 제한점을 가지고 있다. 따라서 본 논문은 이들 종래의 방법을 신뢰성 있고 정량적인 초음파 비파괴평가법으로 보완 및 적용을 위하여, 실제 고온배관의 운전조건을 모의하여 수행한 크리프 인공열화실험 및 이들 크리프손상재에 대한 초음파실험을 통한 주파수분석 연구로서, 크리프손상 상태별 초음파 신호 분류를 위해 초음파신호의 각종 주파수특성을 평가하였다.
화력발전소 보일러 고온배관인 주증기관, 헤드 및 증기드럼 등의 설비들은 장시간동안 고온고압의 가혹한 조건으로 운전됨에 따라 크리프손상에 의해 열화되고 있다. 이들 설비의 크리프손상측정에 적용되는 종래의 비파괴기법인 레프리카법, 전기저항법 및 경도법 등은 복잡한 측정절차 및 접근성, 검사결과의 신뢰도 및 측정정도 등 여러가지면에서 단점이 많다. 따라서 본 논문에서는 화력발전소 주요 고온배관에서 발생되는 경년열화인 크리프손상에 대한초음파 측정연구를 수행한 결과로서, 고온배관재료인 Cr-Mo강의 크리프 인공열화재를 대상으로 이들에 대한 크리프손상 상태별 초음과 음속(sound velocity) 및 감쇠(attenuation)의 초음파 신호특성을 평가하였다.
발전소나 석유화학 플랜트 구조물에 누설이 발생하면 인명 피해 및 경제적인 손실을 초래한다. 이러한 누설은 플랜트 배관의 진동으로 인한 피로파괴나 배관 감육으로 인해 발생한다. 플랜트 배관의 진동을 감시하기 위한 방법으로 주로 가속도센서나 레이저센서가 사용되지만 설치 및 운용의 어려움이 따르고 동시에 광범위 측정 시 비용 증가가 발생하게 된다. 이러한 문제점들을 해결하기 위해 최근 카메라를 이용한 누설 및 진동 변위 측정 방법에 대한 연구가 이루어지고 있다. 카메라를 이용한 누설 및 진동 변위 측정 방법은 설치가 간단하고 원거리 측정 및 넓은 범의의 측정이 가능한 장점을 가지고 있다. 따라서 본 연구에서는 카메라를 이용해 누설 및 진동 변위를 측정할 수 있는 시스템을 개발하였고 실험을 통해 성능을 검증하였다.
To obtain the dynamic characteristics of reactor secondary circuit under transient conditions, the system analysis program was developed in this study, where dynamic models of secondary circuit were established. The heat transfer process and the mechanical energy transfer process are modularized. Models of main equipment were built, including main turbine, condenser, steam pipe and feedwater system. The established models were verified by design value. The simulation of the secondary circuit system was conducted based on the verified models. The system response and characteristics were investigated based on the parameter transients under emergency shutdown and overload. Various operating conditions like turbine emergency shutdown and overspeed, condenser high water level, ejector failures were studied. The secondary circuit system ensures sufficient design margin to withstand the pressure and flow fluctuations. The adjustment of exhaust valve group could maintain the system pressure within a safe range, at the expense of steam quality. The condenser could rapidly take out most heat to avoid overpressure.
발전설비에서 용접 구조물의 신뢰성은 매우 중요하며, 구조물 신뢰성평가를 위해서는 재료물성의 정확한 평가에 근거되어야 한다. 발전설비의 건설중 용접부의 물성평가는 실제 용접부에서의 파괴시험이 어려우므로 현장 용접부와 유사하게 용접, 시험한 결과인 PQR(Procedure Qualification Record)에 의해서만 보증을 하고 있다. 이런 문제점을 해결하기 위하여 현장 용접부에 대하여 비파괴적으로 기계물성 측정이 가능한 연속압입시험법을 적용하였다. 연속압입시험법은 압입시 압입하중-깊이를 측정하여 항복강도, 인장강도 그리고 가공경화지수와 같은 기계적 특성들의 분석이 가능한 시험법으로, 화력 발전소 건설 및 운전중 주증기관과 재열증기관의 기계인장물성을 평가하기 위하여 적용하였다.
화력발전소 터빈 본관 내부는 고온의 스팀 배관, 탈기기, 스팀 저장 탱크, 수증기 차단 밸브 등의 존재로 터빈 본관 작업 공간의 공기가 고온으로 올라가서 작업자가 장시간 작업하기 곤란한 경우가 발생한다. 터빈 빌딩 작업공간의 공기를 냉각하기 위해 터빈 빌딩 창문을 개방하여 외부의 찬 공기로 냉각하고 상부에 환풍기를 설치하여 외부로 배출한다. 이렇게 한 경우에도 국부적으로 고온의 영역이 존재하여 작업 공간의 냉각을 위한 추가적인 환풍기 설치가 필요하고, 이 경우 환풍기의 위치와 유량에 대한 최적화가 필요하다. 본 연구는 여러 가지 경우의 열 유동 해석을 통해 쾌적한 작업환경을 위한 추가적인 환풍기의 위치와 용량을 최적화한 방안을 제시 하는 것을 목적으로 하였다. 본 연구를 통해 기존 환풍기 위치와 용량을 기준으로 터빈 본관 내부의 고온 영역인 탈기기 영역근처의 열원을 배출하는 환풍기를 추가로 설치하는 것이 전체온도를 $3.0^{\circ}C$, 가장 고온의 영역인 탈기기영역의 온도를 $4.2^{\circ}C$ 저감할 수 있었다.
Structural degradations are often experienced on the components of nuclear power plants in reactor pressure vessels (RPV) and steam generators (SG) when these components are exposed to high temperature and high pressure for a long period of time. Such conditions result in the change of microstructures and of mechanical properties of materials, which requires an evaluation of the safeguards related to structural integrity. In a primary reactor cooling system (RCS), a dissimilar weld zone exists between cast stainless steel (CF8M) in a pipe and low-alloy steel (SA508 cl.3) in a nozzle. Thermal aging is observed in CF8M as the RCS is exposed for a long period of time under the operating temperature between 290 and 33$0^{\circ}C$. Under the same conditions, it is well known that degradation is not observed in low alloy steel. An investigation of the effect of thermal aging on the various mechanical properties of the dissimilar weld zone is required. The purpose of the present investigation is to find the effect of thermal aging on the dissimilar weld zone. The specimens are prepared by an artificially accelerated aging technique maintained for various times at 43$0^{\circ}C$, respectively. Then, The various mechanical test for the dissimilar welds are performed.
Due to safety of the plant, it became very clear the importance of study occurrence reactor coolant system (RCS) issues specially the primary water stress corrosion cracking (PWSCC). The Systems Engineering (SE) approach is characterized by the application of a structured engineering methodology for the design of a complex system or component. Robotic devices have been used for internal inspection, maintenance and performing remote welding and inspection in high-radiation areas. In this paper, PWSCC overview and inlay and over lay welding methodology introduced, concept of robotic device that can be inserted into the piping via Steam Generator (SG) main way to access to primary piping of pressurized water reactor (PWR) is developed based on SE methodology. A 3D model of the inspection system was developed along with the APR1400 (Advanced Power Reactor)reactor coolant systems (RCS) and internals with virtual 3D simulation of the operation for visualization to prove the validity of the concept.
In recent years, the subject of remaining life assessment has drawn considerable attention in the power generation industry. In power generation systems a variety of structural components, such as steam pipes, turbine rotors, and superheater headers, typically operate at high temperatures and high pressures. Thus a life prediction methodology accounting for fracture and rupture is increasingly needed for these components. For accurate failure assessment, in addition to the single parameter such as K or J-integral used in traditional fracture mechanics, the second parameter like T-stress describing the constraint is needed. The most critical defects in such structures are generally found in the form of semi-elliptical surface cracks in the welded piping-joints. In this work, selecting the structures of surface-cracked plate and straight pipe, we first perform line-spring finite element modeling, and accompanying elastic-plastic finite element analyses. We then present a framework for including constraint effects (T-stress effects) in the R6 failure assessment diagram approach for fracture assessment.
The concept of Ocean Thermal Energy Conversion (OTEC) is simple and various types of OTEC have been proposed and tried. However the location of OTEC is limited because OTEC requires $20^{\circ}C$ of temperature difference as a minimum, so most of OTEC plants were constructed and experimented in tropical oceans. To solve this we proposed the modified OTEC which uses condenser discharged thermal energy of existing fossil or nuclear power plants. We call this system CTEC (Condenser Thermal Energy Conversion) as this system directly uses $32^{\circ}C$ partially saturated steam in condenser instead of $20{\sim}25^{\circ}C$ surface sea water as heat source. Increased temperature difference can improve thermal efficiency of Rankine cycle, but CTEC should be located near existing plant condenser and the length of cold water pipe between CTEC and deep cold sea water also increase. So friction loss also increases. Calculated result shows the change of efficiency, pumping power, net power and other parameters of modeled 7.9 MW CTEC at given condition. The calculated efficiency of CTEC is little larger than that of typical OTEC as expected. By proper location and optimization, CTEC could be considered another competitive renewable energy system.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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