환경피로해석및 주요기기피로관리현황 · Correction Factor, F ... Reference...

환경피로 해석 및주요기기 피로관리 현황

2008. 4. 10

김현수 ([email protected])

한국전력기술㈜재료기술연구그룹

제13회 원자력 안전기술 정보회의< 제3분과 : 신규원전 주요기기 건전성평가 >

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차 례

1. 환경피로 평가

2. 피로감시 및 관리

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1.1 환경피로 도입 배경

Conventional ASME Code ApproachB31.1 Power Piping (1951)

Sec. II (1963)

• Design fatigue curves based on test data in air env.

B31.7 Nuclear Power Piping (1969)

• CUF concept 정립

원자로 냉각재 환경이 피로수명에 미치는 영향 보고

Japan : Higuchi 등 (1972~)

France : Garnier 등 (1977~)

USA : GE, ANL, INEEL 등 (1981~)

원자로 냉각재 환경을 고려한 피로평가 필요성 제안

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1.2 환경피로 관련 국내외 현황

미국USNRC

• GSI-166, GSI-190, SECY 95-245, NUREG-1800

– ASME Sec. III 피로선도의 보수성에 기인 40년 운전까지 건전성확보 가능

– 40년 이후 계속운전의 경우 환경피로 영향 평가를 권고

• NUREG/CR-6260, CR-5704, CR-6583

– 계속운전 원전의 환경피로 평가 부위 및 방법 제시

• RG 1.207, NUREG/CR-6909

– 신규 원전의 환경피로 평가방법 제시

산업체

• 계속운전 신청시 USNRC 권고 6개 부위 평가 수행

• EPRI MRP에서 자체 평가방법 수립 중

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1.2 환경피로 관련 국내외 현황 (계속)

미국 (계속)ASME Code Committee

• Non-mandatory Appendix 형태로 기술기준 개발/수립 중– Option 1 : NUREG/CR-6909 방법론 준용– Option 2 : SG on FS 제안 방법론 사용– Option 3 : Sec. XI App. L flaw tolerance approach 활용 (?)

일본JSME : 자체 코드 발간 (JSME S NF-1, 2006)

한국가동원전 : 계속운전 심사지침서(KINS/GE-N8)

• 시간제한 경년열화평가(TLAA) 3.3 금속피로평가• USNRC 심사지침서 및 주요 연구결과 참조

신규원전 : 평가 방법 및 심사기준 수립 중

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1.3 가동 및 신규원전 환경피로 평가방법

Salt 계산(NB-3200 or NB-3600)

Salt 계산(NB-3200 or NB-3600)

CUF 계산(ASME design curve)

CUF 계산(ASME design curve)

Fen 계산(NUREG/CR-5704, 6583)

Fen 계산(NUREG/CR-5704, 6583)

CUFen 계산(CUFen=CUFⅹFen)


CUF 계산(New S-N Curve)

CUF 계산(New S-N Curve)

Fen 계산(NUREG/CR-6909)

Fen 계산(NUREG/CR-6909)



<가동원전> <신규원전>

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1.4 재질별 평가 방법 비교

스테인리스강 Fen 평가 방법

at all DO levelsO*=0.281

at έ>0.4%/sat 0.0004%/s≤έ≤0.4%/sat έ<0.0004%/s

έ*=0έ*=ln(έ*/0.4)έ*=ln(0.0004/0.4)

at T<150℃at 150℃≤T <325℃at T≥325℃

T*=0T*=(T-150)/175T*=1

Fen=exp(0.734 - T*×έ*×O*)

신규원전NUREG/CR-6909(2006)

at DO<0.05ppmat DO≥0.05ppm

O*=0.260O*=0.172

at έ>0.4%/sat 0.0004%/s≤έ≤0.4%/sat έ<0.0004%/s

έ*=0έ*=ln(έ*/0.4)έ*=ln(0.0004/0.4)

at T<200℃at T≥200℃

T*=0

T*=1

Fen=exp(0.935 - T*×έ*×O*)

가동원전NUREG/CR-5704(1999)

Transformed Variables (T*, O*, έ*)Correction Factor, Fen ValueReference

Fen Value of SS can be decreased of about 45~60%

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1.4 재질별 평가 방법 비교 (계속)

ASME code의 S-N Curve가 비보수적

스테인리스강 S-N curve 비교

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탄소강/저합금강 Fen 평가 방법

at έ>1%/sat 0.001≤έ≤1%/sat έ<0.001%/s

έ*=0έ*=ln(έ)έ*=ln(0.001)

at DO<0.04ppmat 0.04≤DO<0.5ppmat DO≥0.5ppm

O*=0O*=ln(DO/0.04)O*=ln(12.5)

at T<150℃at 150≤T<350℃

T*=0T*=T - 150

st DO>1ppmat DO≤1ppm & S≤0.015 wt.%at DO≤1ppm & S>0.015 wt.%

S*=0.015S*=SS*=0.015탄소강 :

Fen=exp(0.632-0.101×S*×T*×O*×έ*)

저합금강:Fen=exp(0.702

-0.101×S*×T*×O*×έ*)

신규원전NUREG/CR-6909(2006)

at έ>1%/sat 0.001≤έ≤1%/sat έ<0.001%/s

έ*=0έ*=ln(έ)έ*=ln(0.001)

at DO<0.05ppmat 0.05≤DO<0.5ppmat DO≥0.5ppm

O*=0.260O*=ln(DO/0.04)O*=ln(12.5)

at T<150℃at 150≤T<350℃

T*=0T*=T - 150

at 0<S≤0.015 wt.%at S<0.015 wt.%

S*=SS*=0.015

탄소강 : Fen=exp(0.585-0.00124T

-0.101×S*×T*×O*×έ*)

저합금강:Fen=exp(0.929-0.00124T

- 0.101×S*×T*×O*×έ*)

가동원전NUREG/CR-6583(1998)

Transformed Variables (S*, T*, O*, έ*)Correction Factor, FenReference

Fen of LAS can be decreased to about 18%Fen of CS can be increased to about 8%

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ASME code의 S-N Curve가 보수적

탄소강/저합금강 S-N Curve 비교

Carbon steel Low alloy steel

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1.5 환경피로 영향 평가 예

평가 대상 부위 : CVCS Charging Nozzle

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1.5 환경피로 영향 평가 예 (계속)

Dissolved Oxygen Content (DO) 결정탄소강/저합금강

• 보수적으로 DO를 0.5ppm 적용

스테인리스강

• 보수적으로 DO를 0.05ppm 미만 적용

Temperature (T) 결정보수적으로 과도상태의 최대값 적용

Strain Rate (έ) 결정탄소강/저합금강

• 보수적으로 0.001%/s 미만 적용

스테인리스강

• 보수적으로 0.0004%/s 미만 적용

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• Average Strain Rate Method (ASRM)

• Detailed strain rate method (DSRM)

• Modified Rate Approach Method (MRAM)

100 100t E tσ εε Δ Δ

= =Δ Δ

&

100 ii

i

tεε

εε

Δ∑Δ=

Δ∑&

,en i ien

i

FF

εεΔ∑

=Δ∑

Strain Rate 결정 방법 (JSME, MRP-47 방법론 참조]

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CUF

1.2210 1.2151 1.8819 0.4558 1.2968 1.0098 1.9038 0.2391 Sum

0.0264 1.00 0.0264 1.00 0.0264 1.00 0.0264 0.0025 1.00 0.0025 1.00 0.0025 1.00 0.0025 6-13

0.0013 1.00 0.0013 1.00 0.0013 1.00 0.0013 0.0002 1.00 0.0002 1.00 0.0002 1.00 0.0002 3-13

0.0030 1.00 0.0030 1.00 0.0030 1.00 0.0030 0.0004 1.00 0.0004 1.00 0.0004 1.00 0.0004 13-23

0.0878 1.00 0.0878 1.00 0.0878 1.00 0.0878 0.0113 1.00 0.0113 1.00 0.0113 1.00 0.0113 5-13

0.0010 1.00 0.0010 1.00 0.0010 1.00 0.0010 0.0001 1.00 0.0001 1.00 0.0001 1.00 0.0001 10-13

0.0006 1.00 0.0006 1.00 0.0006 1.00 0.0006 0.0001 1.00 0.0001 1.00 0.0001 1.00 0.0001 10-15

0.0028 2.77 0.0045 4.44 0.0050 4.99 0.0010 0.0007 4.66 0.0012 8.84 0.0015 10.73 0.0001 10-12

0.0302 2.77 0.0482 4.44 0.0543 4.99 0.0109 0.0084 4.66 0.0159 8.84 0.0193 10.73 0.0018 1-12

0.0172 2.73 0.0296 4.71 0.0323 5.13 0.0063 0.0059 4.60 0.0126 9.75 0.0145 11.23 0.0013 10-14

0.3305 3.68 0.3936 4.39 0.4094 4.56 0.0897 0.2651 7.29 0.3158 8.68 0.3370 9.26 0.0364 7-14

0.0369 3.07 0.0306 2.55 0.0609 5.07 0.0120 0.0358 5.30 0.0225 3.34 0.0564 8.36 0.0068 7-18

0.0381 3.16 0.0341 2.83 0.0483 4.01 0.0121 0.0382 5.63 0.0286 4.23 0.0511 7.54 0.0068 7-20

0.0381 3.16 0.0341 2.83 0.0483 4.01 0.0121 0.0382 5.63 0.0286 4.23 0.0511 7.54 0.0068 7-20

0.0644 3.05 0.0533 2.53 0.0827 3.93 0.0211 0.0686 5.33 0.0451 3.50 0.0931 7.23 0.0129 7-25

0.0167 3.04 0.0143 2.60 0.0216 3.93 0.0055 0.0179 5.28 0.0125 3.68 0.0245 7.23 0.0034 7-19

0.0246 3.40 0.0205 2.82 0.0412 5.69 0.0072 0.0275 5.86 0.0174 3.70 0.0410 8.71 0.0047 9-19

0.2853 3.28 0.2379 2.73 0.5352 6.14 0.0871 0.3354 5.50 0.2098 3.44 0.5152 8.45 0.0610 9-17

0.0207 1.84 0.0317 2.82 0.0570 5.06 0.0113 0.0302 3.78 0.0284 3.56 0.0544 6.81 0.0080 8-17

0.1955 3.28 0.1626 2.73 0.3658 6.14 0.0595 0.4104 5.50 0.2567 3.44 0.6303 8.45 0.0746 9-17

CUFenFenCUFenFenCUFenFenCUFenFenCUFenFenCUFenFen

MRAMDSRMASRMCUF

MRAMDSRMASRM

NUREG/CR-6909NUREG/CR-5704Load pair

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50년 운전 가정 환경피로 평가결과

16

1.6 Summary

SS에 대해 NUREG/CR-6909 방법 적용시 Fen은 감소하지만S-N 선도의 차이로 CUFen은 CR-5704 결과와 유사 예상

환경피로 평가의 주요 인자는 Strain Rate (έ) 이고, έ 계산방법에 따라 CUFen가 약 60~90% 정도 변화할 수 있음

규제기관/사업자 기술협의를 통한 국내 신규원전 적용방안 수립필요

ASME Code 및 USNRC 규제지침 현황 등에 대한 지속적 추적 필요

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2.1 피로감시 및 관리 요건

USNRC LR-SRP & GALLLR-SRP : TLAA 선정에서 금속피로를 선정하도록 권고

GALL : 금속기기에 대한 피로 영향 관리를 제안

미국 산업계운영중인 원전에 대해 피로감시 시스템을 적용하여 피로 건전성관리, 필요시 강화검사 및 설비개선 등을 통해 건전성 확보

ASME CodeSec. XI Appendix L : Operating Plant Fatigue Assessment

• Article L-2000 : Fatigue Usage Evaluation

• Article L-3000 : Flaw Tolerance Evaluation

국내는 별도 요건은 없으나 규제기관이 피로감시 수행 권고

(PSR 안전성 증진사항 등)

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2.2 피로감시 및 관리 방법

수동 과도상태 기록 활용절차서 0-9-609에 의거 운전원이 과도상태 발생횟수 기록

전호기 적용 중

적용 범위 다소 제한적

피로감시 시스템 활용Fatigue-Pro 등 활용 과도상태 발생횟수 및 CUF 감시

정량적, 체계적 관리 가능

ASME Sec. XI App. L 활용ISI 강화 및 FCG 평가수행 필요 예상

방안 선정시 Cost/Benefit 등 종합적 검토 필요

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2.3 피로감시 시스템 예 (고리 1호기)

LAN

Sensors

주전산기

Fatigue Monitoring System

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2.3 피로감시 시스템 예 (고리 1호기)

CBF (Cycle-Based Fatigue) 감시부위 : 총 10개

RPV, RVI, Pressurizer 등

• Shell, Nozzle 부위

RCS, CVCS, SI/RHR Piping 등

• Straight Pipe, Elbow 부위

SBF (Stress-Based Fatigue) 감시부위 : 총 10개

RPV, RVI, Pressurizer 등

• Nozzle 부위

RCS, CVCS, SI/RHR Piping 등

• Tee, Nozzle 부위

발전소 설계 및 운전특성에 따라 감시부위 상이 예상

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2.4 Summary

원전의 안전등급 금속기기는 승인된 기술기준 및 요건등을 만족하도록 충분한 여유를 갖도록 설계

수동 과도상태 기록/피로감시 시스템/ASME Sec. XI App. L 등을 통해 피로영향/거동예측 등 체계적인 관리가 가능

규제기관/사업자 기술협의를 통한 국내 신규원전 적용방안 수립필요

보다 효율적인 피로영향 관리를 위해 ASME 코드 등의 기술동향분석/반영 필요

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