KSNP+ 원자로덮개 5.5m 수직 낙하 시 원자로내부구조물 건전성 평가

남궁인(Ihn Namgung),정승하(Seung Ha Jeong),이대희(Dae Hee Lee),최택상(Taek Sang Choi) 대한기계학회 2003 대한기계학회 춘추학술대회 Vol.2003 No.11

Due to the application of Integrated Head Assembly (IHA) in KSNP+ reactor design, an investigation of<br/> reactor internals integrity is carried out to assure that the adoption of IHA does not affect the safety of reactor<br/> operation. One of the postulated accident events is the R.V. closure head fall from 5.5m high directly above<br/> the reactor vessel that may occur during the refueling operation. The analysis model consists of lumped mass<br/> elements of the entire reactor vessel and internals. Because of extreme load, separate elastic-plastic analyses<br/> are done for the members that undergo plastic deformation. The analysis verified that the stresses of the<br/> reactor internals and the fuel assemblies are within the bound of allowable stress limits and the integrity of the<br/> fuel assemblies is maintained.

Design Verification of Re-engineered APR1400 SG Support According to ASME Code Section III-NB and NF

Sang Quy Mai,Ihn Namgung(남궁인) 대한기계학회 2017 대한기계학회 춘추학술대회 Vol.2017 No.11

The commercial operation of nuclear power plant is started in Korea from 1978, and since then about 23 NPP are connected to gird and more NPPs are being constructed and planned to construct. The latest development of NPP is APR1400. The design re-engineering was carried out for training endeavor and as educational reasons to check APR1400 Steam Generator design whether it follows required ASME codes. The support of Steam Generator is one of the SG components that support all the weight of SG and loads caused by interacting components to ensure the integrity of the SG. The goal of this paper is to analyze the Linearized Stress Intensity change through the paths in the continuous and discontinuous regions of the support. This phenomenon is modeled using the ANSYS analysis tool and the results compared to the standard values given ASME code. The close proximity of the results obtained ascertains the accuracy of the FEM analysis even with the simplified 2D axisymmetric model. This paper demonstrated the strength of the support and the validity of commercial software.

APR1400 RCS 의 3D 유한요소 모델 개발 및 운전상태 변화에 따른 잔류응력 분석

김승겸(Seungkyum Kim),남궁인(Ihn Namgung) 대한기계학회 2021 대한기계학회 춘추학술대회 Vol.2021 No.4

원전의 1차 계통은 원자로, 증기발생기, 메인펌프 및 가압기로 이루어져 있다. 특히 원자로, 증기발생기 및 메인펌프는 대구경의 파이프로 연결되어 하나의 구조물처럼 거동한다. 따라서 원자로의 운전상태가 정지상태에서 정상운전상태로 변동될 경우 각 부위에 온도 분포가 달라지고 이 때문에 내부에 열응력이 발생한다. APR1400 원전의 경우, RCS를 집중질량과 빔 모델로 개발하여 원자로 운전 조건 변화에 따른 자세한 열응력을 계산하기에 적합하지 않다. 본 연구에서는 1차 계통의 압력경계 부위를 3D 유한요소를 사용하여 모델링하였고 문제 규모를 축소하기 위해 대칭 조건을 활용하여 RCS의 1/4만 모델링하였다. 1차 계통에 연결된 가압기는 연결된 배관이 비교적 소구경 배관으로서 열팽창 및 동적 하중을 흡수할 수 있도록 설계되어 있어서 본 연구 모델에는 포함하지 않았다. 원자로 운전 과정에서 발생하는 거시적인 열응력은 정지상태에서 정상상태로 변화하며 발생하는 응력과 정상운전 상태에 도달한 후에도 남아 있는 열응력으로 구분할 수 있다. 본 논문에서는 과도상태 열해석과 구조해석을 결합한 연성해석과 정상상태 열해석과 구조해석을 결합한 연성해석을 수행하여 응력 집중이 발생하는 부위와 발생 응력의 크기를 구하였다. 본 연구에서 개발된 상세한 RCS 3D 유한요소 모델은 RCS에 내재하는 열응력의 규모와 응력집중이 발생하는 부위에 대한 자세한 결과를 얻을 수 있고, 원전의 구조안전성과 신뢰성을 평가하는데 기여할 수 있을 것으로 기대한다. The primary system of a nuclear power plant consists of a nuclear reactor, a steam generator, a main pump and a pressurizer, etc. In particular, the reactor, steam generator and main pump are connected by large-diameter main pipes, and the whole structure behave like a single structure. Therefore, when the reactor transitions from the stationary state to the normal operation state, the temperature distribution changes and induces internal thermal stresses. In the case of the APR1400 nuclear power plant, the RCS model was developed as a lumped mass and beam model, it is not well suited for computing thermal stress according to changing reactor operating condition. In this study, we developed 1/4 model of RCS using symmetry condition3D and applying solid 3D element model to reduce problem size. The pressurizer connected to the primary system by smaller bore piping was excluded from the model since the piping is designed to absorb any thermal deformation and dynamic loads. The residual stress of RCS consists of the one for transition from shut-down condition to normal operating condition and the other for steady state thermal stress in the RCS structure. In this study, both of the one for combined transitional thermal and structural analysis and the other for combined steady state thermal and structural were done to assess the size of thermal stress and the degree of localized stress concentration. The RCS 3D solid model developed in this study can compute the size of RCS residual thermal stress and location of stress concentration in detail, it can contribute to the evaluation of structural integrity reliability of NPP.

원자로 및 원자로 덮개의 운전 상태에 따른 조립 하중 변화 분석

정지윤(Jeong Jiyun),남궁인(Namgung Ihn) 대한기계학회 2021 대한기계학회 춘추학술대회 Vol.2021 No.4

원자력발전소의 원자로는 노심에 핵연료를 설치하여, 핵분열을 통해 열을 발생하는 중요한 장치로서 노심을 안전하게 방사성물질의 누출을 방지하는 압력경계를 이루는 핵심적인 부분이다. 원자로압력용기는 원자로와 덮개로 이루어지며, 고온·고압의 냉각재가 새지 않도록 스터드 볼트와 실링으로 체결되어 있다. 원자로는 정지상태에서 정상상태로 운전상태가 변동되며, 스터드 볼트에 작용하는 체결력에 변동이 발생한다. 즉 원자로 조립부 주위의 온도 및 압력 변화에 따라 압력용기(RV)와 덮개(Closure Head Assembly) 사이의 체결력에 변화가 발생한다. 본 연구에서는 원자로와 덮개의 조립부위 체결력의 변화를 연구하였다. APR1400 원자로는 54개의 스터드 볼트로 덮개와 원자로를 조립한다. 스터드 볼트는 원주방향으로 패턴을 이루므로, 1/54 축대칭 3차원 FEM 모델을 개발하였다. 원자로 플랜지 조립부의 원자로 플랜지, 상부안내구조물 플랜지, 압축링, 노심지지구조물 플랜지, 스터드 및 너트에 대한 모델을 개발하였고, 각 부품 사이의 하중전달경로 해석을 통해 경계조건을 구하였다. 열해석-구조해석을 연계한 연성 FEM 해석을 원자로의 정지상태에서 정상운전상태로 변화에 대해 해석하여 원자로 조립부의 하중변화를 구하였다. 이 해석을 통해 원자로 덮개와 원자로 간의 조립하중과 내부구조물의 조립하중의 분배를 분석하였다. In Nuclear Power Plant, reactor contains nuclear fuels that produces heat through fission reaction and acts as important pressure boundary to prevent leakage of radioactive material. Reactor pressure vessel consists of reactor and closure head and is assembled by stud and nut and seal ring to prevent leakage of high-temperature and high-pressure coolant. Reactor operates between shut-down to normal operation, as a result the stud-bolt assembly load also experiences assembly load changes. In other word, at the assembly of reactor and closure, the assembly load changes due to temperature and pressure changes. In this study, we assess the pattern of assembly load change at the reactor and closure head assembly region. In APR1400, 54 stud bolts are installed to assemble closure head to reactor vessel. To take advantage of the rotational pattern of stud installation, we developed 1/54 axis symmetry 3D FEM model. Within reactor flange region of assembly, RV flange, UGS flange, HDR, CSB flange, stud and nut are modeled and performed load path analysis to get load boundary condition. A thermal-structural analysis was done to simulate assembly loading of reactor from shutdown to normal operation. The analysis reveals change of load sharing of internals and closure head to vessel.

System Engineering Structural Evaluation of APR1400 SG Steam Nozzle based on ASME BPVC Section Ⅲ

Patrick Mwangi Muriithi,Ihn Namgung(남궁인) 대한기계학회 2017 대한기계학회 춘추학술대회 Vol.2017 No.11

Nozzles introduce regions of structural discontinuity in pressure vessels hence main points of concern when evaluating the structural integrity of a pressure vessel. In this study, a system approach to the evaluation of the APR1400 SG steam outlet nozzles was employed. The process was systematically broken down in and a V-model of the same created to be able to address all the stakeholders’ requirements in the design process. The model was developed in ANSYS workbench 18.1 from the design drawings, the parameters for design and level A (operating) conditions derived from the standard safety analysis report (SSAR) for the APR1400 and the simulation done. The results of the simulations were then evaluated against the ASME BPVC section Ⅲ, division 1, subsection NC to determine the steam outlet nozzles conformance. The nozzles conformed to the requirements of the code for both the design and the level A conditions which confirmed a successful design as per the stakeholders’ requirements.

APR1400 원자로 내부구조물의 3D 쉘 모델링 및 모드 해석

정가희(Gahee Jung),남궁인(Ihn Namgung) 대한기계학회 2021 대한기계학회 춘추학술대회 Vol.2021 No.4

본 논문의 목적은 지진과 동적 하중을 적용하기 위한 원자로 내부 구조물 동해석 모델링 방법에 대한 것이다. 특히 복잡한 구조의 원자로 내부구조물의 동해석을 위한 모델 축소 방법을 중점적으로 다루었다. 모델의 크기를 축소하기 위해 3D 모델 대신 쉘요소(평판요소)를 사용하여 원자로 하부 구조물 동해석 모델을 개발하였다. 빔 모델은 요소와 노드 수 문제를 크게 줄일 수 있다는 장점이 있을 수 있지만, 모델의 형태를 지나치게 단순화하여 전체적으로 평균적인 시스템 응답을 구하게 된다. 반면에 3D 쉘 모델은 원자로 하부 구조물을 보다 자세히 모델로 개발 가능하여 실제의 지진응답과 유사한 응답을 계산할 수 있다. 이러한 이유로 인하여 본 연구에서, APR1400 원자로 하부 구조물의 동해석 모델 개발에 쉘 요소를 적용하여 전체 노드와 요소 수를 3D 솔리드 요소를 사용한 것에 비해 대폭 줄여서 계산시간과 저장공간을 축소하였다. 본 연구에는 APR1400 원자로 하부구조물인 LSS, CS 및 CSB를 쉘 요소로 모델을 개발하고 동해석을 수행하였다. 해석에 있어서, 냉각수를 고려하지 않은 건조상태의 모델에 대해 모드 해석을 수행하여, 거시적 응답으로서 빔모드(37Hz, 70Hz, 81Hz 등), 쉘 모드(37Hz, 43Hz, 56Hz 등)를 구하였다. 이를 통해 쉘 모드와 비틀림 모드의 저주파수 영역이 빔모드와 겹쳐져 있는 중요한 사실을 밝혔다. The purpose of this paper is to investigate the reactor internal dynamic analysis modeling methodology for earthquakes and dynamic loads. Especially the emphasis is on the reduction of model so that dynamic analysis of such complicated structure be possible. In order to reduce model size, the reactor internals dynamic analysis model was developed using shell elements instead of 3D solid elements. The model using beam element may have an advantage of being able to reduce size further, but it overly simplifies geometry and produces less detailed average system response. For example, it produces beam mode of response that lacks shell mode and twist mode of response, which is significant drawback of beam model. In contrast, 3D shell model can faithfully represent reactor lower internals so that it can compute responses that are equivalent to real responses from actual structure. FEM models using shell elements usually results in much smaller size of model. A 3D solid model usually is big and require a lot of computational time and storage space. For this reason, in this work, we developed APR1400 Reactor Lowe Internals dynamic analysis model adopting shell elements so that it reduces total number of nodes and elements compare to that using 3D solid elements, and therefore reduce computational time and storage space. In this study, we focused on modeling and conducting dynamic analysis of Lower Internals of APR1400 Reactor that consists of LSS (Lower Support Structure), CS (Core Shroud), and CSB (Core Support Barrel). Without considering coolant water, as dry condition, the modal analysis of lower internals showed global beam (37Hz, 70Hz, 81Hz etc.), shell (37Hz, 43Hz, 56Hz etc.) modes of vibration. It is important that the model reveals shell and twist mode of vibrations in addition to beam mode within low frequency range.

Development of 3D Shell Model of APR1400 Reactor Vessel and Closure Head and Modal Analysis

Gahee Jung(정가희),Ihn Namgung(남궁인) 대한기계학회 2021 대한기계학회 춘추학술대회 Vol.2021 No.11

For seismic analysis of NPP, RV used to be modeled as stick element of RCS. Because of overly simplification and the limitations of this model, there has been a need to improve this model. In this paper we developed a 3D shell model of RV and Closure Head and performed a detailed modal analysis to understand and reveal dynamic response. The choice of shell elements for RV and Closure Head model were to reduce problem size as much as possible. The modal analysis of RV alone, Closure Head alone and RV with Closure Head were done, and the results revealed many shell-modes of vibration in addition to beam-modes. It should note that RV and Closure Head combined case showed lower fundamental frequency than that of RV alone or Closure Head alone case. These results indicated that Closure Head acted as a mass rather than increasing stiffness of the system.

APR1400 원자로와 원자로 헤드 결합 부위의 스터드볼트 나사산 여부에 따른 응력 상태 분석

정지윤(Jiyun Jeong),남궁인(Ihn Namgung) 대한기계학회 2021 대한기계학회 춘추학술대회 Vol.2021 No.11

In NPP, reactors are consisted of reactor vessels, closure head, upper guide structure and internal structures. The reactor vessel is fastened with stud bolts and seal ring to prevent leakage of high-temperature and high-pressure coolant. In this study, stresses at the reactor vessel and the closure head assembly area were studied. The stud bolts were modeled in two ways: 1) a simplified model with a thread removed, and 2) a more detailed model including bolt threads to consider the thread effect. The maximum stress near bolt thread area was found to be about 3 times bigger than the model without thread. Stresses of other parts of models showed similar values. This study showed that the importance of detailed modeling of bolts in general and it makes significant difference. If the area of interests do not include stud bolt, a simplified model is enough to calculate RV and closure head assembly.

핵연료집합체 3 차원 축소모델 개발 및 모드해석

무하마드 수반(Muhammad Subhan),남궁인(Ihn Namgung) 대한기계학회 2021 대한기계학회 춘추학술대회 Vol.2021 No.4

APR1400 원전의 지진해석은 집중질량 빔요소로 구성된 2 차원 모델로서 수직 방향과 수평 방향 모델로 분리되어 있다. 원자로 코어의 모든 핵연료는 모두 합쳐져서 몇 개의 빔요소와 집중질량으로 모델이 이루어져 있다. AP1000의 경우에는 3 차원 집중질량과 빔요소를 사용하여 모델을 개발하였으며, 3 차원 지진해석을 수행하였다. 본연구의 목적은 노심의 핵연료집합체를 통합하지 않고 개별 핵연료집합체에 대한 축소 동해석 모델을 개발하여 노심 동해석을 가능하게 하는 것이다. 이를 위해 본 논문에서는 최신 컴퓨터 기술 및 모델링 기술을 접목해서 핵연료집합체의 3 차원 동해석 방법론을 개발하는 것이다. 3 차원 핵연료 집합체의 축소모델을 개발하기 위해 핵연료봉은 질량으로 나타냈고, CEA 가이드 튜브와 스페이서 그리드는 빔요소를 사용하였고, 하단지지체와 상단지지체는 쉘요소로 취급하여 전체적으로 축소된 모델을 개발하였다. 이렇게 개발된 축소모델은 2,740 개의 요소와 5,148 개의 요소를 가진다. 이 모델에 대해 모드해석을 하여 시험결과와 비교를 통해 1 차모드를 수렴하도록 하였다. 모드해석을 통해 2 차, 3 차 및 4 차 모드도 시험 결과와 유사한 경향을 보임을 확인하였다. 따라서 본 축소모델을 사용하여 지진해석 및 시간이력해석이 가능할 것으로 판단된다. 본 연구에서 모드해석 결과 기존의 통합 모델에서 관찰할 수 없던 트위스트 모드를 보였다. 이 결과는 핵연료사이의 접촉가능성을 보여주는 것으로서 핵연료 사이의 동적 거동에 대한 추가적인 연구가 필요하다. Currently, the seismic analysis model of APR 1400 consists of beam and lumped mass in 2D separated model in horizontal direction and vertical direction. Also in the core, fuel assemblies are aggregated and simplified into few beam and lumped masses. WEC also used beam and lumped mass elements for the AP1000 seismic analysis model, but used 3D beam and mass to represent whole core where fuel assemblies are aggregated as well. The main purpose of the lumped mass and beam modeling of fuel assembly is to simplify model and make core dynamic analysis possible without aggregating all fuels in core into few beam elements and lumped masses. This research investigates 3D dynamic analysis modeling methodology of nuclear fuel assembly reflecting performance improvement of computer technology and analysis software functionality. A 3D modeling approach of FA was proposed in which fuel rods mass was lumped, CEA guide tubes and spacer grid are represented by beam elements and lower end-fitting and upper end-fitting are represented by shell elements. The FA dynamic analysis model so developed consists of 2,740 elements and 5,148 nodes. The model was optimized for the 1st mode from the test results of FA applying modal analysis. The model was successfully represents 1st mode modal values. Also the modal analysis results exhibits similarities for 2nd, 3rd and 4th modes, hence the model can be used for further dynamic analysis of fuel assembly such as seismic analysis or time-history analysis. The corresponding mode shapes revealed additional mode of twist motion that was not shown by current FA dynamic model of APR1400 or AP1000. This research revealed there are extra modes of twist motion that could induce contact between FAs and would require further investigation of dynamic interaction between FAs.

Estimation of APR 1400 Nuclear Fuel Spacer Grid Equivalent Young’s Modulus for a Reduced Model of Fuel Assembly

Amy Nkirote Gichuru,Ihn Namgung(남궁인) 대한기계학회 2020 대한기계학회 춘추학술대회 Vol.2020 No.7