대체 기술기준을 적용한 크리프 영역 고온 압력기기의 건전성 개선

이형연(Hyeong-Yeon Lee),이제환(Jewhan Lee),어재혁(Jaehyuk Eoh) 대한기계학회 2021 大韓機械學會論文集A Vol.45 No.12

본 연구에서는 크리프 영역의 고온에서 가동되는 316L 스테인리스강 재질의 고온 열교환기의 고신뢰도 설계 및 평가 방법론을 제시하였다. 대형 소듐 열유동특성 종합효과시험시설로서 한국원자력연구원 내에 구축 완료 후 가동 중에 있는 STELLA-2 내 고온 소듐-공기 열교환기인 UHX의 구조설계 및 건전성 평가 방법론을 기술하였다. 일차 냉각재인 소듐의 온도가 550℃이고, 이차냉각재인 공기의 유입온도가 20℃로 530℃의 높은 온도차를 가지며 사용재질이 316L 스테인리스강인 헬리컬형 열교환기 UHX에 대해 구조설계 방법론과 3D 유한요소해석 기반 응력해석 및 건전성 평가 방법론을 제시하였다. 고온 압력기기의 설계에 통상적으로 사용하는 ASME BPVC Section VIII Division 2의 적용 시 기술현안, 그리고 대체 기술기준인 RCC-MRx를 따른 설계 건전성 평가 방법론을 제시하였다. In this study, the methodologies for design and integrity evaluations for a heat exchanger made of type 316L stainless steel subjected to high temperatures in the creep range are suggested. Structural design and integrity evaluations are conducted for a sodium-to-air heat exchanger UHX in the STELLA-2 test facility at the Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) for large-scale sodium thermal fluid characteristics integral effect tests and is currently under operation. The helical-type heat exchanger of the UHX has a temperature difference of 530°C with the primary coolant of 550°C sodium and secondary coolant of 20°C air and is made of austenitic stainless steel of type 316L. Methodologies for the structural designs, stress analyses, and integrity evaluations based on 3D finite element analysis are suggested. In the integrity evaluations on the UHX, the technical issues to applying the ASME BPVC Section VIII Division 2 that is generally used for design of the pressure vessel is analyzed and design methodologies for alternative design rules of the RCC-MRx are provided.

초임계압 화력 재열증기배관계통의 건전성 제고 방안

이형연(Hyeong-Yeon Lee),이제환(Jewhan Lee) 대한기계학회 2021 대한기계학회 춘추학술대회 Vol.2021 No.4

압력배관의 설계기술기준인 ASME B31.1⁽¹⁾은 저온은 물론 크리프 영역에서 가동되는 초임계압(supercritical) 화력발전소와 석유화학 플랜트 등의 고온 압력배관의 설계에도 널리 사용되고 있다. 그런데 ASME B31.1 은 크리프 영역의 고온 배관 설계 시 크리프 영향을 암묵적(implicit)으로 고려하고 있는데, 선행 연구^(2,3)에 따르면 배관이 크리프 영역에서 장기간 가동되는 경우에는 설계평가 결과가 고온 가동시간에 무관하게 동일한 결과가 나오기 때문에 비보수적 결과를 초래할 수 있는 것으로 나타났다. 본 연구에서는 크리프 영향을 명시적(explicit)으로 고려하는 원자력등급의 고온 배관설계 기술기준인 RCC-MRx RB-3600⁽⁴⁾을 적용하고, 이를 ASME B31.1의 평가 결과와 비교함으로써 보수성 관점에서 정량적 비교 분석을 수행하였다. 분석 결과 크리프 영역의 고온에서 장기간 가동 시 크리프 영향을 명시적으로 고려하고 있는 RCC-MRx를 따른 평가결과는 가동시간에 따라 크리프 손상의 모사가 가능하고, 또한 허용치를 초과하는 것으로 나타났으나 ASME B31.1의 결과는 가동시간에 무관하게 모두 허용치 이내로 나타나 비보수적 결과가 초래될 수 있는 것으로 확인되었다. ASME B31.1의 또 다른 기술현안은 배관 두께에 따른 열구배를 고려하지 못하기 때문에 열구배 영향이 큰 배관에 적용 시 실제 거동과 차이를 보이지만, RCC-MRx RB-3600의 경우 배관의 두께 영향을 명시적으로 고려하고 있다는 점이다. 한편 초임계압 화력 재열증기배관계통의 건전성 향상 방안으로서 기존 배관계통의 배치에서 일부 과잉 지지구조물의 제거 또는 위치 변경을 통해 배관계통의 응력수준을 낮추고 이로부터 건전성을 제고시킬 수 있는 방안을 제시하였다. 특히 FM(Ferritic-Martensiti)강 용접부에서 전형적으로 발생하는 Type IV 균열⁽⁵⁾ 가능성을 저감시킬 수 있는 유효 방안으로서 지지구조물의 재배치 또는 잉여 지지구조의 제거를 통해 거시적으로 배관계통의 응력수준을 낮추고, 이로부터 배관의 손상을 저감시킬 수 있는 방안을 제시하였다. The design rules of ASME B31.1 are generally used for the design of power piping subjected to high temperature in the creep range as well as low temperature. As ASME 31.1 takes creep effects into account implicitly for the design of high-temperature piping, it is not possible to take practical consideration of creep effects, which means that once design rules of B31.1 are satisfied at the beginning of the plant startup, the design rules are always satisfied regardless of the operation time in the creep range because it does not consider progressive accumulation of creep effects. However, nuclear-grade design rules of RCC-MRx that considers creep effects explicitly are capable of consideration of creep effects depending on operation time. Study on mitigation of thermal stresses in the piping systems with simple removal of a redundant piping support was conducted. It was shown that thermal stress could be reduced as a whole with minor modification of the piping supports in the operating or new plants. The other important aspect is that ASME B31.1 is not capable of considering the thickness of pipe whose thermal gradient depending on the thickness does have significant effects while RCC-MRx is capable of considering the thickness effects explicitly.

Grade 91 강의 고온 균열진전 실험 결과와 설계 물성치의 비교

이형연(Hyeong-Yeon Lee),김우곤(Woo-Gon Kim),김낙현(Nak-Hyun Kim) 대한기계학회 2015 大韓機械學會論文集A Vol.39 No.1

본 연구에서는 피로 하중 및 크리프 하중을 받는 Mod.9Cr-1Mo (ASME Grade 91)강 시편에 대한 일련의 실험결과로부터 재료물성치인 고온 균열진전 모델을 개발하였다. 이 균열진전 모델은 크리프-피로하중을 받는 균열체의 결함평가에 사용되는 물성치이다. 한국원자력연구원이 수행한 일련의 피로 균열진전(FCG) 속도 실험 및 크리프 균열진전(CCG) 속도 실험 결과로부터 균열진전 모델을 결정하고, 이를 프랑스의 고온 설계 기술기준인 RCC-MRx 와 비교함으로써 설계 물성치의 보수성에 대해 검토하였다. RCC-MRx 는 FCG 모델 및 CCG 모델을 Section III Tome 6 에서 제공하고 있는데, 실험으로부터 결정한 균열진전 모델과 비교한 결과 RCC-MRx 의 FCG 모델은 보수적인 것으로 나타난 반면 CCG 모델은 비보수적인 것으로 나타나 동 물성치에 대한 검증이 필요한 것으로 나타났다. 또한 본 연구에서는 기계적 강도 및 크리프 시험결과에 대해서도 RCC-MRx 의 물성치와 비교 및 분석하였다. The material properties of crack growth models at an elevated temperature were derived from the results of numerous crack growth tests for Mod.9Cr-1Mo (ASME Grade 91) steel specimens under fatigue loading and creep loading at an elevated temperature. These crack growth models were needed for defect assessment under creep-fatigue loading. The mathematical crack growth rate models for fatigue crack growth (FCG) and creep crack growth (CCG) were determined based on the test results, and the models were compared with those of the French design code RCCMRx to investigate the conservatism of the code. The French design code RCC-MRx provides an FCG model and a CCG model for Grade 91 steel in Section III Tome 6. It was shown that the FCG model of RCC-MRx is conservative, while the CCG model is non-conservative compared with the present test data. Thus, it was shown that further validation of the property was required. Mechanical strength tests and creep tests were also conducted, and the test results were compared with those of RCC-MRx.

소듐냉각고속로 붕괴열교환기의 고온 설계 및 건전성 평가

이형연(Hyeong-Yeon Lee),어재혁(Jae-Hyuk Eoh) 대한기계학회 2013 大韓機械學會論文集A Vol.37 No.10

본 연구에서는 소듐냉각 고속로 붕괴열교환기(DHX)의 고온 설계 및 크리프-피로 손상 평가를 수행하였다. 제 4 세대 소듐냉각 고속로의 능동 및 피동 잔열제거계통에 설치되는 DHX 와 한국원자력연구원의 STELLA-1 시험루프에 설치된 DHX 에 대해 상세설계 및 3D 유한요소해석을 수행하고, 동 결과에 기초하여 고온설계 기술기준인 ASME Section Ⅲ Subsection NH 와 RCC-MR 코드를 따라 크리프-피로 손상평가를 수행하였다. 크리프-피로 손상평가 결과에 기초하여 두 설계기준에 대해 비교 분석하고, 설계 기술기준의 보수성 이슈에 대해 토의하였다. In this study, high temperature design and creep-fatigue damage evaluation of a decay heat exchanger (DHX) in the decay heat removal systems of a sodium-cooled fast reactor (SFR) have been performed. Detail design and 3D finite element analysis have been conducted for the DHXs to be installed in active and passive decay heat removal systems in Korean Generation IV SFR, and the DHX installed in the STELLA-1(Sodium integral effect test loop for safety simulation and assessment) at KAERI (Korea Atomic Energy Research Institute). Evaluations of creep-fatigue damage based on full 3D finite element analyses were conducted for the two Mod.9Cr-1Mo steel heat exchangers according to the elevated temperature design codes of ASME Section Ⅲ Subsection NH and RCC-MR code. Code comparisons were made based on the creep-fatigue damage evaluation and issues on conservatisms of the design codes were discussed.

소듐 시험루프 내 소듐대 공기 열교환기의 고온 설계

이형연(Hyeong-Yeon Lee),어재혁(Jae-Hyuk Eoh),이용범(Yong-Bum Lee) 대한기계학회 2013 大韓機械學會論文集A Vol.37 No.5

제 4 세대 소듐냉각 고속로에는 중간열교환기(IHX), 붕괴열제거 열교환기(DHX), 공기 열교환기(AHX), 핀형 소듐-공기 열교환기(FHX) 및 증기발생기(SG)를 포함한 다양한 열교환기들이 설치된다. 본 연구에서는 STELLA-1 시험루프에 설치된 소듐-공기 열교환기인 AHX 와 SELFA 시험루프에 설치될 핀형(finned) 소듐-공기 열교환기인 FHX 등 2 기의 열교환기 설계에 대해 3D 상세 유한요소해석을 수행하고, 동 결과에 기초하여 고온설계 기술기준을 따라 크리프-피로 손상평가를 수행하였다. 손상 평가결과 AHX와 FHX는 의도하는 크리프 피로 손상 하중 하에서 구조 건전성을 유지하는 것으로 확인되었다. In a Korean Generation IV prototype sodium-cooled fast reactor (SFR), various types of high-temperature heat exchangers such as IHX (intermediate heat exchanger), DHX (decay heat exchanger), AHX (air heat exchanger), FHX (finned-tube sodium-to-air heat exchanger), and SG (steam generator) are to be designed and installed. In this study, the high-temperature design and integrity evaluation of the sodium-to-air heat exchanger AHX in the STELLA-1 (sodium integral effect test loop for safety simulation and assessment) test loop already installed at KAERI (Korea Atomic Energy Research Institute) and FHX in the SEFLA (sodium thermal-hydraulic experiment loop for finned-tube sodium-to-air heat exchanger) test loop to be installed at KAERI have been performed. Evaluations of creep-fatigue damage based on full 3D finite element analyses were conducted for the two heat exchangers according to the hightemperature design codes, and the integrity of the high-temperature design of the two heat exchangers was confirmed.

대용량 고온 열저장 시스템용 내열강의 재료거동 특성

이형연(Hyeong-Yeon Lee),김낙현(Nak-Hyun Kim),어재혁(Jaehyuk Eoh) 대한기계학회 2021 대한기계학회 춘추학술대회 Vol.2021 No.11

The design temperature of a large scale high-temperature thermal energy storage system for generation of electricity with renewable energy sources tends to be increased higher than before for higher efficiency. In this paper, a review on candidate heat-resistant materials for a large-scale thermal energy storage system was conducted based on the comparisons of the codified materials in elevated temperature design rules. From viewpoint of high-temperature designers, reviews on characteristics of high-temperature material behavior and technical issues for the large scale thermal energy storage system with design temperature around 700°C or higher were analyzed and comparisons among the materials were conducted.

700℃ 대용량 열저장 시스템 내 Type 316L 스테인리스강 기기의 설계

이형연(Hyeong-Yeon Lee),하도연(Do-Hyun Ha),이제환(Jewhan Lee),어재혁(Jahyuk Eoh) 대한기계학회 2022 대한기계학회 춘추학술대회 Vol.2022 No.3

Assessment of Creep-Fatigue Crack Growth for a High Temperature Component

Hyeong-Yeon Lee(이형연),Jong-Bum Kim(김종범),Jae-Han Lee(이재한) 대한기계학회 2008 대한기계학회 춘추학술대회 Vol.2008 No.11

An assessment of creep-fatigue crack behavior is required to ensure the structural integrity for high temperature components such as fast breeder reactor structures or thermal power plant components operating at an elevated temperature. In this study, an evaluation of creep-fatigue crack growth has been carried out according to the French assessment guide of the RCC-MR A16 for austenitic stainless steel structures. The assessment procedures for creep-fatigue crack growth in the recent version of the A16 (2007 edition) have been changed considerably from the previous version (2002 edition) and the material properties (RCC-MR Appendix A3) have been changed as well. The impacts of those changes on creep-fatigue crack growth behavior are quantified from the assessments with a structural model. Finally the assessment results were compared with the observed images obtained from the structural tests of the same structural specimen.

크리프 영역 고온 압력기기 및 배관계통의 고신뢰도 구조설계 방안

이형연(Hyeong-Yeon Lee),이제환(Jewhan Lee) 대한기계학회 2021 대한기계학회 춘추학술대회 Vol.2021 No.6

대용량 열에너지 저장 시스템의 700°C 내열 열교환기 고온 구조설계

이형연(Hyeong-Yeon Lee),어재혁(Jaehyuk Eoh) 대한기계학회 2021 대한기계학회 춘추학술대회 Vol.2021 No.6