Root Cause Analysis and Structural Integrity Evaluation for a Crack in a Reactor Vessel Upper Head Penetration Nozzle

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(1)한국압력기기공학회 논문집 제9권 제1호 2013년 9월 pp. 56 󰡈 61. 원자로 상부헤드 관통노즐 균열에 대한 원인분석 및 건전성 평가 †. *. *. *. 이경수 ․ 이성호 ․ 이정석 ․ 이재곤 · 이승건. **. Root Cause Analysis and Structural Integrity Evaluation for a Crack in a Reactor Vessel Upper Head Penetration Nozzle †. *. *. *. Kyoung-Soo Lee , Sung-Ho Lee , Jeong-Seog Lee , Jae-Gon Lee and Seung-Gun Lee. **. (Received 3 August 2013, Revised 12 August 2013, Accepted 23 August 2013). ABSTRACT This paper presents the results of integrity assessment for the cracks happened in reactor vessel upper head penetration nozzles. The crack morphology for a boat sample from crack area was analyzed through microscope. The stress condition including weld residual stress around crack was analyzed using finite element analysis. From the results of crack morphology and stress condition, the crack was concluded as primary water stress corrosion cracking. The integrity of the cracked nozzle was assessed by the methodology provided in ASME Section XI. According to the assessment results, the remaining life of the cracked nozzle was 1.43 yrs. and the plant decided to repair it. Key Words : Control element drive mechanism nozzle(제어봉구동기구 노즐), Dissimilar metal weld(이종금속용접), Primary water stress corrosion cracking(일차수응력부식균열), Weld residual stress(용접잔류응력). 1. 서 론 최근 가압경수로형 원자력발전소의 원자로상부헤드 관통노즐에 대한 가동중검사 과정 중에 균열이 탐지된 사례가 있다. 균열이 발견되면 균열은 다양한 원인에 의해 생성될 수 있기 때문에 그 생성원인이 규명되어 야 한다. 예를 들어 균열이 피로하중에 의한 것인지, 응력부식균열에 의한 것인지, 제작 균열 또는 외부 충 격에 의한 것인지를 규명해야 한다. 균열의 생성원인. 야 한다. 계속 사용이 불가하다면 그에 따른 정비방안 을 강구해야 한다. 본 논문에 최근 원자로상부헤드 관 통노즐에서 발견된 균열에 대한 원인 분석 및 기기건전 성 평가 내용을 제시하였다.. 2. 균열 특성 및 원인 분석 2.1 균열위치 및 특성 본 연구에서 고찰한 원자로상부헤드 관통노즐은 Alloy. 에 따라 기기에 미치는 영향 및 대응 방법이 달라지기 때문에 균열의 원인분석은 매우 중요하다. 균열생성원 인이 규명되면 균열이 기기에 미치는 영향을 평가해야 한다. 우선 균열상태에서 기기의 계속 사용 가능 여부 를 평가하고 계속 사용이 가능하다면 그 기간을 평가해 † 책임저자, 회원, 한수원 중앙연구원 E-mail : [email protected] TEL : (042)870-5532 FAX : (042)870-5568 * 한수원 중앙연구원 ** 재료연구소. Fig. 1 RV upper head and penetration nozzle.

(2) 원자로 상부헤드 관통노즐 균열에 대한 원인분석 및 건전성 평가. 57. Fig. 3 Cracks in the replica. 영한 사진의 일부를 Fig. 3에 제시하였다. 노즐에서 단 속적으로 약 4.5mm 의 균열이 확인되었으며 입계를 따 라 진전되고 주균열 주위에서 미세한 균열(micro-fissure) 이 존재하는 것이 관찰되었다. 이는 일차수응력부식 2) 균열에서 나타나는 일반적인 특징이다 . Fig. 2 Crack location in the nozzle. 600, 원자로상부헤드는 SA508 Class 3으로 제작되었 고, 상부헤드와 관통노즐 사이의 용접은 Alloy 82/182 로 수행되었다. 원자로상부헤드의 정상운전 온도는 2. 318.8℃, 압력은 157kg/cm 이며 발전소는 상업운전 을 시작한지 18년이 경과하였다. 원자로상부헤드 및 관통관의 형상은 Fig. 1과 같다. 노즐의 내경은 69.3mm, 두께는 25.7mm 로서 원자로상부헤드와는 J-홈 형태로 부분관통 용접되어 있다1). 균열이 발생한 위치는 Fig. 2에 도시된 바와 같이 노즐의 외면으로서 원자로상부헤드와 J-홈 용접된 경 계부위이었다. 균열은 용접이 끝나는 용접 끝단보다 약 간 한단에서부터 용접부 중간보다 높은 위치까지 축 방향으로 1.44인치이었고 깊이는 최대 깊이에서 0.309 인치이었다. 원주방향으로는 down-hill 최하단을 기점 으로 약 40˚지점으로서 원주방향 성장은 없었다. 용접 부 표면에서의 액체탐상검사(Liquid penetration test) 에서는 균열이 탐지되지 않았다. 균열의 형상을 확인하기 위하여 균열부위를 포함하 여균열인접부로부터 시편을 채취하여 레플리카를 제 작하였다. 표면 에칭액으로는 CuCl2, HCl, Ethanol의 혼합액을 사용하였다. 광학현미경으로 200배 확대 촬. 2.2 응력해석 일차수응력부식균열은 높은 인장응력이 존재하여 야 발생가능하므로 균열지역에서의 응력수준을 확인 하기 위해서 유한요소법을 이용하여 열해석과 응력해 석을 수행하였다. 응력해석은 먼저 용접해석을 통해 용 접잔류응력을 구한 후에 수압시험 조건과 정상운전 온 도 및 압력 조건을 부가하여 최종 정상운전상태의 응 력을 구하였다. 해석에는 ABAQUS 6.10을 사용하였고 유한요소모델 작성을 위하여는 Solidworks 및 ABAQUS CAE를 사용하였다. 원자로상부헤드의 노즐 및 용접형 상이 비대칭형태이므로 3차원 모델을 사용하였고 열 해석에는 DC3D8을, 응력해석에는 C3D8을 사용하였 다. 본 해석을 위해 작성된 유한요소모델을 Fig. 4에 도 시하였다. 용접부는 실제 비드 형상에 가깝게 11층으로 모사하였다. 용접과정 중 재료는 상온에서 용융점까지의 온도변 화를 겪기 때문에 용접해석을 위해서는 온도변화 영역 내에서의 재료물성값이 필요하다. 용접잔류응력 해석 에 사용된 주요 재료물성은 기존 논문자료를 활용하였 으며 그 중 항복강도, 열전도도, 열팽창계수를 Fig. 5, 6, 7에 각각 나타내었다3-9). 용접금속의 부착은 ABAQUS 의 모델변경(Model Change) 기능을 사용하여 모사하 였다. 열해석시 1,700℃의 온도로 용접금속이 용착된. 한국압력기기공학회 논문집 제9권 제1호 2013년 9월.

(3) 58. 이경수 ․ 이성호 ․ 이정석 ․ 이재곤 · 이승건. Fig. 4 Finite element model for the analysis. Fig. 5 Yield strength. 후 용착부위로부터 주변으로 열유속이 가해져 현실적 인 용용부 형상이 형성되도록 설정하였고, 이때 노즐 및 원자로상부헤드의 내, 외부 표면을 자연대류 조건 (20℃, 10W/m2℃) 을 적용하여 냉각될 수 있도록 설 정하였다. 층간 온도 기준을 고려하여 용접금속이 용 착된 후 2,000초가 경과한 후 후속 비드가 용착되도 록 하였다. 응력해석은 온도해석결과를 바탕으로 수 행하였고 등방경화(isotropic hardening) 조건과 재료 의 고상온도에서 누적된 소성변위가 제거될 수 있도록 어닐(anneal) 옵션을 적용하였다. 용접 과정 해석이 종 료된 후 수압시험 및 가열/냉각 운전 조건을 반복 적용 하여 최종 용접 잔류응력을 도출하였고, 이후 정상상태. Fig. 6 Thermal expansion coefficient. (steady state)에서의 온도 및 압력 조건을 부가하여 노 즐 용접부에서의 최종 정상운전상태의 응력을 도출하 였다. Fig. 8과 Fig. 9는 유한요소해석으로 구한 최종응력 분포로서 Fig. 8은 원주응력분포이고 Fig. 9는 축응력 분포이다. 전체적으로 볼 때 용접영역 높이에서 노즐 내면보다는 외면에서의 높은 인장응력이 형성되어 있 고 외면에서도 용접시작점(최심점)보다는 용접이 끝나 는 지점 부근에서 높은 인장응력이 형성되는 경향을 보인다. 또한 용접부를 벗어난 지역에서는 잔류응력값 이 매우 낮음을 알 수 있다. 원주응력은 용접이 끝나는 최하단 부근의 노즐 외면에서 최대 700MPa, 축응력. Fig. 7 Thermal conductivity. 역시 용접이 끝나는 하단 부근의 노즐외면에서 최대 453MPa이다. 축방향에 비해 원주방향으로 상대적으. 가 매우 일치함을 알 수 있다. 특히 균열위치에서 원. 로 높은 인장응력형성되는 것으로 나타났다. 실제 균. 주응력이 높은 인장상태를 보임으로써 원주균열 보다. 열이 발생한 위치와 높은 인장응력이 형성되는 위치. 는 축균열 발생가능성이 높음을 확인할 수 있다.. Transaction of the KPVP, Vol. 9, No. 1.

(4) 59. 원자로 상부헤드 관통노즐 균열에 대한 원인분석 및 건전성 평가. Table 1 Acceptance criteria for RV head penetration nozzle 위치. 축균열. 원주균열. 깊이. 길이. 깊이. 길이. 비 압력경계. 두께 100%. 제한 없음. 두께 100%. 원주 75%. 부분압력경계 내면. 두께 75%. 제한 없음. 개별 평가. 개별 평가. 압력경계 외면. 개별 평가. 개별 평가. 개별 평가. 개별 평가. 평가기준을 제시하지 않고 사업자가 정당한 평가기준 을 설정하여 규제기관을 납득시켜야 함을 의미한다. 본 평가에서 확인된 결함은 용접높이 노즐외면에서의 축균열로서 발생위치가 부분압력경계 외면에 해당하 Fig. 8 Circumferential stress distribution. 나 보수적인 평가를 위해서 두께의 75%를 평가기준 으로 설정하였다.. 3.2 평가 절차 및 결과 가압경수로 원전의 원자로상부헤드 관통노즐에서 의 결함에 대한 평가절차는 ASME Section XI Non Mandatory Appendix O에 제시되어 있으며 그 대략적 인 흐름을 Fig. 10에 도시하였다. 결함은 초음파탐상검사를 통해 검출하고 있으며 실 제 결함의 형상은 매우 복잡하므로 IWA-3000 또는 NMA O-2000에 따라 결함의 길이와 깊이를 결정한다. 이에 따라 결정된 결함깊이와 길이는 2.1절의 Fig. 2에 제시되었다. 결함성장평가를 위해서는 결함 발생 위치 및 성장 경로를 따른 응력장의 응력분포를 구해야 하며 이는 2.2절의 유한요소해석을 통해서 도출하였다. 결함 성장평가는 파괴역학적 해석에 따라 수행되며 그 구체. Fig. 9 Axial stress distribution. 3. 구조건전성 평가 3.1 평가 기준 가압경수로 원전의 원자로상부헤드 관통노즐에 대 한건전성 평가 절차 및 결함 허용기준은 ASME Section XI IWB-3660에 제시되어 있다. 특히 결함허용기준은 Table IWB-3663-1에 제시되어 있으며 그 내용을 Table 1에 나타내었다. Table 1에서 개별평가는 ASME에서. Fig. 10 Flow for flaw evaluation in RVUH nozzle. 한국압력기기공학회 논문집 제9권 제1호 2013년 9월.

(5) 60. 이경수 ․ 이성호 ․ 이정석 ․ 이재곤 · 이승건. 적인 평가방법은 NMA O-3000에 제시되어 있다. 일차수응력부식균열에 대한 결함성장평가식은 ASME Sec. XI NMA O-3230에 제시되어 있으며 다음 식 (1) 과 같다.. . .           exp             . (1). 여기서, da/dt＝절대온도 T에서의 균열성장속도 [m/s] Qg＝열적 활성화 에너지 [＝130kJ/mole] －3. Fig. 11 Circumferential stress along nozzle thickness at crack. R＝일반 기체상수 [＝8.314×10 kJ/mole-K] T＝균열위치에서의 절대온도 [˚K] Tref＝598.15 [˚K] α＝균열성장계수 [＝2.67×10－12 at 325℃] KI＝균열선단 응력확대계수 [MPa√m] KIth＝9 [MPa√m] β＝1.16이다. 식 (1)에서 균열위치에서의 운전온도(T)와 응력확대 계수(KI)를 제외한 값은 상수로 주어져 있으며 본 평가 에서 운전온도는 592˚K를 적용하였다. 균열선단에서의 응력확대계수 계산과정은 ASME Sec. XI NMA O-3210 에 제시되어 있으며 이를 포함하여 식(1)의 모든 계산 과정은 사내 코드로서 전산화하였다. Fig. 11은 Fig. 8로부터 Fig. 2의 균열에 대한 성장경. Fig. 12 Stress intensity factor along estimated crack path. 로를 따라 추출한 응력값이며 Fig. 12는 균열경로를 따 라 계산된 응력확대계수(KI)이고, Fig. 13은 상기 식(1) 을 적분하여 계산된 시간에 따른 결함깊이 성장 평가선 도이다. 이 결과에 의하면 검출된 결함이 두께의 75%까 지 성장하려면 1.43년이 소요될 것으로 예상되었다.. 4. 결 론 국내 가압경수로원전의 원자로상부헤드 관통노즐에 서 발견된 결함에 대한 원인분석 및 구조건전성을 평 가한 결과는 다음과 같다. 1. 균열부위 레플리카에 대한 조직분석 결과 결함은 입계를 따라 성장한 것으로 확인되었으며 이는 가압경 수로원전 운전환경의 Alloy 600 재료에서 발견되는 전. Fig. 13 Crack growth evaluation curve through thickness. Transaction of the KPVP, Vol. 9, No. 1. 형적인 일차수응력부식균열 현상과 일치한다. 2. 결함 및 주변지역에 대한 응력해석결과 결함위치 주변에 높은 원주방향 인장응력이 형성되어 있는 것으.

(6) 원자로 상부헤드 관통노즐 균열에 대한 원인분석 및 건전성 평가. 로 확인됨으로써 축방향 결함 발생 원인이 규명되었다. 3. 결함에 대한 구조건전성 평가결과, 결함이 현재 상 태에서 ASME Section XI의 허용기준인 두께의 75% 까지 성장하는데는 약 1.43년이 소요될 것으로 예상 된다.. 6.. 참고문헌 1. Lee, K. S., Lee, J. S., 2013, “Safety Evaluation Report for Hanbit Unit 3 RVCH Nozzle Cracks”, KHNP-CRI. 2. Enes G, 2012, “Microstructure Evaluation of JGroove & CEDM Nozzle on the YGP #3”, KHNPCRI. 3. Lee, K. S., Park, C. Y., Kim, H. D., Kim, J. S., Park, J. H, 2007, “Preliminary Evaluation of Primary Water Stress Corrosion Cracking Initiation Potential on Small Penetration Nozzle Welds by Residual Stress Analysis”, Trans. of the KPVP, Vol. 3, No. 2, pp.101-108K. 4. Lee, K. S., Park, C. Y., Kim, T. R., Kim, M. W., Park, J. H., “Characteristics of Weld Residual Stress in Butt Welding between SA508 and Type 316L Plates”, KPVP 2008 Proceedings, pp.261-262. 5. Lee, K. S., Kim, W. J., Lee, J. K., Park, C. Y.,. 7.. 8.. 9.. 61. Yang, J. S. Kim, T. R., Park, J. H., 2009, “Finite Element Analysis and Measurement for Residual Stress of Dissimilar Metal Weld in Pressurizer Safety Nozzle Mockup”, Journal of Mechanical Science and Technology, Vol. 23, pp.1-8. Lee, K. S., Lee, S. H., Kim, W. J., 2012, “Effects of the Hydrostatic Test and the Operating Condition on Weld Residual Stress at a Safety Nozzle of the Pressurizer”, Trans. of the KPVP, Vol. 8, No. 1, pp. 19-24. Lee, K. S., Kim, M. W., Lee, S. H., 2013, “Threedimensional Finite Element Analysis for Estimation of the Weld Residual Stress in the Dissimilar Butt Weld Piping”, Journal of Mechanical Science and Technology, Vol. 27, No. 1, pp. 1-6. Lee, K. S., Lee, S. H., Kim, Y. J., 2012, “Development of Evaluation Curves for the Structural Integrity in the Dissimilar Metal Welds against PWSCC in Nuclear Power Plant”, PBNC 2012 Proceedings, pp. 84. Lee, K. S., Lee, S. H., Bae, H. Y., 2012, “Evaluation for Weld Residual Stress and Operating Stress around Weld Region of the CRDM Nozzle in Reactor Vessel Upper Head”, Journal of KSMEA, Vol. 36, No. 10, pp.1235-1239.. 한국압력기기공학회 논문집 제9권 제1호 2013년 9월.

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