Structural design and integrity evaluations for reactor vessel of PGSFR sodium-cooled fast reactor

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기호설명

PL = local primary membrane stress Pb = primary bending stress Pe = expansion stress Q = secondary stress

Sm = design stress intensity value S_y = yield strength value X = primary stress index Y = secondary stress index

1. 서 론

현재 국내에서 개발 중인 소듐냉각고속로(PGSFR:

Prototype Gen-IV Sodium-cooled Fast Reactor)의 용 량은 150MWe이며 금속연료를 사용하는 풀형(Pool type) 원자로이다.⁽¹⁾

대부분의 소듐냉각고속로의 운전온도는 500˚C 이 상의 고온에서 운전되며 운전압력은 대기압 수준으 로 낮다. 이러한 높은 운전온도 조건은 원자로용기 에 있어서 심각한 시간의존성 크립손상을 야기할 수 있기 때문에 정상운전 시에 열응력을 최소화하는 설 계가 요구된다. 이를 위해 대부분의 소듐냉각고속로 원자로용기는 5cm 이하의 박막두께를 갖도록 설계 된다. 이러한 설계는 가압경수로와는 달리 대기압 수준의 저압운전 조건을 만족한다.

PGSFR 소듐냉각고속로 원자로용기 설계 및 구조건전성 평가

구경회^†･김성균^*

Structural design and integrity evaluations for reactor vessel of PGSFR sodium-cooled fast reactor

Gyeong Hoi Koo^† and Sung Kyun Kim^*

(Received 31 May 2016, Revised 13 June 2016, Accepted 27 June 2016)

ABSTRACT

In this paper, the structural design and integrity evaluations for a reactor vessel of PGSFR sodium-cooled fast reactor(150MWe) are carried out in compliance with ASME BPV III, Division 5 Subsection HB. The reactor vessel is designed with a direct contact of primary sodium coolant to its inner surface and has a double vessel concept enclosing by containment vessel. To assure the structural integrity for 60 years design lifetime and elevated operating temperature of 545˚C, which can invoke creep and creep-fatigue damage, the structural integrity evaluations are carried out in compliance with the ASME code rules. The design loads considered in this evaluations are primary loads and operation thermal cycling loads of normal heat-up and cool-down. From the evaluations, the PGSFR reactor vessel satisfies the ASME code limits but it was found that there is a little design margin of creep damage for inner surface at the region of cold pool free surface.

Key Words : Sodium-Cooled Fast Reactor (소듐냉각고속로), Reactor Vessel (원자로용기), Structural Integrity (구 조건전성), Creep Damage(크립 손상), Creep-Fatigue (크립-피로)

†

*

책임저자, 회원, 한국원자력연구원 [email protected]

TEL : (042)868-2950 FAX : (042)868-2857 한국원자력연구원

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PGSFR원자로용기의 설계수명은 60년, 운전온도 는 545˚C이며 일차소듐냉각재가 원자로용기 내벽에 직접 접촉하는 설계개념을 채택하고 있다. 따라서 원자로 기동 및 정지 운전시에 원자로용기에 작용하 는 과도 열하중을 견디도록 복잡한 고온 구조설계가 요구된다.

PGSFR 원자로용기 설계에 대한 구조건전성 평가 는 시간의존성 손상인 크립을 비롯하여 이를 고려한 일차응력과 변형률 제한에 대한 기술기준이 요구되 며 이를 위해 ASME BPV, Section III, Division 5의 고온원자로 설계기준을 적용한다.⁽²⁾

원자로용기는 외부에 일차소듐냉각재 누출사고 시에 이에 대처할 수 있도록 격납용기가 감싸고 있 는 이중용기 구조로 설계된다. 그리고 격납용기 외 부에는 중대사고 시에 일차소듐냉각재를 냉각시키 고, 정상운전 시에는 원자로 격실온도를 일정 수준 이하로 유지하기 위한 원자로격실냉각계통(RVCS:

Reactor Vault Cooling System)이 있다. 이러한 설계 개념은 원자로 기동이나 정지 운전 시에 원자로용기 에 대한 전도(Conduction), 대류(Convection), 그리고 복사(Radiation) 열전달 기구를 고려한 복잡한 열전 달 해석이 요구한다. 이러한 온도분포 해석은 열응 력 계산 및 고온구조건전성 평가 결과에 크게 영향 을 미친다.

본 논문에서는 60년 설계수명 동안 발생되는 PGSFR 기동 및 정지 운전조건에 대해 원자로용기의 과도 온도분포해석을 수행하고 ASME 기술기준에 따른 고온구조건전성 평가결과를 제시하였다.

2. 설계 개요

PGSFR원자로용기는 ASME BPV III, Division 5, Subsection HB에 따라서 A 등급 기기로 설계된다.

내진등급은 Class I이며 60년 설계수명, 운전온도 545˚C (설계온도, 565˚C), 설계압력 0.2MPa, 그리고 설계재료는 Type 316SS, SA-182, 316H이다.

Fig. 1과 Fig. 2는 PGSFR 일차열전달계통에 대한 정면도 및 평면도를 각각 나타내며 그림에서와 같이 원자로용기 내부에는 중간열교환기를 비롯하여 일 차열전달계통펌프, 상부내부구조물, 그리고 노심집 합체 및 노심지지물을 비롯한 원자로내부구조물이 일체형으로 배치되어 있다.

Fig. 1 PGSFR primary heat transfer system (pront view)

Fig. 2 PGSFR primary heat transfer system (top view)

원자로냉각재가 완전히 채워지는 가압경수로와는 달리 PGSFR 원자로용기 내부의 상단에는 커버가스 (Cover gas)가 존재함으로 인해서 일차소듐냉각재 자유액면이 존재한다. 이러한 일차소듐냉각재는 원 자로내부구조물인 레단구조물에 의해 고온영역과 저온영역으로 완전히 분리된다. 정상운전 동안에 침 지식 일차냉각재펌프의 작동 및 중간열교환기에서 발생하는 압력강하로 인해 Fig. 1에서와 같이 고온풀 의 자유액면과 저온풀의 자유액면의 높이 차가 발생하 게 된다. 이러한 자유액면 위치는 운전조건에 따라서 변동하게 되며 자유액면의 높이 변동은 라체팅 변형 또는 고주기 피로손상을 야기할 수 있다.

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Fig. 3 Geometry and dimension of reactor vessel

Fig. 3은 본 논문에 사용된 원자로용기 형상 및 치 수를 나타낸다. 원자로용기는 외경 8754mm, 두께 50mm, 그리고 총길이 15,444mm을 갖는다. 용기하 부헤드는 접시형(Torispherical type)으로 설계된다.

3. 온도 및 응력 해석조건

3.1 일반가정

원자로용기에 대한 온도 및 응력해석을 위하여 사 용된 일반 가정은 다음과 같다.

- 일차소듐냉각재 무게는 원자로용기하부헤드에 등가압력으로 작용

- 노심집합체 및 원자로내부구조물의 무게는 용기 하부헤드의 노심지지물 플랜지에 등가압력으로 작용

- 일차소듐냉각재에 의한 정수압은 정상상태 저온 풀저온풀높부터 원자로용기 내면에 작용 - 열응력 해석을 위해 피넛(Penut)형 레단구조물은

등가 축대칭모델로 가정

- 저온풀 자유액면 상단의 레단과 원자로용기 사

이의 열전달은 복사열전달만 존재(대류 무시) - 분리판부터 상부에 존재하는 저온풀 일차소듐냉

각재의 대류 무시

- 분리판부터 하부에 존재하는 저온풀 일차소듐냉 각재의 정상상태 온도는 390˚C로 일정 - 원자로용기 상부플랜지의 상단표면 온도는 원자

로헤드 하부온도와 동일한 182˚C로 가정⁽³⁾ - 정상상태 커버가스 온도는 466˚C로 가정⁽³⁾ - 치마형 원자로지지물 내외면은 단열

- 콘크리트 지지물과 접촉하는 치마형 원자로지지 물 하부플랜지 바닥면 온도는 70˚C로 일정 - 원자로용기와 격납용기 사이의 열전달은 복사열

전달만 존재(대류 무시)

- RVCS를 고려하여 정상운전 동안에 격납용기 외 면에 작용하는 공기온도는 60˚C로 일정하고 대 류열전달계수는 2.2783 W/˚C･m² 사용

3.2 해석모델 및 경계조건

해석에는 상용유한요소해석코드인 ASNSYS 15.0 을 사용하였다. 온도분포해석과 열응력해석, 그리고 일차응력해석의 일관성을 유지하기 위해 동일한 해 석모델이 사용하였다. Fig. 4는 실제 사용된 축대칭 해석모델과 이를 확장하여 표현한 각 부위별 모델 명칭을 나타낸다.

Fig. 4 FE anaysis model and parts name 3.1절에 기술된 일반가정을 바탕으로 온도분포해 석을 위한 경계조건은 Fig. 5에 나타나 있다.

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Fig. 5 Boundary conditions for thermal analysis

위의 그림에서 온도분포 해석 후, 실제 열응력 해 석에서는 저온풀 냉각재 모델 및 복사링크 요소는 해석에서 배제된다.

3.3 하중조건 3.3.1 일차하중

구조건전성 평가에 고려된 일차하중은 1) 원자로 용기 자중, 2) 원자로내부구조물 자중, 3) 일차소듐 냉각재 자중, 4) 정수압이다. 여기서 원자로용기 자 중은 상온에서의 밀도를 고려한 자중을 적용하였으 며 원자로내부구조물은 레단, 노내핵연료저장쉬라 우드, 노심쉬라우드, 노심지지물, 리셉터클, 유입실, 노심집합체, 노심구속물을 포함하며 약 384톤을 고 려하였으며, 그리고 일차소듐냉각재는 약 538톤이 다. Fig. 6은 해석에 사용된 저온풀의 정수압 하중 경 계를 나타낸다.

3.3.2 과도운전 시간이력하중

60년 설계수명을 갖는 PGSFR 원자로용기 설계에 있어서 크립손상에 영향을 미치는 대표적인 운전조 건은 원자로 기동 후에 전출력 운전온도 545˚C로 장 시간 운전하고 다시 핵연료 재장전온도인 200˚C로 정지하는 반복 하중형태이다.

Fig. 6 Distribution of hydrostatic load

Fig. 7 Time-load history during heat-up condition

Fig. 7은 본 논문에 사용한 원자로 기동 시에 일차 소듐냉각재의 고온풀과 저온풀, 그리고 커버가스 온 도변화를 나타낸 것이다. 그림에서와 같이 최초 원 자로를 핵연료 재장전온도인 200˚C까지 가열한 후 에 30˚C/h 비율로 고온대기온도까지 기동하고 이후 100˚C/h비율로 정상운전온도인 545˚C까지 기동한다.

기동 후에는 운전정지 시점까지 고온운전이 지속되 며 운전정지에 대한 과도운전 절차는 기동운전의 역 순으로 진행된다. 따라서 설계에 사용된 핵연료 재 장전온도부터 정상상태 운전온도까지의 과도시간은 6.973h이다.

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4. 해석결과

4.1 온도분포 해석결과

원자로 기동과 정지 과도운전 조건에 대한 각 단 계별 시간대에서 원자로용기 내면과 외면의 축방향 온도분포 해석결과는 각각 Fig. 8및 Fig. 9와 같다.

Fig. 8에서와 같이 원자로 기동운전 시에 고온풀 자유 액면에부터 상부지지플랜지까지 매우 급격한 축방향 온 도구배가 발생한다. 저온풀 자유액면에서도 급격한 축방 향 온도구배가 발생하나 정상상태 운전온도에 도달하면 크게 완화됨을 알 수 있다. 그러나 분리판 부위에서는 정상상태 온도에 도달할 수록 축방향 온도구배가 크게 발생한다. 두께 방향의 온도 구배는 100% 기동운전에 도달하는 시점에서 가장 크게 발생하고 고온유지 운전이 지속되면 온도 차가 크게 줄어 드는 것으로 나타났다.

원자로 정지운전에서는 Fig. 9에서와 같이 운전온 도가 고온정지 상태 온도에 도달할 시점에서 두께방 향 온도구배가 최대가 되며, 특히 일차냉각재온도가 핵연료재장전 온도에 도달하면 저온풀 자유액면

Fig. 8 Axial distribution of temperature (heat-up)

Fig. 9 Axial distribution of temperature (shut-down)

상단의 커버가스 영역에서는 높은 온도가 지속적으 로 유지되기 때문에 이 부위에서 축방향 온도구배가 크게 발생하는 것으로 나타났다.

본 해석을 통해 원자로용기의 고온풀 자유액면 부위는 100% 출력 정상상태 운전조건에 도달하면 크립손상 발 생이 가능한 고온 온도조건에 포함되는 것으로 나타났다.

4.2 열응력 해석결과

Fig. 10과 Fig. 11은 기동운전 및 정지운전 시간이 력 하중에 대한 온도분포 해석결과에 대응하는 원자 로용기 내면에 발생하는 시간대별 열응력 분포를 나 타낸다. Fig. 11에서와 같이 최대 열응력(약 330MPa) 은 정지운전 동안에 고온정지상태에 도달하는 시점 에서 원자로용기 상부플랜지 부위에서 발생하였다.

그러나 이 부위에서의 원자로용기 온도는 ASME코 드에서 요구하는 크립발생 온도한계조건(423˚C) 이 하이기 때문에 비탄성 변형율 및 크립-피로손상 평 가와 같은 고온구조평가 요건이 면제된다.

Fig. 10 Axial distribution of thermal stress (heat-up)

Fig. 11 Axial distribution of thermal stress (shut-down)

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Fig. 10에서와 같이 고온풀 자유액면 부위의 용기 온도는 기동운전 시에100% 운전온도에 도달한 시점 에서 고온 크립손상이 발생 가능한 온도영역에 도달 하며 이때 최대 열응력은 약 180MPa로 나타났다.

5. 구조건전성 평가

5.1 평가단면 선정

PGSFR 원자로용기 설계에 대한 구조건전성 평가 는 일차하중에 대한 응력해석 결과와 과도운전하중 에 대한 온도분포해석 및 열응력 해석결과를 바탕으 로 최대응력 발생지점과 크립손상이 발생할 수 있는 고온부위를 선정해야 한다.⁽⁴⁾ 본 논문에서는 Fig. 8 Fig. 11의 결과로부터 최대 열응력이 발생하는 원자로 용기 상부플랜지 접합부(평가단면 1)와 고온영역인 고 온풀 자유액면(평가단면 2) 및 저온풀 자유액면(평가 단면 3) 부위를 구조건전성 평가단면으로 선정하였다.

5.2 최대응력범위 및 응력선형화

선정된 평가단면에 대해ASME BPV III, Division 5, Subsection HB 기술기준에 부합하는 구조건전성 평가 를 수행하기 위해서는 계산된 과도운전 응력-시간 이력 곡선을 사용하여 최대응력범위(Maximum stress intensity range)가 발생되는 두 개의 시간대를 결정해야 한다. 결 정된 이들 시간대에서 각 평가단면에서의 응력선형화를 수행하고 막응력, 굽힘응력, 첨두응력을 계산한다.

Fig. 12에서 Fig. 14는 각 평가단면에 대해 최대응 력범위 발생 시간대를 결정하기 위한 응력강도범위 시간이력 계산결과를 나타낸다. 그림에서와 같이 최 대응력범위는 기동운전과 정지운전이 각각 완료되 는 두 시점에서 발생한다.

Fig. 12 Time history of stress intensity range(section-1)

Fig. 13 Time history of stress intensity range (section-2)

Fig. 14 Time history of stress intensity range (section-3)

5.3 구조건전성 평가결과

본 논문에서 고려된 기동 및 정지운전 하중조건은 운전조건 A에 해당하며 60년 설계수명 동안에 총 180회 발생한다고 가정하였다. 평가단면 1의 경우에 최대응력범위 발생 시간대에서의 온도가 286˚C이며 이에 대한 구조건전성평가는 ASME BPV III Division 5, Subsection HB, Subpart A의 기술기준을 적용하며 평가결과는 표 1과 같다. 표에서와 같이 평 가단면 1의 내면과 외면에서의 최대응력범위, 열라 체팅, 그리고 피로손상 평가결과는 모두 허용기준을 만족한다.

평가단면 2와 평가단면 3은 내면과 외면 모두 크 립손상이 발생할 수 있는 온도범위에 존재하며 따라 서 ASME BPV III, Division 5 Subsection HB, Subpart B를 적용하여 구조건전성을 평가한다. 표 2는 평가 결과를 나타낸 것으로 평가단면의 내면은 모두 탄성 해석법에 의한 변형율 한계평가(Test No. A-1, Test

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No. A-2)의 수용조건인 1.0을 초과한다. 그러나 대체 적용기준인 단순비탄성해석법에 의한 변형율 한계 평가(Test No.B-1, 2, 3)를 만족한다.

평가단면 2에서의 최대 크립-피로손상 평가결과는 (0.7E-3, 0.543)이며 이는 허용기준인 (0.19, 0.9984) 를 충분히 만족하는 것으로 나타났다. 평가단면 3의 경우에 내면에서의 크립손상이 0.9397로 높게 나타 났으나 허용기준인 0.9995를 만족한다.

6. 결 론

본 논문에서는 ASME BPV III, Division 5의 고온 원자로 설계기준을 준용하여 PGSFR 원자로용기 설 계와 대표적인 과도운전 하중인 기동 및 정지운전에 대한 고온구조건전성을 평가하였다.

구조건전성 평가결과 원자로용기의 상부 플랜지 부위에서 최대 열응력이 발생하였으나 고온 크립손

Table 1. Results of structural integrity evaluation (section-1)

Sections Nodes Rules Calculated Allowable Criteria Temp(˚C) C&S

Section-1

Inner (71)

△(PL + Pb + Pe + Q) 326.4 3Sm = 362.6 Satisfied

286.7

ASME Sec III Div5-HBA Thermal Ratcheting 324.3 y*Sy = 1529 Satisfied

Fatigue 1.38E-3 1 Satisfied

Outer (77)

△(PL + Pb + Pe + Q) 252.4 3Sm = 362.8 Satisfied

286.1

ASME Sec III Div5-HBA Thermal Ratcheting 227.7 y*Sy = 1531.4 Satisfied

Fatigue 1.8E-4 1 Satisfied

Table 2. Results of structural integrity evaluation (section-2,3)

Sections Nodes Rules Calculated Allowable Criteria Temp(˚C) C&S

Section-2

Inner (187)

Test No.A-1: (X + Y) 1.88 1 Not Satisfied 167/498

ASME Sec III Div5-HBB Test No.A-2: (X + Y) 1.88 1 Not Satisfied 167/498

Test No.B-1 & B-2 0 1 Satisfied 293/427

Test No.B-3 0.2457 1 Satisfied 293/427

Fatigue 0.705E-3 0.1959 Satisfied 502

Creep 0.5430 0.9984 Satisfied 502

Outer (208)

Test No.B-3 0.2698 1 Satisfied 293/427

Section-3

Inner (277)

Test No.B-3 0 1 Satisfied 233/434

Outer (351)

Test No.A-1: (X + Y) 0.97 1 Satisfied 193/531

ASME Sec III Div5-HBB Test No.A-2: (X + Y) 0.97 1 Satisfied 193/531

Test No.B-3 0 1 Satisfied 233/434

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상 온도범위가 아니며 허용응력 기준을 만족하는 것 으로 나타났다. 크립-피로손상 평가결과 모든 평가 단면에서 허용기준을 만족하는 것으로 나타났지만 저온풀 자유액면 부위의 내면에서 크립손상이 크게 발생하는 것으로 나타나 크립손상 허용기준에 대한 설계여유도를 확보해야할 필요성이 대두되었다.

향후 운전조건별 설계과도 하중을 모두 고려하여 ASME-Division 5에서 요구하고 있는 설계하중시간 이력곡선을 설정하고 이에 대한 세부적인 고온구조 건전성 평가를 수행할 예정이다.

후 기

본 연구는 미래창조과학부 원자력연구개발사업의 지원으로 수행되었습니다.

참고문헌

(1) Kim, Y. I., Chang, J., Lee, Y. B., Lee, C. B. and Hahn, D., 2013, “Status of SFR Development in Korea,” Int. Conf. on Fast Reactors and Related Fuel Cycles: Safe Technologies and Sustainable Scenarios (FR13), Paris, France.

(2) ASME, 2013, “Rules for construction of nuclear facility components,” ASME B&PV Sec. III, Div.5, 2013ed.

(3) KAERI, 2015, “Heat transfer analysis of upper structure in PGSFR,” KAERI/TR-5957/2015.

(4) Koo G. and Lee, J., 2006, “High temperature structural integrity evaluation method and application studies by ASME-NH for the next generation reactor design,”

J. of Mech. Sci. & Tech., Vol. 20, No. 12., pp.2061-2078