고리3,4/영광1,2호기출력증강 NSSS 주요기기건전성평가고리3,4/영광1,2호기출력증강-제11회원자력안전기술정보회의-2006.4.6 원자로설계개발단

고리3,4/영광1,2호기 출력증강

-제11회 원자력 안전기술 정보회의-

2006.4.6

원자로설계개발단

NSSS 주요 기기 건전성 평가

2 원자로설계개발단

발표 순서

개요 및 역무범위1

평가 기준 및 방법2

주요 기기 평가3

요약 및 결언4


1. 개요 및 역무범위


개요

출력증강 목적

가동원전의 설계여유도 활용 및 진보된 설계방법론 적용하여

안전성이 전제된 허용범위에서 인가 출력을 증가시켜

경제성 향상 및 전력수급 여건을 개선하기 위함

출력증강 구조설계 영향

출력증강에 따른 중성자조사 및 설계운전변수 변경 수반

원자로계통 구조설계 영향 평가 필요

출력증강 적용

대상 : 고리3,4/영광1,2호기

열출력 증가량 : 4.5% (노심출력 2,775 → 2,900MWt)


역무 범위

NSSS 주요 기기 건전성 평가

원자로냉각재계통(RCS) 구조해석 (KOPEC)

- 정상운전 및 배관파단해석

원자로용기 (KOPEC)

- 구조건전성 및 조사취화

원자로용기내부구조물 (WEC)

증기발생기 (WEC)

원자로냉각재펌프 (WEC)

원자로냉각재배관 (KOPEC)

가압기 (KOPEC)

제어봉구동장치 (WEC)


2. 평가 기준 및 방법


평가 기준 (1/2)

ASME 코드

Sec. III : 건설 시 적용된 코드 기준

Sec. XI, App. G : 2000 Ed.

규제 요건

10 CFR 50.61 : 2003. 12

RG 1.99, Rev 2 : 1988. 5

RG 1.121 : 1976.8

설계

원자로냉각재계통 주배관 파단전누설(LBB) 적용


평가 기준 (2/2)

PCWG 변수

모든 경우를 포괄하여 구조건전성 평가

857.99862.02871.34907.45911.64921.3915.91920.12929.84960.65증기압력, psia

526.33526.88528.14532.93533.48534.73534.03534.58535.83538.48증기온도, °F

7507507500관막음률, %

445.9445.9445.9445.9445.9445.9445.9445.9445.9440급수온도, °F

94,20094,20094,20094,20094,20094,20094,20094,20094,20095,600일차측 유량, gpm

580580580586586586587587587588.4평균온도, °F

545.6545.6545.6552552552553553553553저온관, °F

614.4614.4614.4620620620621621621618.2고온관, °F

2,2502,2502,2502,2502,2502,2502,2502,2502,2502,250일차측 압력, psia

2,9122,9122,9122,9122,9122,9122,9122,9122,9122,787NSSS 출력, MWt

104.5104.5104.5104.5104.5104.5104.5104.5104.5100출력, %

Low TAVGHigh TAVG

987654321

4.5% 출력증강

원설계설계변수


평가 방법

원설계기준 검토

계통/기기별영향인자 검토및 위치선정

해외 경험사례 검토

계통/기기별평가방법 결정및 영향 평가

평가 결과QA 검토및 완료

출력증강운전변수 및하중 검토


3. 주요 기기 평가- 원자로냉각재계통구조해석- 원자로용기- 원자로용기내부구조물- 증기발생기


원자로냉각재계통 구조해석 평가 (1/2)

평가 내용

정상운전해석

- 운전변수 : 고온관 0.5℉ 상승

(원설계 기준 PCWG-1271, ’86.11.19)

→ 하중 및 변위 0.09% 증가

- 설계과도조건 : 부하변동 시 고온관 1.4℉ 상승

→ 하중 0.23% 증가

평가 방법

영향인자 비율(SF) 적용, 구조 하중 및 변위 평가

상세평가 : 안전주입탱크배관 파단 LOCA 수력하중


원자로냉각재계통 구조해석 평가 (2/2)

평가 내용 (계속)

배관파단해석

- 주배관 파단 배제 : LBB 적용

- LOCA 배관 수력하중 : 상세 평가→ 분지배관 중에서 온도가 낮은 안전주입탱크배관

파단의 원설계 하중보다 20% 감소 (보수성 제거)

- 증기관 및 급수관 파단하중

→ 증기압력감소(964 → 949 psia)로

제트추력과 제트충돌력 영향 무시 가능

평가 결과

증가된 정상운전하중이 설계하중보다 작음


원자로용기-구조건전성

평가 방법

설계과도조건 비교 평가

SF 적용, 응력 및 피로 평가

평가 내용

최대응력강도

- 설계과도조건 변경으로 인한 영향 없음

피로누적계수- 최고 값 : 스터드볼트 (0.469 → 0.470)

- 최고 증가 : 입구노즐지지대패드 (0.021 → 0.024)

평가 결과

ASME 코드의 응력 및 피로 요건 만족


원자로용기-조사 취화 (1/3)

평가 내용

감시시편함 인출시기

- 요건 : 10 CFR 50 App. H, RG 1.99 (Rev. 2),

ASTM E185-82, 과기부고시 제2003-3호

- 과기부고시 제2003-3호에 의거 모두 인출 후,

대체감시자 적용 중

평가 방법

상세 계산

- 수명말기 조사량 (4.5% 출력증강, 93% 이용률)

- RTNDT, RTPTS, USE




압력-온도 한계곡선 (P-T곡선)

- 요건 : 10 CFR 50 App. G,

ASME Sec. XI, App. G

- 출력증강 후 현재의 P-T곡선 유효기간 단축 필요

- 영광2호기 : 32 → 28.64 (EFPY)

가압열충격

- 요건 : 10 CFR 50.61

- 영광2호기 RTPTS (℉) : 125.61 < 270

사고 후 P-T 곡선

- WOG Category I 유지 가능 (RTPTS < 200 ℉)




최대흡수에너지 (USE)

- 요건 : 10 CFR 50 App. G,

- 고리4호기 USE (ft-lb) : 71.16 > 50

평가 결과

대체감시자 설치 및 감시 : 출력증강 전후 인출 예상

P-T 곡선 유효기간 단축 필요 (최대 3.36 EFPY)

사고 후 P-T 곡선은 현재의 Category I 유지 가능

가압열충격 및 최대흡수에너지 요건 만족


원자로용기 내부구조물 (1/4)

평가 방법

원자로 열수력 해석 및 평가

- 해석 결과와 설계기준 비교 평가

설계과도조건 비교 평가

구조적 건전성 평가

- 상세 해석 : 감마 가열 영향을 받는

LCP, UCP 및 배플-포머 볼트

- 단순 평가 : 기타 부품

유동유발진동 평가

- 유사 발전소의 측정 자료와 축소 모델을

이용한 시험 자료 활용



평가 내용

열수력 해석 및 평가- 출력증강으로 인한 RCS 조건 변화• 열설계 유량 : 1.46% 감소• 원자로/노심 입구온도 (℉) : -11.4 ~ -4.0 변화

- THRIVE 코드 이용, RCS 유량 조건들을 해석- 노심우회 유량 (%) : 4.67 < 6.7 (PCWG-04-8)- 압력강하 및 수력부양력 : 3-루프 응력보고서

(WCAP-10322)에서 고려된 값 이하- 압력 완화 구멍 (Pressure Relief Hole) 속도 :

설계시방서의 4.0 ft/sec 값 이하


원자로용기 내부구조물(3/4)


구조적 건전성 평가- 하부노심판 (LCP)• 최대응력강도 (ksi) : 43.5 < 48.6• 피로누적계수 : 0.288 < 1

- 상부노심판 (UCP)• 최대응력강도 (ksi) : 42.8 < 48.6• 피로누적계수 : 0.319 < 1

- 배플-포머 볼트• WEC사 3-루프 시험결과로 생산된 볼트 피로곡선 사용• TEMFOR 코드 사용, 배플-배럴 온도차이 계산• 피로누적계수 : 0.951 < 1

LCP 응력 해석 결과LCP 응력 해석 결과




유동유발진동 평가- 노심배럴 교번응력 (psi) : 1,390 << 13,600 (*)

( * : ASME Sec.III, Fig. I.9.2.2, Curve C)- 하부지지판 교번응력 (psi) : 159 << 13,600 (*)

- 상부지지판 진폭 (mils) : 2.33 < 2.93 (**)

( ** : Doel 4 발전소 분석 결과)

평가 결과

열수력 계통 및 구조적 계통 평가 결과, 설계기준 및

ASME 코드 요건 만족


증기발생기 (1/5)

평가 방법

압력경계부 및 보수부품

- 설계과도조건 비교 평가

- 압력 SF 적용, 응력 및 피로 평가

전열관

- 유체 밀도와 유속 SF 적용,

잔류이물질, 진동 및 마모 평가

- 최소허용두께 및 구조한도 계산

- 운전이력 검토 및 Arrhenius 관계를

이용한 재료열화 평가



평가 내용

1ᆞ2차측 설계압력 차이 한계- 출력증강 운전조건 평가• High TAVG : 만족• Low TAVG : 불만족 (이상조건, 1774 < 1760 psi)

- PCWG 변수 제한사항• Low TAVG : 증기압력 (889.7 psia) 및

증기온도 (530.6 ℉) 이상 유지




압력경계부 및 보수부품- 응력강도 (ksi)• 튜브쉬트 및 쉘이음부 : 91.8 → 94.42 > 90 (허용기준 초과로 단순탄소성해석 수행)

• 2차측작업구볼트/증기노즐/보수부품 : 응력강도 증가 < 허용기준

- 피로누적계수• 증기발생기 전반적인 주요 위치에서 증가• 급수노즐 : 0.94 → 1.00• 보수부품 : 피로계수 증가 < 허용기준




전열관 잔류이물질- 고리3호기(1997) 및 영광1호기(1996) 잔류이물질 발견- 마모 신호 발견되지 않았으나, 20% 초기 결함 가정하에

최소허용두께까지의 소요시간 계산 결과, 5년 초과

전열관 진동 및 마모

- 설계기준 이상의 전열관 진동은 유체-탄성, 와류 또는

난류로부터 발생하지 않을 것으로 확인됨

- 난류로 인한 변위 증가(1 → 2 mils)로 허용범위 (16 mils)

에서 전열관 마모 증가 예상 (3.2 → 4 mils)




전열관 최소허용두께 및 구조한도

- 최소허용두께 (직관부) : 16 mils

- 구조한도 (직관부) : 60%

전열관 재료열화- 출력증강 평가범위의 최고 온도범위로 운전될 경우- 고온관 온도 증가(1.8℉)로 응력부식균열의

7.2% 추가 열화 예상

평가 결과

일부 PCWG 변수 (Low TAVG) 제한 권고

전열관의 추가 열화가 예상되므로 계속적인 감시 필요


4. 요약 및 결언


요약 및 결언

출력증강 조건에 따른 주요 기기 구조건전성 평가 결과,

ASME 코드 및 규제 요건 만족 확인

건전성 평가 결과 유효성 확보를 위해

RCS 주배관 LBB 적용 필요

권고사항

PCWG 운전변수 일부 제한 (Low TAVG)

P-T 곡선 유효기간 단축 필요 (최대 3.36 EFPY)

전열관의 추가 열화가 예상되므로 계속적인 감시 필요

고리3,4/영광1,2호기 NSSS 주요 기기는

4.5% 출력증강 운전조건의 수용이 가능함

고리3,4/영광1,2호기출력증강 NSSS 주요기기건전성평가고리3,4/영광1,2호기출력증강-제11회원자력안전기술정보회의-2006.4.6 원자로설계개발단

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