압력방출밸브는 높은 압력을 조절하여 안정성을 유지하는 기계적 요소로, 압력용기, 증발기, 파이프라인 등 사용되고 있다. 높은 압력이 발생되면 스프링의 탄성력을 사용하여 압력방출밸브의 출구로 유체를 흘려보냄으로써 압력을 낮추게 되고, 정상적인 압력으로 돌아오게 되면 압력방출밸브는 초기상태로 돌아가게 된다. 압력방출밸브는 순조롭게 작동되어지기 위하여 요구되는 구조적 안정성을 만족하도록 설계되어져야한다. 본 연구에서는 상업용 소프트웨어 ANSYS/WORKBENCH를 사용하여 압력방출밸브의 유동해석과 구조해석을 수행한 결과 구조적 문제를 발생시킨다는 것을 알 수 있었다. 따라서 구조적 안전성을 만족하는 설계를 수행하고, 설계변수에 따른 구조적 안전성을 예측해보고자 한다.
SEBIM 밸브 상부에 위치한 밀봉수의 급격한 방출은 밸브 후단의 방출배관계통에 큰 운동량과 관성력의 작용을 초래한다. 본 연구는 밸브개방시 방출배관계통의 후단에 발생하는 열수력학적 과도현상을 분석하기 위한 해석절차 및 해석결과를 다루고 있으며, 이 분석을 위해 RELAP5 /MOD3 를 사용하였다. RELAP5 /MOD3 분석을 위하여, 방출관 계통과 SEBIM 밸브의 개방특성 및 밀봉수 방출등의 적절한 모델방법이 제시되었다. 또한 접합부(junction)와 체적(volume)의 제어 플래그 (flag)에서 옵션(option)의 적절한 선택을 위하여 민감도분석도 수행되었다. 분석결과, SEBIM 밸브 방출배관계통의 밀봉수 방출에 따른 열수력학적 과도현상을 분석하는데 RELAP5 /MOD3가 적절히 사용될 수 있음을 알 수 있었다. 민감도 분석결과로부터, 밀봉수 방출해석을 위해서는 적절한 기하학적 압력분포를 가지는 완만한(smooth) 면적변화 및 비평형 옵션(option), 적절한 시간간격(time step)의 사용이 필수적인 것을 알 수 있었다.
현재 가장 많이 사용되고 있는 스프링식 안전밸브는 스프링과 설정치 드리프트, 누설 취약성, 채터링에 의한 시트 파손등의 문제점을 지니고 있다. 안전밸브 디스크에서 발생하는 유체 누설은 안전밸브 설정압력 개방에 영향을 주며, 시트(Seat)면의 이물질 삽입, 균열 및 유체에 의한 침식(Erosion) 등에 의해 밸브 핵심 부품이 쉽게 손상되어 기기 성능 저하를 초래하게 된다. 따라서 유체 누설을 조기에 탐지하고 정량화하여 해당 기기의 상태정보 제공을 통한 누설 감지 기법 연구가 요구된다. 원자력 발전소의 경우 밸브에서 유체가 누설되면 밸브의 오작동 및 운전 안정성 저해 요인이 된다. 따라서 본 연구에서는 음향방출법을 이용하여 안전밸브의 유체 누설을 평가하고, 안전밸브의 음향신호 측정 위치 선정 및 누설량에 따른 음향신호를 분석하고자 한다.
원전발전소에 납품되는 원전용 안전밸브의 성능은 ASME나 KEPIC와 같은 기술기준코드에 따라 설정압력, 블로우다운(blowdown), 풀리프트(Full lift), 누설(leakage), 방출용량(discharge flow rate)등과 같은 특성인자로 평가된다. 그 중에서도 방출용량은 ASME SEC III NB 7000 코드에 따라 ASME 용량인증이 요구되지만, 아직 국내에는 국제적으로 공인되니 압력방출장치 용량시험기관이 부재하여 외화유출 및 국내 PRD 기술개발에 많은 어려움이 있어왔으며, 이에 따라 원전 PRD 인증기관 개발을 통하여 세계적인 인프라 구축의 필요성이 부각되고 있다. PRD 인증기관 구축은 국내 원전 핵심기자재의 고급기술 국산화에 이바지 할 수 있고, PRD 성능 및 용량시험지원을 통하여 국내 밸브기술 경쟁력 확보하는 데 기여할 것으로 기대된다.
최적 열수력 전산 코드인 CATHARE2 Vl.3u 코드를 이용하여 영광 3/4호기 midloop 운전중 잔열제거(RHR) 기능 상실사고를 해석하였다. 본 연구의 주된 목적은 사고시 계통에서 발생하는 열수력 현상의 이해 향상 및 증기발생기 열제거 능력 평가에 있다. 사고 복구 절차 관점에서 노심 비등, 노출 시점 및 계통압력 등이 중요한 인자이다. 본 계산 수행시 사용한 가정은 다음과 같다. 가) 초기 계통 수위는 고온관 중간에 위치하며 그 윗 부분은 질소 가스로 차 있다. 나) 3/4 인치 크기의 방출 밸브가 원자로 용기 상부 및 가압기 상부에 각각 설치되어 있으며, RHR 흡입구에 수위지시계가 설치되어 있다. 다) 증기발생기의 이차측은 U-튜브가 잠기도록 물로 차있다. 라) 두 증기발생기의 대기 방출 밸브(ADV)는 항상 열려 있어 사고시 이차측 압력을 대기압으로 유지하기에 충분하다. 사고는 원자로 정지 2일 후 발생하였다고 가정한다. 이와 같은 조건하에서 사고시 주된 계통 열제거 수단은 증기발생기 U-튜브내의 응축 작용이며 이는 전체 열제거량의 94%로 나타났다. 노심 비등 시점온 사고후∼300초 이후이며, 계통압력은 10,800초 이후에 최고 압력인 0.25MPa에 도달한 후 그 값을 계속 유지하고 있다. RHR 배관에 연결된 수위지 시계를 통해 10,200초 이후부터 냉각수가 방출되었다. 2개의 방출밸브 및 수위지시계를 통하여 방출된 유량에 근거하여 원자로 용기 냉각재 수위가 고온관 바닦까지 낮아지는 시점을 계산하면 사고 약 6.4 시간 이후가 된다.
발전소 밸브는 장시간 동안 고온고압하의 기혹한 조건으로 운전됨에 따라 밸브 시트(seat)면의 이물질 삽입, 시트의 균열, 스템(stem) 패킹(parking) 또는 용접부위 결함 및 피로균열 둥에 의해 누설손상이 발생하고 있다. 이러한 밸브 내부누설 상태를 정밀하게 진단하고 평가하기 위해서는 음향방출기술의 적용이 필요하며, 본 논문은 현장적용이 가능한 연구를 수행하고 그 결과를 소개하고자 한다. 또한 실제 발전소에서 운전되는 다양한 밸브 조건을 토대로 실험실 실험에 의해 주변잡음, 밸브누설시의 음향레벨 및 스펙트럼 특성을 분석하고, 발전소 현장실험 결과와의 비교분석을 통하여, 밸브 누설상태에 따른 주변잡음, 음향신호 및 측정 가능한 최소 누설검출량 등의 평가방법에 대해 고찰하였다. 실험실 실험 및 현장적용 연구결과로부터 밸브누설 여부를 포함한 상태 평가와 최소 측정가능 누설검출량 평가가 가능하였으며, 향후 본 연구는 발전설비 안전운전과 밸브누설로 인한 에너지 손실 예방에 크게 기여할 것으로 기대된다.
중수로 일차냉각재계통 액체방출밸브의 개방압력에 대한 안전여유 및 시간지연을 반영하여 열수력코드로 경년열화가 반영된 노심에 대해 민감도를 평가하였다. 과거에는 안전해석을 수행할 때 안전여유와 시간지연을 반영하여 평가하지 않았으나, 월성1호기 안전해석 인허가 심사과정중 반영 평가하였다. 중수로 안전해석에서 압력경계는 일차냉각재계통 액체방출밸브이다. 따라서 액체방출밸브 응동이 안전해석에 직접적인 영향을 주므로 안전여유와 시간지연 부가가 안전해석 결과에 미치는 영향을 파악하고 해석에 반영하기 위해 일차냉각재계통 과압이 걸리는 사고들에 대해 평가하였다.
A dynamical analysis and PID control of a compressed gas expulsion system is performed. The purpose of this study is to develop a compressed gas discharging system and to verify the validity of the system. The electro-hydraulic servo valve is modeled as a 3th order transfer function to calculate flow force affecting expulsion valve is significantly considered. The friction force in the expulsion valve is considered as a nonliner model of stribeck effect. The dynamic characteristics of this system is examined by the computer simulation. The position control of the expulsion valve is performed by PID controller.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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