• 제목/요약/키워드: 원자력 배관

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원자력 발전소 1차계통 배관 건전성 평가 (The Verification Test for the Primary Piping System of Nuclear Power Plant)

  • 이현;김연환
    • 한국소음진동공학회:학술대회논문집
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    • 한국소음진동공학회 1995년도 춘계학술대회논문집; 전남대학교, 19 May 1995
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    • pp.318-321
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    • 1995
  • 원자력 발전소의 안전성 보장 및 신뢰성 향상을 위하여 시운전 단계에서 원자력 발전소내 안전등급에 해당하는 배관계통의 상태 확인을 위하여 각종시험을 하도록 되어있다. 특히 새로운 설계기념, 크기 또는 용량을 갖는 원자로 모델에 대해서는 필수적으로 건전성 평가를 하게 되었다. 이를 위해 발전소 건설기간에 시행하는 고온 기능시험 중에 원자로 주변 주요 시스템인 원자로 냉각재 루프 계통에 대한 건전성 확인을 위해 압전형 고온 가속도 센서를 이용하여 정상운전상태의 진동을 측정하여 시스템 진동거동을 규명하였다. 배관시스템의 일상운전상태는 유체의 흐름과 기기운전이 일정한 정상상태와 펌프의 기동 또는 정지 및 밸브의 급격한 개폐등으로 발생하는 과도상태로 나눌 수 있다. 따라서 두 가지 상태의 진동을 측정해야 한다. 배관계통은 정상운전 상태로 설계수명을 유지할 수 있어야 하므로 정상진도잉 최소화 되어야 한다. 진동 평가기준은 배관재질의 응력(S/N 커브) 곡선을 참조하여 설계수명내에 손상이 일어나지 않도록 재료의 허용응력을 산정하고 이를 진동변위로 환산하여 정한 것이며 이 값에 측정 데이타를 비교하여 1차계통 배관의 건전성을 확인하였다.

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미세 누출 탐지 기술 (A Technology of Micro-leak Detection)

  • 최유락;이재철;조재완
    • 한국컴퓨터정보학회:학술대회논문집
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    • 한국컴퓨터정보학회 2021년도 제64차 하계학술대회논문집 29권2호
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    • pp.685-687
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    • 2021
  • 본 논문에서는 플랜트 배관의 기체 누출 탐지방안에 대하여 기술한다. 배관 누출 발생 시 배관 내부 압력과 누출부 크기의 조합에 따라 누출 초음파 발생 여부가 결정되는데, 누출 시 초음파가 발생하는 경우와 그렇지 않은 경우에 대하여 배관 누출을 탐지하는 방안과 보온재 배관의 누출탐지 방안에 대하여 설명한다. 또한 배관 파단을 상시감시하기 위한 대량의 무선센서 운용에 따른 대량 누출탐지신호의 실시간 처리를 위한 쿠버네티스 기반의 분산처리형 진단 시스템 구현 방안에 대하여 기술한다.

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배관을 흐르는 압축성 유채의 누설량 측정 방법

  • 이재용
    • 한국원자력학회:학술대회논문집
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    • 한국원자력학회 1997년도 춘계학술발표회논문집(1)
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    • pp.400-405
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    • 1997
  • 산업 현장에서 널리 쓰이는 압축성 유체가 밸브 등을 통하여 원하지 않은 누설이 발생할 경우 그 배관의 외부 온도만을 측정하여 누설량을 개략적으로 구하는 방법을 보였다. 특히 배관라인등 유량 제한 요소가 없는 계통은 Fanno Line 방법을 적용하고 오리피스나 벤추리등 유량 제한 요소가 있을 경우는 노즐 모델링 방법을 적용하면 누설량을 구할수 있고 노즐모델링 방법으로 구한 누설량이 Fanno Line 방법으로 구한 누설량의 약 50%였다.

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고리 4호기 가압기 밀림배관 열성층 영향 평가

  • 이선기;이현;김태룡;김범년
    • 한국원자력학회:학술대회논문집
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    • 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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    • pp.857-863
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    • 1998
  • 배관내에서 서로 다른 온도의 유체가 밀도차에 의해서 층이 분리된 채 존재하는 현상을 열성층 (thermal stratification) 현상이라 부르며, 이 현상에 의한 과도한 열응력은 배관의 건전성을 저해할 수 있다. 국내 원전의 경우 영광 3,4호기 이전의 밀림배관에서는 열성층 영향을 고려치 못하여 이에 대한 건전성 평가가 요구되고 있다. 본 연구에서는 고리 4호기 가압기 밀림배관을 대상으로 밀림배관내 유동해석 및 발전소 전 운전조건에 대하여 밀림배관 단면 온도분포 실측실험을 통하여 열성층화 현상의 발생 정도를 확인 하였으며 실측 온도 데이터를 이용하여 열응력해석 등을 수행함으로써 밀림배관의 열성층 영향을 평가한 결과 건전함이 확인되었다.

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하나로 일차냉각계통 배관의 피로해석

  • 류정수
    • 한국원자력학회:학술대회논문집
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    • 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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    • pp.864-869
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    • 1998
  • 파단전 누수균열을 일으키는 가장 주요한 파손 형태는 피로파손으로 사료되어, 하나로 일차냉각계통 배관의 피로파손 가능성에 대한 정량적인 해석을 수행하였다. 하나로 일차냉각계통 배관은 발전로에 비해 저온, 저압이므로 ASME Class 3 로 분류되어 설계 완료되었지만 Class 3 절차에 의해서는 피로해석을 구체적으로 수행할 수 없어, 본 연구의 피로해석에 서는 Class 1 절차에 따라 피크응력강도의 범위를 보수적으로 계산하여 피로누적계수를 산정하였다. 일차냉각계통 배관 중에서 피로파괴 가능성이 가장 큰 것으로 예상되는 고응력 지점을 배관응력해석 결과로부터 선택하여 피로해석을 수행하였다. 선택된 분기관 연결부, 앵커 지점 및 butt 용접부의 피로누적계수들이 모두 1 보다 훨씬 작았으므로 열평창과 OBE 지진하중으로 인한 일차냉각계통 배관의 피로파손 가능성은 매우 희박한 것으로 나타났다. 따라서 냉각재 상실시 파단전 누수균열 개념을 적용하기 위한 일차냉각계통 배관의 피로파손에 대한 배관의 건전성은 충분히 입증된 것으로 판단된다.

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침식부식으로 인한 원전 2차측 배관의 잔여수명 예측 시스템 개발 및 적용

  • 황경모;노희영;진태은
    • 한국원자력학회:학술대회논문집
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    • 한국원자력학회 1996년도 추계학술발표회논문집(2)
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    • pp.717-722
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    • 1996
  • 원자력 발전소 2차측 배관에서 가장 심각한 문제로 대두되고 있는 침식부식 현상을 예측/감시하는 시스템을 개발하여 특정 원전 2차 계통의 전 부분을 망라하여 실제 평가를 수행하였으며, 이를 현장에서 초음파검사로 측정한 결과와 비교하였다. 본 시스템으로 평가한 침식부식률을 실제 측정으로 산출한 침식부식률과 비교해 본 결과, 오차 100% 이내에 포함되는 부위가 92%에 달하는 것으로 확인되었다. 본 시스템은 침식부식 이론 및 관련 변수들로부터 단상 및 2상유체 배관의 침식부식률과 ASME 코드 및 BS 코드의 허용기준에 따른 잔여수명을 예측할 수 있으며, 침식부식으로 인한 배관의 두께가 최소허용치 이하로 떨어질 경우에는 국부 배관감육평가를 수행 할 수 있는 시스템의 형태로 개발하였다.

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고리 1호기 원자로냉각제 배관의 파단전누설 개념 평가

  • 우호길;송동수
    • 한국원자력학회:학술대회논문집
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    • 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(2)
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    • pp.344-349
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    • 1998
  • 고리 1호기 원전의 원자로냉각재 배관의 파단전누설개념 적용성을 평가하기 위하여 일반적인 파단전누설 절차 및 기준을 검토하였다. 파단전누설 타당성을 검토하기 위하여는 한계하중방법 및 J-T 방법을 비교검토 하였다. 그리고 원자로냉각재 배관에 대해서는 탄소강일 경우와 스테인레스강에 대하여 분석하였고, 가압기 밀림관에 대해서는 열응력을 계산하였다. 그리고 원자로 냉각재 배관에 가상의 관통균열의 파괴안전성은 유한요소법을 이용한 탄소성파괴역학을 통하여 분석하였다. 분석결과 한계하중법과 J-T 방법 모두 스테인레스강과 탄소강재질에 대해 적용 가능한 것으로 나타났다.

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원자로냉각재 RTD우회배관 제거 전후의 계통측정 정확도 평가

  • 이재용
    • 한국원자력학회:학술대회논문집
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    • 한국원자력학회 1997년도 추계학술발표회논문집(1)
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    • pp.345-350
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    • 1997
  • 1980년대 이후로 원자로냉각재 온도를 계측하기 위한 RTD우회배관 계통을 제거하고 RCS 배관에 직접삽입식 RTD를 설치하여 온도를 계측하고 있다. 이에 고리 1,2,3,4호기에서도 직접삽입식 RTD를 설치하고자 한다. 이때 고온관 온도층화에 의한 계통측정정확도(PMA)가 설비 개선후 어떻게 변하는지 평가하였다. 평가 결과 RTD우회배관 계통의 PMA는 1.3℉F이고 직접삽입식 RTD 계통은 1.0℉로 계산되어 설비 개선후의 불확실도가 작아짐을 확인하였다.

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원자력발전소 주증기관의 진동감쇠 연구 (A Study on the Vibration Reduction Method for Main steam Piping in Nuclear Power Plant)

  • 김연환;김종엽;이현
    • 한국소음진동공학회:학술대회논문집
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    • 한국소음진동공학회 1996년도 춘계학술대회논문집; 부산수산대학교, 10 May 1996
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    • pp.215-220
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    • 1996
  • 원자력발전소의 주증기관은 증기발생기와 터빈을 연결하는 주요 계통으로서 여기서 발생하는 배관진동은 주요기기의 연결부, 밸브, 배관지지물과 건물 등에 복합적인 반복하중을 가하여 관련 지지물 및 구조물에 열화현상을 발생시켜 발전소의 안전운전에 심각한 영향을 초래할 가능성을 항상 내포하고 있다. 그럼에도 불구하고 배관진동 대책은 대부분 지지물을 추가로 설치하여 진동준위만 낮추고 있는 실정이다. 따라서 구체적인 배관진동의 예측, 측정 및 평가, 감쇠방안에 이르는 종합적이고 체계적인 연구가 요구되고 있다. 본 연구에서는 지지물의 열화현상 및 부분적인 파손으로 진동준위가 높아진 것으로 추정되는 원자력발전소 주증기관의 진동특성 및 요인을 분석하여 진동감쇠 방안을 도출하고 검증함으로써 배관 및 주변 구조물의 건전성을 확보하고 설비의 신뢰성을 확보하고자 하였다. 이를 위하여 주증기관을 모델링하여 해석하였으며, 발전소의 기동 및 정상운전시의 진동준위를 측정하였다. 또한 발전소의 정진기간중 일부 배관계에 대한 실험적 모우드 해석을 수행하였다. 여러가지 진동감쇠 방안을 검토하여 탄성지지 및 에너지 흡수효과를 동시에 발휘할 수 있는 특수 지지물(WEAR$_{TM}$)을 설치하는 방안을 도출하였으며, 현장에 설치한 후 배관의 진동상태를 확인함으로서 효과적인 방안임을 검증하였다.

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