2012. 4.29 ~ 4.30 제 17 회원자력안전기술정보회의 장기가동원전안전성확보규제기술개발 박정순 k651pjs@kins.re.kr 연구정책단, 연구총괄실
발표순서 I 연구필요성 II 연구목표및내용 III 연구결과 IV 연구성과및활용방안 2
I. 연구필요성 원자력환경및시사점 후쿠시마원전사고이후노후원전의안전성에대한국민의관심이증폭됨 후쿠시마제 1 원전 1 호기는 40 년운전, 2~4 호기는 30 년이상운전 국내가동원전 23 기중 9 기가 20 년이상장기운전, 1 기는 30 년이상계속운전중임 ( 전세계 179 개원전이 30 년이상운전 ) 경년열화는시간이지남에따라누적되어원전주요기기의손상및기능상실을초래할수있음 경년열화로인한기기의건전성평가와효과적인경년열화관리및완화를위한규제기술개발이필요 Reactors By Age (2012.4, IAEA) 3
I. 연구필요성 안전현안및규제기술개발의필요성 가동년수증가에따라증기발생기, 원자로헤드등노후기기의교체와경년열화완화대책이수립, 적용되고있음 기기교체및경년열화완화대책적용을위한심사및검사지침개발필요 경년열화평가및관리가상대적으로미흡한기기에서경년열화로인한손상사례증가 원자로내부구조물, 접근제한설비등에대한건전성평가및효과적경년열화관리를위한규제기준개발필요 [ 증기발생기교체 ] [RVI* 경년열화취약부 ] [ 배플포머볼트균열 ] [ 접근제한설비경년열화 ] * RVI : 원자로내부구조물 4
I. 연구필요성 안전현안및규제기술개발의필요성 일본후쿠시마원전사고교훈을반영하여지진에대한국내원전의안전성확인필요 원전주요기기내진안전성평가및이에대한규제기준개발필요 신규규제수요및규제요건변경에대비한선행연구필요 설계수명 60 년인신고리 3,4 호기, 신울진 1,2 호기환경피로현안해결을위한규제기준개발필요 PWSCC* 등활성손상기구를고려한확률론적배관건전성평가기술개발필요 [ 설계기준초과지진에대한내진안전성평가모델 ] [ 확률론적건전성평가기술개발 ] * PWSCC : 일차냉각수응력부식균열 5
II. 연구목표및내용 장기가동원전안전성확보규제기술개발 접근제한설비경년열화평가및핵심기기열화관리규제기술개발 원자로내부구조물경년열화관리및평가규제기술개발 원전주요기기동적영향및파손확률평가규제기술개발 경년열화규제관리통합시스템구축 6
II. 연구목표및내용 장기가동원전안전성확보규제기술개발 ( 12. 4 ~ 13. 5) 1 2 3 연구목표 접근제한설비경년열화평가및핵심기기열화관리규제기술개발원자로내부구조물경년열화관리및평가규제기술개발원전주요기기동적영향및파손확률평가규제기술개발 세부연구주제 1.1 접근제한설비가동중검사의열화평가및문제점분석 1.2 접근제한설비경년열화완화대책의규제적용성분석및평가 1.3 핵심기기 ( 증기발생기등 ) 열화관리에따른보수 교체사례및규제요건분석 1.4 예방적재료열화평가에의한규제적용우선순위분석 2.1 원자로내부구조물유형, 운전경험및경년열화기구분석 2.2 원자로내부구조물균열발생평가 2.3 원자로내부구조물지진해석기술개발 2.4 원자로내부구조물유동평가기술개발 3.1 원전주요기기및배관성능기반내진설계기술개발 3.2 유동및환경영향을고려한배관건전성평가기술동향분석 3.3 파손확률평가를위한건설 / 가동원전배관손상사례분석및 DB 구축 7
III. 연구결과 1. 접근제한설비경년열화평가및핵심기기열화관리규제기술개발 2. 원자로내부구조물경년열화관리및평가규제기술개발 3. 원전주요기기동적영향및파손확률평가규제기술개발 4. 경년열화통합관리시스템개발
1.1 접근제한설비가동중검사의열화평가및문제점분석 가동중검사문제점분석 원자로용접부현행검사기법한계및접근제한용접부현황파악 국내원자로용접부개소, 접근제한영역확인 원자로헤드관통관접근제한용접부확인 OPR-1000 최외각열관통관 현재및첨단비파괴검사기술분석 현재기술 : ASME Sec. XI App. VIII, UT 기량검증 영향변수, 검사방법, 신호평가방법등 첨단기술 : 비선형, 굴곡표면위상배열, 적외선열화상, 유도초음파등최신 UT 기술 각기법별특성및결함탐지능력등 접근제한용접부다자간비교시험 국제공동연구 PARENT 다자간비교시험수행 시기 : 12 년 (7 월 ~9 월 ) / 13 년 (1 월 ~4 월 ) 대상 : 하부관통관, 대구경 / 소구경배관, 오버레이배관 참가기관 : 두산중공업, 한전 KPS, ISI 연합팀, 한양대, 성균관대, 부산대, 한국원자력연구원, 표준연구원등 접근제한용접부가동중검사지침 ( 안 ) 범위 : 원자로용접부접근제한용접부 내용 : 검사요건, 검사확인사항 ( 장비보정결과, 검사범위, 검사결과, 결함탐지시원인분석등 ) 에대한지침제시 적용범위확대예정 : 접근제한용접부 원자로헤드관통관 원자로냉각재배관 소구경배관 매설배관등 9
1.2 접근제한설비경년열화완화대책의규제적용성분석및평가 경년열화완화대책기술분석 접근제한설비기기및용접부경년열화완화대책분석 Alloy 600/82/182 재질의기기및용접부대상 Weld Overlay, Inlay, Mechanical Stress Improvement Process(MSIP), Laser Peening(LP), Water Jet Peening(WJP) 원전완화대책적용사례분석 국내 : 가압기이종금속용접부 Weld Overlay, SG 배수노즐재질교체등 해외 : 미국 (Weld Overlay, MSIP), 일본 (LP, WJP) 완화대책관련기술기준및규제기준과적용사례분석 접근제한설비완화대책관련잔류응력평가및균열 Weld Inlay 잔류응력평가 Round Robin ( 고리 3,4 호기원자로입출구노즐대상 ) 해석코드 (ANSYS, ABAQUS, SYSWELD) 및해석자별분포비교 잔류응력을고려한 K 평가법비교 : ASME Sec. XI, R6, API579, Universal Weight Function Method 비교 / 평가법제안 OECD K-J Benchmark Round-Robin 수행 : 기관별 / 결함코드별 K 및 J 비교 경년열화완화대책적용에대한기술지침 ( 안 ) KINS 접근제한설비경년열화완화대책에대한기술지침 ( 안 ) 개발 Weld Overlay에대한지침제공 Inlay, Onlay, MSIP, LP/WP에대한지침은추후제공예정 10
1.3 핵심기기열화관리에따른보수 교체사례및규제요건분석 핵심기기보수 교체사례및규제요건분석 핵심기기보수 교체규제요건분석 법적요건 : 원자로시설등의기술기준에관한규칙제 41 조및제 63 조, NSSC 고시제 2012-10( 원자로.16) 기술기준 : KEPIC MIA-4000, ASME Sec. XI IWA-4000 검사절차서 : USNRC Inspection Procedures 중, 가압기, 증기발생기, 원자로헤드교체에대한검사절차서 60 50 40 30 20 55 증기발생기보수 / 교체건수 19 핵심기기보수 교체사례분석 국내 ( 고리 1, 울진 1,2) 및해외 ( 미국, 유럽, 일본 ) 증기발생기보수 교체사례분석 10 3 10 7 2 4 1 2 1 국내 ( 영광 3) 및해외 ( 미국, 유럽, 일본 ) 원자로헤드정비및교체사례분석 0 증기발생기보수및교체검사지침 ( 안 ) KINS 증기발생기보수및교체검사지침 ( 안 ) 개발 점검항목 : 7 개분야 인양설비, 증기발생기설치, 용접및비파괴시험, RCS 열팽창측정및지지물점검, 가동전검사, 세관가동전검사, 압력시험 각점검항목에대한세부검사내용및검사점검표제공 2013 년울진 3,4 호기증기발생기교체시적용성확인예정 11
1.4 예방적재료열화평가에의한규제적용우선순위분석 예방적재료열화평가에의한규제적용우선순위분석 AMP* 우선순위분석 범위 : NSSC 고시제 2012-25( 원자로.035) 에규정된 AMP* 항목 + 최근국내원전이슈 평가항목 : 손상빈도수, 국내기술수준, 긴급도 평가단 : KINS 내 7 개부서, 대학 3 개, 연구소 3 개, 산업체 5 개소속전문가 AMP 우선순위분석결과 1 순위 : 증기발생기경년열화관리 / 2 순위 : 니켈합금노즐및관통부 차기년도연구과제기획등에반영예정 매설및지하배관 / 탱크 AMP 심사지침 ( 안 ) KINS 매설및지하배관 / 탱크 AMP 심사지침개발 범위 : 금속, 폴리머, 시멘트및콘크리트재료로된매설및지하배관 / 탱크 AMP 10개요소에대한심사지침제공 평가범위, 예방조치, 감시 / 검사변수, 열화현상검출, 감시 / 경향파악, 허용기준, 시정조치, 확인절차, 행정적통제, 운전경험 향후해외규제및연구동향을반영하여지속적으로개정예정 * AMP: 경년열화관리프로그램 12
III. 연구결과 1. 접근제한설비경년열화평가및핵심기기열화관리규제기술개발 2. 원자로내부구조물경년열화관리및평가규제기술개발 3. 원전주요기기동적영향및파손확률평가규제기술개발 4. 경년열화통합관리시스템개발
2.1 원자로내부구조물유형, 운전경험및경년열화기구분석 RVI* 데이터베이스구축 RVI 적용규제기준및기술기준분석 RVI 에적용할수있는국내외규제기준및기술기준분석 국외 : 설계, 가동중검사, PSR**, 계속운전단계적용규제요건및기술기준분석 국내 : 건설 / 운영허가, 사용전검사, 정기검사, PSR, 계속운전단계적용규제요건및기술기준분석 원자로내부구조물설계특성분석 국내원전유형별 ( 웨스팅하우스, CE, 프라마톰형 ) 부속기기, 기능및재질분석 국내원전유형별설계하중및허용한계분석 원자로내부구조물경년열화및운전경험분석 RVI 운전환경및 8가지 RVI 경년열화기구분석 RVI 손상경험, 보수 / 교체경험분석 RVI 규제활동및규제기준개발을위한근거문서제공 RVI 주기적안전성평가심사지침 ( 안 ) KINS RVI 주기적안전성평가심사지침 ( 안 ) 개발 세부검토사항 평가당시 RVI 물리적상태, 경년열화, 운전경험및연구결과의활용에관한사항 국내 PSR 관련법적기준및 IAEA Safety Guide NS-G-2.10의기준을반영하여개발함. 주요사항 설계자료확보, 설계변경이력의인허가문서반영등문서화강조 경년열화기구및경년열화영향평가에대한구체적지침제공 * RVI : 원자로내부구조물, **PSR: 주기적안전성평가 14
2.2 원자로내부구조물균열발생평가기술개발 RVI 운전응력해석 평가대상 RVI 부속기기선정 피로 /IASCC 민감기기 + 고리 1 피로 / 설계응력평가결과검토 배플포머집합체 (BFA), 하부노심판 (LCP), 상부노심판 (UCP) 정렬핀 ABAQUS 사용자정의프로그램개발및검증 중성자조사를고려한재료거동구성방정식구현 (UHARD + CREEP) 총변형률 = 탄성변형률 + 소성변형률 + 중성자조사크리프변형률 + 보이드스웰링변형률 오스테나이트스테인리스강에대한재료수식과비교검증하여타당성확인 응력해석 감마가열을고려한온도해석결과와중성자조사에따른인장물성변화, 크리프, 보이드스웰링고려 UCP 정렬핀의경우, 용접이력고려 40 EFPY 에서의 von Mises 유효응력분포, MPa 피로균열및 IASCC 발생평가 단일손상에의한균열발생평가 피로균열발생 : CUF 개념적용 (CUF=1: 피로균열발생 ) IASCC 균열발생 : IASCC 1% 발생기준도출 (D IASCC =1: IASCC 발생 ) 추가검증필요 복합손상에의한균열발생평가 피로와 IASCC 복합손상에의한균열발생기준도출 a CUF + b D IASCC = D combined a, b는재료종속계수 ( 복합손상에대한연구필요 ) 15
2.3 원자로내부구조물지진해석기술개발 해석방법론분석및등가모델개발 RVI 단순화 : 외팔보, 단순지지보 시간의존경계조건문제의등가해석방법 Effective Force(EF) Model Large Mass Model (LMM) y(x,t) a (t) L 외팔보 Original Model x 유한요소방정식개발, 구현및검증 EF 및 LM Model 에대한유한요소방정식개발 외팔보및단순지지보 거대질량비가적절히큰값 (10 7 ~10 8 ) 으로설정되면 EF 및 LM Model 은근사적으로등가의관계임 유한요소방정식구현및검증 y(x,t) 외팔보 EF Model 외팔보양단에지반가속도작용시 EF 및 LM Model 검증 외팔보 LM Model 16
2.4 원자로내부구조물유동평가기술개발 유동평가모델개발 대상 : 한국표준형원전 RVI 노심지지배럴 (CSB), 상부지지구조물 (UGS), 하부지지구조물 (LSS), 제어봉슈라우드 (CEA Shroud), 노심슈라우드 (CSA), 안내구조지지시스템 (GSSS) 유동및구조건전성평가 유동및구조해석방법 해석의효율성을위하여해석모델단순화 추후상세모델해석결과와비교하여검증예정 상세 CAD 모델 CSB UGS CEA shroud CSA LSS GSSS 유한요소해석모델유체부고체부구조해석결과 -von-mises 응력 난류해석결과 -velocity 17
III. 연구결과 1. 접근제한설비경년열화평가및핵심기기열화관리규제기술개발 2. 원자로내부구조물경년열화관리및평가규제기술개발 3. 원전주요기기동적영향및파손확률평가규제기술개발 4. 경년열화통합관리시스템개발
3.1 원전주요기기및배관성능기반내진설계기술개발 원전내진설계관련기술현황 국내외적용기술기준및규제기준분석 국내및해외 ( 미국, 캐나다, 프랑스등 ) 의내진설계및내진해석관련기술기준및규제기준등을검토하여내진검증세부수행절차검토 후쿠시마후속조치관련국내원전내진여유도평가결과분석 원전주요기기내진해석방법분석 등가정적해석법 지진력을정적인횡력으로가정하여구조물의지진거동해석 응답스펙트럼법 다자유도시스템을단일자유도시스템의복합체로가정하여각모드의최대응답치를구한후조합하여최대응답치를근사적으로파악 시간이력해석법 구조물의동적특성과지진하중을사용하여임의의시간에대한구조물의거동파악 내진평가기술지침 ( 안 ) KINS 내진평가기술지침 ( 안 ) 개발 원전주요기기및배관의내진안전성평가를위한내진검증수행체계 / 평가지침 ( 안 ) 개발 아래항목에대한구체적지침제공 대상기기 : 안전성관련기기및관련기능수행을저해할수있는기기등 검증방법 : 내진시험, 내진해석, 내진시험및해석의조합 문서화 : 시방서, 내진검증보고서작성 19
3.2 유동및환경영향을고려한배관건전성평가기술동향분석 배관건전성평가최신기술분석 열성층및혼합유동을고려한최신유동해석모델 / 기술분석 OECD/NEA IBE*-1 연구동향및최신유동해석기술에대한문헌조사를통해유동해석예측방법론정립 열성층및혼합유동을고려한배관응력 / 피로해석기술동향분석 분기배관열성층 / 열피로평가및 Mixing Tee 혼합유동열피로평가절차분석 유동해석및열피로평가기법분석 혼합유동발생배관의열피로에관한수치해석적평가기법분석 유체온도가정법제안 : 정현파가정, PSD** 3 차원분리일방해석기법활용평가 3 차원열유동해석 온도분포 응력 / 피로해석 2ⅹD m 4ⅹD m 6ⅹD m Circumferential stress x 60 o 2ⅹD m 4ⅹD m 6ⅹD m 0 o -60 o θ Axial stress [ o C] [MPa] 환경피로해석기술분석 환경보정계수를이용한환경피로평가법분석 Strain rate 계산방법론분석 Draft ASME Code Case 및 JNES-SS-1005 EPRI 가이드라인에입각한환경보정계수계산및검증 EPRI Guideline 분석및 Sample 문제평가 EPRI 환경피로전문가패널도출현안분석 NUREG/CR-6909 및 R.G. 1.207 최신개정현황및현안 / 연구필요사항분석 0 20.0 40.0 60.0 80.0 100 120 3 차원온도분포결과변동응력응력진폭 배관건전성평가기술지침 ( 안 ) 미국 NRC 및일본 JNES 등의해외규제동향및산업계연구동향을반영 국내원전의특성을고려한환경피로평가관련지침개발예정 KEPIC MNB-3200 에따른피로해석수행시환경영향고려를위한지침제공 국제동향을반영하여지속적개정수행예정 * IBE: International Benchmark Exercise, **PSD: Power Spectrum Density 20
3.3 파손확률평가를위한건설 / 가동원전배관손상사례분석및 DB 구축 Probability 배관파손확률평가관련기술분석 기개발된배관파손확률평가프로그램 P-PIE 및 PRO-LOCA 프로그램분석 P-PIE 개선사항도출 신규모델적용 : 피로 /SCC 균열성장식, 응력확대계수, 균열열림변위 / 면적, 잔류응력분포식및누설율계산식등 배관파손확률평가결과비교및국내배관데이터를사용한파손확률해석 P-PIE 및 PRO-LOCA 비교 PRO-LOCA 최신판 (V.3.7) 민감도해석 : 국내발전소데이터활용 1E-5 1E-6 1E-7 P-PIE/PRO-LOCA 비교 1E-8 0 10 20 30 40 Time (years) P-PIE Leak PRO-LOCA Leak P-PIE Big Leak PRO-LOCA Big Leak 건설 / 가동원전배관손상사례분석 OPDE* DB 손상사례분석 국내외원전 321 기 (PWR 49%, BWR 44%, PHWR 4%), 3800 건의배관손상사례정보 손상기구및손상영향에따른분석 배관공칭직경및손상영향에따른분석 1000 800 Active leakage 발생건수 810 국내외배관손상데이터베이스구축 OPDE 및 CODAP ** DB 구조및데이터항목분석 자체데이터베이스구조및항목도출 OPDE/CODAP 대비용접 WPS, 열처리등추가 건설원전배관보수용접부 DB 구축 신월성 1,2 호기및신고리 3,4 호기 (RCS 등 6 개계통 ) 600 400 200 331 226 331 280 59 188 0 * OPDE: OECD Pipe Failure Data Exchange Project, **CODAP: Component Operational experience, Degradation & Aging Programme 21
III. 연구결과 1. 접근제한설비경년열화평가및핵심기기열화관리규제기술개발 2. 원자로내부구조물경년열화관리및평가규제기술개발 3. 원전주요기기동적영향및파손확률평가규제기술개발 4. 경년열화통합관리시스템개발
4.1 경년열화통합관리시스템개발 Integrated Regulatory Aging Management System (IR-Aging) 원전주요기기의경년열화현상에대한다양한정보 ( 규제방향, 평가방법, 손상사례등 ) 를체계적으로관리하고여러분야의전문가들이최신연구결과와노하우를공유할수있도록개발된웹기반 (web-based) 데이터관리시스템으로, 장기가동원전의안전성확보를위해개발함. 23
4.2 경년열화통합관리시스템구성 (1/2) IR-Aging 의구조 원자로압력용기 국내법령 / 심검사지침 미국법령 / 심검사지침 IAEA 안전기준 규제요건모듈 규제검증코드모듈 원자로내부구조물증기발생기 배관 연구보고서 AMP TLAA AMP/TLAA 모듈 문서 DB 모듈 규제기관발행문서 국제공동연구결과물 사업자제출문서 도면 손상사례 24
4.2 경년열화통합관리시스템구성 (2/2) IR-Aging 의주요모듈 25
IV. 연구성과및활용방안 (1/2) 규제기술개발 규제업무활용 규제심사 지침 ( 심사, 검사, 기술 ) 주기적안전성평가, 계속운전, 기기교체심사 등의인허가심사에활용 규제검사 규제검증코드 데이터베이스 접근제한설비가동중검사, 기기교체검사, RVI 가동중검사등규제검사업무에활용규제검증계산 원전사업자건전성평가내용의규제검증계산에활용 26
IV. 연구성과및활용방안 (2/2) 범주성과물활용분야 심사지침원자로내부구조물 PSR 심사지침 PSR 원자로내부구조물심사 검사지침 기술지침 규제검증코드 데이터베이스 접근제한설비검사지침 핵심기기열화관리검사지침 ( 증기발생기교체검사지침 ) 접근제한설비경년열화완화대책평가기술지침 내진설계평가기술지침 환경영향을고려한배관피로평가기술지침 상부안내구조물상부플랜지응력해석프로그램 (Stress_UUF) 스펙트럼생성프로그램 (Spectrum Generator ABAQUS User subroutine (UHARD, CREEP) 원자로내부구조물경년열화 DB 경년열화통합관리시스템건설원전배관손상 DB 접근제한설비가동중검사 원전주요기기교체검사 증기발생기교체검사 접근제한설비완화대책적용심사 접근제한설비완화적용대비건전성평가검증계산 건설원전의주요기기및배관내진설계규제검증계산 건설 / 가동원전의주요기기및배관내진여유도평가 신규원전환경피로관련규제검증계산 배관건전성평가관련규제검증계산 원자로내부구조물응력해석관련규제검증계산 원자로내부구조물지진해석관련규제검증계산 원자로내부구조물건전성평가규제검증계산 중성자조사에따른재료물성변화, 크립, 스웰링고려 주기적안전성평가심사 계속운전신청원전인허가심사 심사지침, 검사지침및기술지침작성 건전성평가검증계산 건설원전배관관련심사 / 검사 27
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