한국 표준형 원전(Optimized Power Reactor)증기발생기 교체후 성능평가

Abstract

가동중인 증기발생기 관막음율 허용치에 근접하거나 허용치 이상이면 불가피하게 증기발생기를 교체해야 한다. 구 증기발생기(Old Steam Generator, OSG)를 RSG로의 교체이후 증기발생기와 관련계통의 운전성능 및 기기성능 확인을 위하여 수행하는 시운전시험은 RSG 운전의 적합성을 판정하는 매우 중요한 단계로 최종안전성분석보고서(Final Safety Analysis Report, FSAR)와 제작사 성능보증을 근거로 시험이 결정된다. RSG에 대한 성능시험 항목이 결정되면 발전소 가동이후 운전모드 및 출력별 시험일정에 따라 증기발생기 성능을 평가함으로써 증기발생기 건전성을 최종 확인하게 된다. 가동원전 핵심기기인 증기발생기 등에 대한 보수 및 교체 관련 규제요건(원자력안전위원회 고시, 전력산업기술기준, 미국원자력규제위원회인 NRC의 검사매뉴얼 등)을 파악하였다. 또한 국내 표준형원전인 한울4호기 증기발생기의 세부적인 결함 발생 추정 원인을 분석하고 전세계 증기발생기의 보수(플러깅, 슬리빙, 재확관)전열관 비율과 전열관 개수, 전열관 재질에 따른 전세계 보수 전열관 개수, 전열관 보수 원인 등 국내외 증기발생기 교체 사례 등을 분석하였다. 국내외 증기발생기 보수 및 교체에 대한 규제요건 및 교체 사례 분석내용을 토대로 RSG 교체에 대한 검사내용을 고찰함으로써 RSG의 해당되는 성능 시험 및 평가 항목등이 적절한지를 연구해 보았다. 본 논문에서는 증기발생설비 주요기기에 대한 연구와 RSG의 제작공정 및 공장시험, 증기발생기 보수 및 교체시 규제요건과 검사 내용등을 토대로 OSG에서 RSG로의 교체이후 성능시험 항목 도출 및 시험 내용등을 분석하고 발전소 가동에 따라 관련 설비와 계통에 대하여 성능시험등을 통해 RSG의 성능을 평가, 확인함으로써 증기발생기 건전성과 신뢰성을 확보하고자 한다.|The steam generator of a nuclear power plant is a core facility responsible for the physical barrier divided into two sections, the heat system where the reactor coolant flows and the secondary side that produces the steam. With the increase in the operating of nuclear reactor and integrity is reduced due to degradation of the steam generator tube. As a result, maintaining integrity of the steam generator is very important. For CE type steam generator tubes made from the Alloy 600THMA material, a nickel-chrome-metal alloy, it is vulnerable to Stress Corrosion Cracking in the reactor operating environment. it is inevitable to replace the steam generator when approaching the allowed tube plugging value of the steam generator tube. Considering the major equipments and manufacturing process for the Renewal Steam Generator, reliability was secured in carrying out the performance test and assessment after the RSG. Weibull probability disribution function was used to evaluate the trend of failure in the steam generator tube. The analysis technique used to analyze trends in the generation of crack in the tube. I analyzed the regulatory requirement for exchanging steam generator. In particular, I analyzed the causes of repair and replacement cases for the steam generator tube made from the Alloy 600 tube material. As a result of the review after replacement of the steam generator, it is required to derive the performance test and evaluation method after replacement of the steam generator to ensure integrity of the steam generator. Since the replacement of the steam generator involves numerous facilities and systems, it is required to assess the performance of the equipments, and to verify that the test items are proper, analyze and assess the test methods, evaluation criteria, and test results to check the performance of the RSG. The RSG is tested according to the Performance Schedule as shown Figure. The hydrostatic pressure test and leakage test of the RSG are satisfied. After the heat-up of the plant, the test results of each applicable test in the operation mode, such as the RCS Leakage rate, CEA drop time, NSSS integrity monitoring system, RPCS response, Ramp Change 및 Step Change MFCS response. SG Moisture Carry Over, SG Outlet Nozzle Steam pressure were obtained with satisfactory values. Integrity and reliability are secured through performance testing and evaluation of the Renewal Steam Generator and I am certain that it may can contribute to the stable and safe operation of the plant.