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Transactions of the Korean Society for Noise and Vibration Engineering - Vol. 30 , No. 2

[ Article ]
Transactions of the Korean Society for Noise and Vibration Engineering - Vol. 30, No. 1, pp.82-85
Abbreviation: Trans. Korean Soc. Noise Vib. Eng.
ISSN: 1598-2785 (Print) 2287-5476 (Online)
Print publication date 20 Feb 2020
Received 17 Jan 2020 Revised 05 Feb 2020 Accepted 07 Feb 2020
DOI: https://doi.org/10.5050/KSNVE.2020.30.1.082

SMART100 원자로 축소모델시험 사업자 요건 개발
고도영 ; 최선희*

Development of Utility Requirements for SMT of SMART100 Reactor
Do-young Ko ; Sun-hee Choi*
*KHNP-CRI, Researcher
Correspondence to : Member, Korea Hydro & Nuclear Power Co., - Central Research Institute (KHNP-CRI), Principal Researcher E-mail : doyoung.ko@khnp.co.kr
# A part of this paper was presented and selected as one of the best papers at the KSNVE 2019 Annual Autumn Conference.

‡ Recommended by Editor Sang Wook Kang




© The Korean Society for Noise and Vibration Engineering

Abstract

SMART100, a small module nuclear power plant designed by Korea Atomic Energy Research Institute in July 2012, is the first to obtain a standard design approval from the Nuclear Safety and Security Commission. According to the U.S Nuclear Regulatory Commission, the Regulatory Guide 1.20, SMART100 is required to conduct a scale model test to verify the design of the reactor, which is the core component, and to develop a valid prototype for the design. This paper describes the utility requirements developed to conduct the scale model test. The utility requirements as top tier requirements will be used to develop test and facility requirements for this study.


Keywords: SMR(small module reactor), SMT(scale model testing), URD(utility requirements document), CVAP(comprehensive vibration assessment program)
키워드: 소형모듈원자로, 축소모델시험, 사업자요건서, 종합진동평가

1. 서 론

한국원자력연구원(Korea Atomic Energy Research Institute, KAERI)이 설계한 소형모듈원자로(small module reactor, SMR) SMART100은 2012년 7월, 세계 최초로 표준설계인가(standard design approval, SDA)를 원자력안전위원회(nuclear safety and security commission, NSSC)로부터 획득한 100 [MWe] 원전이다. 이후 다수의 설계변경으로 인해 재인가 취득이 요구되었다. SMART100 원전은 향후 건설공사 기간에 영향을 줄 수 있는 주요사항을 고려하여 일부 설계에 대한 보완 및 검증 필요성이 매우 크게 대두되었다. 한편, 한국수력원자력(Korea Hydro & Nuclear Power Co., Ltd., KHNP)은 국내 유일 상업원전 건설 및 운영 사업자로서 SMR의 상세설계 및 해외수출시 건설사업 참여가 요구되었다. 이의 일환으로 KHNP 및 KAERI는 SMART100 원전의 핵심설비인 원자로에 대한 설계검증 및 설계 유효원형(valid prototype) 개발(1~4)을 위해 축소모델시험(scale model testing, SMT)(5~7)을 수행할 예정이다. 원자로 설계 유효원형 개발은 원자로 설계의 참조 발전소(reference plant)를 수립하는 것으로 원천기술 측면에서 매우 중요하다. 이 참조 발전소를 수립해야만 해외 원전 도입을 희망하는 국가로부터 SMART100 원전 원자로 설계 원천기술 확보 및 원전기술 국산화 완성으로 인정받을 수 있다. 본 논문은 원자로 설계 유효원형 수립의 필수적 연구개발 단계인 SMT 사업자 요건서(utility requirements document, URD) 개발에 관한 것이다. 이것은 SMT 최상위 요건 중 하나로써 이후 시험요건서(test requirements document, TRD), 설비요건서(facility requirements document, FRD) 및 시험절차서(test procedures document, TPD) 개발을 위해 가장 기본적인 참고자료로 활용될 것이다. 한편, 저자들은 APR1400 대형원전 SMT URD를 개발한 경험이 있다(7). SMART100 SMT URD와 비교시 SMR 설계 고유특성에 따른 차이점을 제외한 하중함수 생산 및 해석방법론 개발, 축소모델 시험설비 설계/제작, 그리고 축소모델 시험설비 시험/결과분석은 유사하다.


2. 사업자 요건 적용기준 및 개발절차
2.1 사업자 요건 적용기준

SMART100 원전 SMT는 미국 원자력규제위원회(the United State Nuclear Regulatory Commission, U.S. NRC) 규제지침(regulatory guide, RG) 1.20, Rev.4(8) (comprehensive vibration assessment program for reactor internals during preoperational and initial testing)에 근거하여 수행된다. 관련 국내 적용기준은 한국원자력안전기술원 규제지침 5.2, Rev.1(9) (원자로 내부구조물의 종합진동평가 계획) 이다. 그러나 국내지침은 U.S. NRC RG 1.20, Rev.3 (2007. 3월)을 참조하고 있어 SMR 및 SMT에 대한 내용이 포함되어 있지 않다. 따라서, 이 연구를 위한 사업자 요건 개발은 U.S. NRC RG 1.20, Rev.4 (2017. 2월)를 적용하였다.

2.2 사업자 요건 개발절차

SMART100 원전 SMT 수행내용은 크게 세 부분으로 구분된다. 첫째는 원자로 축소모델 해석결과(유동 하중함수 및 구조응답)와 측정결과의 비교 등을 통한 해석방법론 개발과 검증이다. 둘째는 SMT를 위한 축소모델 시험설비의 설계와 제작이다. 셋째는 SMT를 수행하고 시험결과의 유효성을 평가하는 것이다. 우리는 원전사업자 입장에서 실질적이고 효율적인 연구개발을 위해 앞서 기술한 수행내용 세 부분으로 구분하여 URD를 개발하였다. 사업자 요건은 SMT를 수행하기 위한 가장 기본적인 요건 중 하나이다. Fig. 1은 SMART100 원전을 설계 유효원형으로 개발하기 위한 전체 원자로 내부구조물 종합진동평가(comprehensive vibration assessment program, CVAP)(8) 절차를 간략히 정리한 것이다.


Fig. 1 
Procedure of CVAP for SMART100 reactor internals

Fig. 1에서 보는 바와 같이, SMART100 원전을 설계 유효원형으로 개발하기 위해서는 크게 두 단계의 절차가 요구된다. 첫 번째는 SMART100 SDA 단계이다. 본 연구에서 사업자 요건을 개발하여 적용하는 단계로써 설계/제작, 축소모델 유동/ 구조 해석, SMT 수행, 그리고 바이어스 오류/불확실도(bias errors and uncertainties)를 반영한 전산수치해석 방법론의 개발 및 검증이 해당된다. 이 단계를 scale model testing으로 표시하였고, 원전을 건설하기 이전에 R&D로 수행된다. 두 번째는 실제 SMART100 원전건설 및 시운전 단계로써 건설허가(construction permit, CP)부터 운영허가(operating license, OL)까지가 해당된다. 이 단계는 CVAP for prototype으로 표시하였고, 앞선 단계에서 개발한 해석방법론을 적용한 유동/구조해석 수행, 진동/응력 측정, 육안검사 등을 통한 CVAP를 수행한다. 한편, 원자로 SMT URD 개발을 위해서 핵연료는 없는 것으로 가정하여 수행한다. 왜냐하면, 핵연료가 없는 것이 수력하중 산출 및 해석방법론 수립에 있어 보수적이고, 실제 원전건설 현장시험(in-situ test)도 핵연료 장전 이전 단계인 고온기능시험(pre-core hot functional test) 기간 중 수행되기 때문이다.


3. SMART100 축소모델시험 사업자 요건
3.1 하중함수 생산 및 해석방법론 개발

해석방법론은 원자로 축소모델 해석결과와 SMT 결과의 비교/평가를 통해 확인/검증한다. SMT에서 얻어진 시험결과로 고유 하중함수 생산, 원형(prototype) 원자로 해석에서 사용할 전산해석코드 검증, 그리고 해석절차 및 방법을 개발하는 것이 원자로 SMT의 목적이다.

SMART100 원자로 유동해석은 상용 전산유체 해석코드(computational fluid dynamics, CFD)를 사용하여 유동유발 가진함수(forcing functions)를 예측하고 SMT 시험결과와 비교하여 검증한다. 구조해석도 구조/응답 상용해석코드 ANSYS를 사용하여 진동예측 및 SMT 시험결과와 비교/분석한다. SMR 고유 해석방법론 수립을 위한 주요 사업자 요건은 다음과 같다.

  • - 축소모델의 유동 상사성 확인(유동변화, 유체속도, 압력분포)을 위해서 CFD를 사용하여 평가한다.
  • - CFD는 축소모델 시험설비의 경계조건과 형상을 충분히 반영해야 하며 격자 민감도 및 난류모델 민감도 분석을 수행한다.
  • - 예비하중을 적용한 예비 구조해석을 통해 SMT 이전 축소모델의 응력 및 변위를 확인한다.
  • - 유동/구조 해석결과와 SMT 시험결과를 비교하여 해석모델의 하중함수 및 해석방법론 타당성 등을 확인한다.
  • - SMART100 원형 구조해석에 적용할 하중함수를 생산한다.
  • - 음향공진 평가시, 원형 원자로 대비 축소모델에서 음향약화를 확인하여 음향공진 영향을 평가한다.
3.2 축소모델 시험설비 설계 및 제작

축소모델 시험설비는 이 사업자 요건을 충실히 반영한 TRD와 FRD를 개발한 후 설계/제작된다. 축소모델 시험설비의 설계와 제작은 원형 원자로와 최대한 동일한 형상과 특성을 반영하여 설계 및 제작되어야 한다. 관련 주요 사업자 요건은 다음과 같다.

  • - 축소모델은 유동 및 구조적 상사성을 고려하고 주요 위치의 세부 모사가 가능하도록 설계한다.
  • - SMART100 설계 원형의 경계조건을 축소모델에 충분히 반영한다. 축소모델 설계에서 유동분배 구조물과 같이 유동 가진 (flow excitation)에 민감할 것으로 판단되는 위치의 형상은 원형 형상과 최대한 유사하게 모사한다.
  • - 계측기 보호구조물과 설치방법은 계측기 사양에 맞추어야 하며, 시험조건과 목적에 부합하도록 설계 및 제작한다.
  • - 측정케이블 설치도관 및 계측기 보호구조물 등은 축소모델 시험설비의 유동 및 구조 특성에 영향을 주지 않도록 최소화하여 설치한다.
3.3 축소모델 시험설비 시험 및 결과분석

설계 및 제작된 축소모델 시험설비는 최상위 URD와 이를 만족하는 TRD 및 FRD를 충족하는 TPD 개발이 요구된다. TPD에 따라 시험을 수행하고 해석방법론에 의해 예측된 해석결과와 비교/평가 한다. 관련된 주요 사업자 요건은 다음과 같다.

  • - 적절한 무차원 수를 기초로 동적으로 유사한 축소모델을 사용한다.
  • - SMT는 상사된 출력(유속/유량)대비 10 % ~ 20 % 높은 수준에서 운전 가능한 펌프를 선정하고 해당 조건에서의 시험을 포함한다.
  • - 동일 시험조건에서 반복시험을 수행하여 시험결과의 평균값 취득한다.
  • - 온도변화 및 외부 가진요인 등 시험 중 부정적 영향을 끼치는 요인에 대하여 통제한다.
  • - PSD (power spectral density) 변환을 위해 신호 샘플링 시간에 대한 민감도 분석을 수행한다.
  • - SMT 수행 중 불확실도를 평가한다.
  • - SMT 결과는 SMT의 레이놀즈 수 상승에 대하여 민감하지 않다는 것을 보여야 한다.
  • - 하중함수를 이용한 구조해석 결과를 SMART 원전 건설 전 설계 (pre-project engineering, PPE) 단계 시 수행하였던 원형 구조해석 결과와 비교/평가한다.
  • - 시험 전/후 육안검사를 통해 유동에 의한 구조적 건전성에 이상이 없음을 확인한다.

4. 결 론

SMART100은 국내에서 개발한 최초의 SMR 원전이다. 본 연구에서는 SMART100 원전건설 인허가 신청 시 국내외 규제지침을 만족할 수 있도록 실질적이고 효율적인 원자로 SMT 사업자 요건을 개발하였다. URD는 최상위 요건 중 하나로써, 향후 SMT를 위한 TRD, FRD, 그리고 TPD 개발에 활용될 것이다.


Acknowledgments

이 연구는 한국수력원자력(KHNP)의 SMR 원전수출상품화 기술개발(Ⅰ)로 한국수력원자력 중앙연구원 플랜트설계연구소에서 수행되었습니다.


References
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3. Ko, D. Y. and Kim, K. H., 2013, Structural analysis of CSB and LSS for APR1400 RVI CVAP, Nuclear Engineering and Design, Vol. 261, pp. 76~84.
4. Ko, D. Y. and Kim, K. H., 2013, Design of a Vibration and Stress Measurement System for an Advanced Power Reactor 1400 Reactor Vessel Internals Comprehensive Vibration Assessment Program, Nuclear Engineering and Technology, Vol. 45, No. 2, pp. 249~256.
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6. Ko, D. Y., Kim, K. H., Kim, T. J. and Choi, S. H., 2019, Plan on Scale Model Testing for APR1400 Valid Prototype, Proceedings of the KPVP Annual Conference, Construction Division, No.1.
7. Ko, D. Y., Kim, K. H., Kim, T. J. and Choi, S. H., 2019, URD for SMT on CVAP for APR1400 RVI, Technical Memo, No. 2019-5000339-Jeon-0767TD, KHNP.
8. U.S. Nuclear Regulatory Commission, 2017, Comprehensive Vibration Assessment Program for Reactor Internals During Preoperational and Initial Testing, Rev. 4, Regulatory Guide 1.20, Washington, DC.
9. Korea Institute of Nuclear Safety, 2015, Comprehensive Vibration Assessment Program for Reactor Internals, Rev. 1, No. KINS/RG-N05.02, Daejeon.

Do-Young Ko got the M.S. and Ph.D. degrees in Electrical and Computer Engineering from University of Seoul, Korea in 2003 and 2007, respectively. He has studied as a senior researcher in Korea Hydro & Nuclear Power Company - Central Research Institute (KHNP-CRI). His main research interests are verification and validation of reactor design.