KR101680534B1 - 원자로 내부구조물의 조사유기 응력부식 균열 저감 장치 및 그 방법 - Google Patents

원자로 내부구조물의 조사유기 응력부식 균열 저감 장치 및 그 방법 Download PDF

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Abstract

본 발명은 원자로 가동에 따른 중성자 조사에 의해 발생하는 조사유기 응력부식 균열(IASCC)을 방지하기 위한 원자로 내부구조물의 조사유기 응력부식 균열 저감 장치 및 그 방법에 관한 것으로, 기 설정된 열풀림 조건에 따른 열처리 온도와 시간으로 원자로 내부구조물의 스테인리스강 부품을 가열하는 가열부, 및 스테인리스강 부품으로부터 1차 냉각수로의 열 전달을 차단 가능하게 가열부 일측에 구비되는 열차폐부를 포함하여 구성됨으로써, 1차 냉각수를 제거하지 않은 상태로 원자로 내부구조물의 스테인리스강 부품의 조사유기 응력 부식 균열을 효과적으로 방지하게 된다.

Description

원자로 내부구조물의 조사유기 응력부식 균열 저감 장치 및 그 방법 { APPARATUS AND METHOD FOR REDUCING IASCC OF STRUCTURE IN NUCLEAR REACTOR }
본 발명은 원자로 내부구조물의 조사유기 응력부식 균열 저감 장치 및 그 방법에 관한 것으로, 보다 상세하게는 원자로 가동에 따른 중성자 조사에 의해 원자로 내부구조물에 발생하는 조사유기 응력부식 균열(IASCC; Irradiation-Assisted Stress Corrosion Cracking)을 방지하기 위한 원자로 내부구조물의 조사유기 응력부식 균열 저감 장치 및 그 방법에 관한 것이다.
일반적으로, 원자로 내부구조물은 핵연료 집합체 및 제어봉 집합체를 지지 정렬시키는 한편, 이들의 하중을 흡수하고 원자로 용기로 전달한다. 아울러, 원자로 내부구조물은 냉각재의 노심 통과를 돕거나 노내 중성자속 감시 설비를 안내하기도 한다.
원자로 내부구조물은 기 설계된 수명 기간 및 이후의 수명 연장 기간을 고려하여 다수 부품이 스테인리스강 부품으로 구성된다. 각 원자로의 설계에 따라 내부구조물 및 그 부품의 명칭에는 차이가 있다.
이 때, 원자로 가동 시 핵연료의 핵분열 과정에서 발생하는 중성자가 이들 스테인리스강 부품에 조사됨에 따라 다양한 형태의 내부 결함이 발생하고, 특정 원소의 편석이 석출되며, 경화도 발생하게 된다. 이러한 조사 결함, 조사 편석 및 조사 경화 등의 조사 열화는 조사유기 응력부식 균열(IASCC; Irradiation-Assisted Stress Corrosion Cracking)을 조장하는 것으로 밝혀진 바 있다.
예를 들어, 웨스팅하우스 설계 노형에서 배플 판과 포머 판을 결합시키는 배플-포머 볼트에 조사유기 응력부식 균열이 발생할 경우, 내부 구조물의 구조 건전성을 저하시켜 배플 판과 포머 판이 분리되거나, 볼트가 분리되어 핵연료를 손상시키는 문제점이 있다.
또 다른 예로, 컴버스천 엔지니어링 설계 노형에서 노심 지지원통 어셈블리의 용접부에서 균열이 발생할 경우, 내부 구조물의 구조 건전성을 저하시켜 핵연료를 손상시키는 문제점이 있다.
이와 관련하여, 원자로 관련 조사 열화를 방지와 관련된 선행기술로서, 미국등록특허 제3809608호(특허문헌 1), 제5264056호(특허문헌 2), 및 제4878962호(특허문헌 3)이 개시된 바 있다.
특허문헌 1은 원자로 노심, 내부구조물 및 냉각재를 제거한 상태에서 탄소강 압력용기의 조사 취화를 완화시키는 가동 중 어닐링 장치를 기술하고 있고, 특허문헌 2는 냉각재 대신 비수계 유체를 이용한 탄소강 압력용기의 어닐링 장치를 기술하고 있다.
특허문헌 3은 원자로 내부구조물에 사용되는 스테인레스 스틸이나 그밖의 합금의 응력부식 균열을 방지하기 위한 기술로서, 방사선에 노출된 니켈과 크롬을 성분으로 하는 오스테나이트 합금체를 최소 2050°F 내지 약 2400°F 범위의 온도로 1분 내지 45분동안 열처리를 행하되, 열처리 시간은 열처리온도에 근사적으로 반비례하여 정하는 것을 특징으로 한다.
그러나, 특허문헌 1과 특허문헌 2를 포함하는 종래의 원자로 관련 조사 열화를 방지와 관련된 선행기술의 경우, 탄소강 부품에 특이 적합성 있는 열처리 기술을 제시하므로 원자로 내부구조물의 스테인리스강 부품의 조사유기 응력부식 균열을 저감시키지 못하는 문제점이 있다.
또한, 특허문헌 3의 경우, 원자로 내부의 1차 냉각수를 제거한 상태에서 원자로 내부구조물 스테인리스강 부품을 열처리 해야 하는 한계가 있다.
아울러, 원자로 내부구조물의 부품들을 결합하기 위한 스테인리스강 체결볼트 및 용접부에 조사유기 응력부식 균열이 발생한 경우, 그 점검 및 교체에 많은 시간과 비용이 소요되는 문제점이 있다.
미국등록특허 제3809608호 미국등록특허 제5264056호 미국등록특허 제4878962호
전술한 문제점을 해소함에 있어, 본 발명의 목적은 원자로 내부구조물의 스테인리스강 부품의 조사유기 응력부식 균열을 효과적으로 저감시킬 수 있는 원자로 내부구조물의 조사유기 응력부식 균열 저감 장치 및 그 방법을 제공함에 있다.
또한, 원자로 내부의 1차 냉각수를 제거하지 않고 원자로 내부구조물의 스테인리스강 부품의 조사유기 응력부식 균열을 저감시킬 수 있는 원자로 내부구조물의 조사유기 응력부식 균열 저감 장치 및 그 방법을 제공함에 있다.
아울러, 원자로 내부의 1차 냉각수를 제거하지 않고 조사유기 응력부식 균열을 방지함으로써 원자로 내부구조물 부품의 점검 및 교체에 소요되는 시간과 비용의 경제성을 도모할 수 있는 원자로 내부구조물의 조사유기 응력부식 균열 저감 장치 및 그 방법을 제공함에 있다.
나아가, 원자로 내부구조물의 스테인리스강 부품의 수명을 쉽게 연장할 수 있어 원자로의 가동 연한을 효율적으로 연장시킬 수 있는 원자로 내부구조물의 조사유기 응력부식 균열 저감 장치 및 그 방법을 제공함에 있다.
본 발명의 실시예에 따른 원자로 가동에 따른 중성자 조사에 의해 발생하는 조사유기 응력부식 균열(IASCC)을 방지하기 위한 원자로 내부구조물의 조사유기 응력부식 균열 저감 장치는 기 설정된 열풀림 조건에 따른 열처리 온도와 시간으로 원자로 내부구조물의 스테인리스강 부품을 가열하는 가열부, 및 스테인리스강 부품으로부터 1차 냉각수로의 열 전달을 차단 가능하게 가열부 일측에 구비되는 열차폐부를 포함하여 구성된다.
이 경우, 스테인리스강 부품은 원자로 내부구조물을 구성하는 결합부품을 피결합부품에 결합시키기 위한 체결수단일 수 있다.
이 때, 결합부품 및 피결합부품은 스테인리스강 부품과 다른 재질로 이루어질 수 있다.
아울러, 스테인리스강 부품은 냉간 가공된 체결볼트 또는 용접부일 수 있다.
한편, 가열부는 스테인리스강 부품에 탈착 가능하게 구비되는 것이 바람직하다.
이 때, 가열부는 유도 가열 방식 또는 저항 가열 방식으로 스테인리스강 부품을 가열할 수 있다.
또한, 가열부는 광학적 가열 방식으로 스테인리스강 부품을 가열할 수 있다.
이 경우, 가열부는 레이저 발진 소자 또는 레이저 이송 소자로 이루어질 수 있다.
한편, 가열부는 스테인리스강 부품 측으로 가압 지지되어 스테인리스강 부품을 가열할 수 있다.
이 때, 가열부는 로봇 아암 기구에 의해 가압 지지될 수 있다.
한편, 열차폐부는 1차 냉각수와 접하는 부분이 섭씨 100도 이하로 유지되는 것이 바람직하다.
또한, 열차폐부는 1차 냉각수와 가열부가 직접적으로 접하지 않도록 가열부를 감싸는 구조로 형성될 수 있다.
아울러, 열차폐부는 냉각 소자로 이루어질 수 있다.
이 때, 냉각 소자는 펠티어 반도체일 수 있다.
한편, 열차폐부는 냉매 순환 방식으로 열 전달을 차단할 수 있다.
또한, 열차폐부는 광학 에너지가 투과 가능한 재질로 구성될 수 있다.
이 때, 열차폐부는 투명 재질로 이루어질 수 있다.
한편, 본 발명의 실시예에 따른 원자로 내부구조물의 조사유기 응력부식 균열 저감 장치는 온도 측정을 위해 가열부와 열차폐부 중 적어도 하나의 일측에 구비되는 열전대를 더 포함하여 구성될 수 있다.
한편, 본 발명의 실시예에 따른 원자로 가동에 따른 중성자 조사에 의해 발생하는 조사유기 응력부식 균열(IASCC)을 방지하기 위한 원자로 내부구조물의 조사유기 응력부식 균열 저감 방법은 원자로 내부구조물의 스테인리스강 부품으로부터 1차 냉각수로의 열 전달을 차단한 상태로 기 설정된 열풀림 조건에 따른 열처리 온도와 시간으로 스테인리스강 부품을 가열하는 것을 특징으로 한다.
이 경우, 유도 가열 방식, 저항 가열 방식, 광학적 가열 방식 중 어느 하나의 방식 으로 부품을 가열할 수 있다.
한편, 냉각 소자를 이용하거나 냉매 순환 방식으로 스테인리스강 부품으로부터 1차 냉각수로의 열 전달을 차단할 수 있다.
상술한 바와 같이, 본 발명에 의한 원자로 내부구조물의 조사유기 응력부식 균열 저감 장치 및 그 방법에 의하면, 원자로 내부구조물의 스테인리스강 부품의 조사유기 응력부식 균열을 효과적으로 저감시킬 수 있다.
또한, 본 발명에 의한 원자로 내부구조물의 조사유기 응력부식 균열 저감 장치 및 그 방법에 의하면, 원자로 내부의 1차 냉각수를 제거하지 않고 원자로 내부구조물의 스테인리스강 부품의 조사유기 응력부식 균열을 저감시킬 수 있다.
아울러, 본 발명에 의한 원자로 내부구조물의 조사유기 응력부식 균열 저감 장치 및 그 방법에 의하면, 원자로 내부의 1차 냉각수를 제거하지 않고 조사유기 응력부식 균열을 방지함으로써 원자로 내부구조물 부품의 점검 및 교체에 소요되는 시간과 비용의 경제성을 도모할 수 있다.
나아가, 본 발명에 의한 원자로 내부구조물의 조사유기 응력부식 균열 저감 장치 및 그 방법에 의하면, 원자로 내부구조물의 스테인리스강 부품의 수명을 쉽게 연장할 수 있어 원자로의 가동 연한을 효율적으로 연장시킬 수 있다.
도 1은 본 발명의 제 1 실시예에 따른 원자로 내부구조물의 조사유기 응력부식 균열 저감 장치를 개략적으로 나타낸 일 측면도이다.
도 2는 본 발명의 제 2 실시예에 따른 원자로 내부구조물의 조사유기 응력부식 균열 저감 장치를 개략적으로 나타낸 일 측면도이다.
도 3은 본 발명의 제 3 실시예에 따른 원자로 내부구조물의 조사유기 응력부식 균열 저감 장치를 개략적으로 나타낸 일 측면도이다.
본 발명에 있어 첨부된 도면은 종래 기술과의 차별성 및 명료성, 그리고 기술 파악의 편의를 위해 과장된 표현으로 도시되어 있을 수 있다. 또한, 후술되는 용어들은 본 발명에서의 기능을 고려하여 정의된 용어로써, 사용자, 운용자의 의도 또는 관례에 따라 달라질 수 있으므로, 이러한 용어들에 대한 정의는 본 명세서 전반에 걸친 기술적 내용을 토대로 내려져야 할 것이다. 한편, 실시예는 본 발명의 청구범위에 제시된 구성요소의 예시적 사항에 불과하고, 본 발명의 권리범위를 한정하는 것이 아니며, 권리범위는 본 발명의 명세서 전반에 걸친 기술적 사상을 토대로 해석되어야 한다.
본 발명의 실시예에 따른 원자로 내부구조물의 조사유기 응력부식 균열 저감 장치는 원자로 가동에 따른 중성자 조사에 의해 스테인리스강 부품에 발생하는 조사유기 응력부식 균열(IASCC; Irradiation-Assisted Stress Corrosion Cracking)을 방지하기 위한 장치이다.
비록, 이하 도 1 내지 도 3를 참조하여 설명할 제 1 실시예 내지 제 3 실시예에서는 본 발명의 간명한 설명을 위하여 원자로 내부구조물을 개략적으로 도시하고 있으나, 원자로 설계에 의해 내부구조물의 형태는 다양할 수 있다.
이하, 도 1 내지 도 3을 참조하여 제 1 실시예 내지 제 3 실시예를 설명한다.
제 1 실시예
도 1은 본 발명의 제 1 실시예에 따른 원자로 내부구조물의 조사유기 응력부식 균열 저감 장치를 개략적으로 나타낸 일 측면도이다.
도 1을 참조하면, 본 발명의 제 1 실시예에 따른 원자로 내부구조물의 조사유기 응력부식 균열 저감 장치(100)는 가열부(110), 및 열차폐부(120)를 포함하여 구성된다.
가열부(110)는 기 설정된 열풀림 조건에 따른 열처리 온도와 시간으로 중성자로 조사된 원자로 내부구조물의 스테인리스강 부품(130)을 가열한다.
이 때, 열풀림 조건은 스테인리스강 부품(130)의 조사 결함, 조사 편석 및 조사 경화 등의 조사 열화를 방지하기 위해 실험적으로 결정할 수 있다. 열풀림 조건에 따라 스테인리스강 부품(130)을 가열함으로써 조사유기 응력부식 균열(IASCC; Irradiation-Assisted Stress Corrosion Cracking) 현상을 저감시킬 수 있게 된다.
이 때, 가열부(100)는 가열전력선(111)을 통해 전기를 공급받아 유도 가열 방식 또는 저항 가열 방식으로 스테인리스강 부품(130)을 가열할 수 있도록 구성될 수 있다.
한편, 가열부(110)는 스테인리스강 부품(130)에 탈착 가능하게 구비되는 것이 바람직하다. 즉, 원자로 가동 중 1차 냉각수 환경 하에서, 가열부(110)는 스테인리스강 부품(130)에 접촉되어 열품림 조건에 따른 가열 후 스테인리스강 부품(130)으로부터 떨어지게 구성될 수 있다.
이 경우, 가열부(110)는 스테인리스강 부품(130)과의 접촉 유지를 위하여 가압지지 되도록 구성될 수 있다. 예를 들어, 비록 도시되지 않았으나, 원자로 내에 설치된 로봇 아암 기구 또는 동일 기능을 수행하는 다른 구조에 의해 가압 지지될 수 있다.
가열부(110)가 원자로 작업자에 의해 위치 제어 가능한 로봇 아암 기구 등에 의해 가압 지지됨으로써, 원자로 가동 후 일정 기간 경과 시 조사유기 응력부식 균열이 예상되는 스테인리스강 부품(130)을 선택적으로 국부 가열할 수 있게 된다.
열차폐부(120)는 중성자로 조사된 스테인리스강 부품(130)으로부터 1차 냉각수로의 열 전달을 차단 가능하게 가열부(110) 일측에 구비된다. 즉, 열차폐부(120)는 열풀림 조건 하에 가열된 스테인리스강 부품(130)으로부터 1차 냉각수로 열 전달을 차단하여 열처리 작업 중 냉각수의 비등을 방지하고 원자로 내부의 안정성을 유지하는 기능을 수행한다.
이 경우, 열차폐부(120)는 1차 냉각수와 접하는 부분이 1차 섭씨 100도 이하로 유지되는 것이 바람직하다. 열차폐부(120)와 1차 냉각수와 접하는 부분이 비등점인 섭씨 100도 이하로 유지되면 1차 냉각수가 끓지 않으므로 원자로 내부구조물의 방사선을 차폐할 수 있는 1차 냉각수를 제거하지 않은 상태에서도 열처리가 가능하다.
한편, 열차폐부(120)는 열 차단 기능의 수행을 위하여 냉각 소재로 이루어질 수 있으며, 냉각 소자로 펠티어 반도체를 이용할 수 있다.
이 때, 도 1에서와 같이, 펠티어 반도체 등의 냉각소자로 이루어진 열차폐부(120)는 냉각전력선(121)을 통해 전기를 공급받아 열 차단 기능을 수행할 수 있다.
아울러, 열차폐부(120)는 열 전달을 효과적으로 차단하기 위해 1차 냉각수와 가열부(110)가 직접적으로 접하지 않도록 가열부(110)를 감싸는 구조로 형성되는 것이 바람직하다.
한편, 도 1에서와 같이, 스테인리스강 부품(130)은 원자로 내부구조물을 구성하는 일 부품으로서, 원자로 내부구조물을 구성하는 결합부품(150)을 피결합부품(140)에 결합시키기 위한 체결수단일 수 있다. 특히, 스테인리스강 부품(130)은 원자로 내부구조물의 하중 지지를 위하여 각 부품 간 체결하기 위한 냉간 가공된 고장력의 체결볼트일 수 있다.
예를 들어, 전술한 바와 같은 웨스팅하우스 설계 노형에서 결합부품(150)은 배플 판과 포머 판 중 어느 하나를 의미하고, 피결합부품(140)은 다른 하나를 의미하며, 스테인리스강 부품(130)은 배플-포머 볼트에 대응될 수 있다.
또 다른 예로, 전술한 바와 같은 컴버스천 엔지니어링 설계 노형에서 결합부품(150) 및 피결합부품(140)는 노심 지지원통 어셈블리의 특정 부품을 의미하고, 스테인리스강 부품(130)은 용접부에 대응될 수 있다.
이 경우, 결합부품(150) 및 피결합부품(140)은 스테인리스강 부품(130)과 다른 재질로 이루어지는 것이 바람직하다. 이는 스테인리스강 부품(130)에 한정된 범위에서 조사유기 응력부식 균열을 방지하기 위한 조건이다.
이 때, 다른 재질이라 함은, 예를 들어, 스테인리스강 부품(130)이 냉간가공된 Type 316계열의 스테인리스강으로 이루어지고, 결합부품(150) 및 피결합부품(140)이 용체화처리된 Type 304 계열의 스테인리스강으로 이루어진 경우와 같이 다른 타입의 스테인리스강으로 구성된 경우도 포함하여 정의하기로 한다.
한편, 본 발명의 제 1 실시예에 따른 원자로 내부구조물의 조사유기 응력부식 균열 저감 장치(100)는 비록 도시되어 있지 않으나, 온도 측정을 위해 가열부(110)와 열차폐부(120) 중 적어도 하나의 일측에 구비되는 열전대를 더 포함하여 구성될 수 있다.
원자로 작업자는 열전대를 이용하여 가열부(110)와 열차폐부(120)가 기 설정된 열풀림 조건에 따라 기능하는지 여부를 점검하게 되어, 본 발명에 의한 조사유기 응력부식 균열 방지 기능이 제대로 수행되는지를 평가할 수 있다.
이상에서와 같은 본 발명의 제 1 실시예에 따른 원자로 내부구조물의 조사유기 응력부식 균열 저감 장치(100)는 스테인리스강 부품(130)을 열풀림 조건에 따라 가열하는 한편, 냉각 소자를 이용하여 1차 냉각수의 온도를 적정하게 유지함으로써 스테인리스강 부품(130)의 조사유기 응력부식 균열을 효과적으로 저감시킬 수 있다.
제 2 실시예
도 2는 본 발명의 제 2 실시예에 따른 원자로 내부구조물의 조사유기 응력부식 균열 저감 장치를 개략적으로 나타낸 일 측면도이다.
도 2를 참조하면, 본 발명의 제 2 실시예에 따른 원자로 내부구조물의 조사유기 응력부식 균열 저감 장치(200)는 가열부(210), 및 열차폐부(220)를 포함하여 구성된다.
이 경우, 제 2 실시예에 따른 원자로 내부구조물의 조사유기 응력부식 균열 저감 장치(200)의 가열부(210), 가열전력선(211), 스테인리스강 부품(230), 피결합부품(240), 결합부품(250), 열전대는 전술한 제 1 실시예에 따른 원자로 내부구조물의 조사유기 응력부식 균열 저감 장치(100)의 가열부(110), 가열전력선(111), 열차폐부(120), 스테인리스강 부품(130), 피결합부품(140), 결합부품(150), 열전대와 동일하므로, 본 발명의 간명한 설명을 위하여 자세한 설명은 생략하기로 한다.
열차폐부(220)는 중성자로 조사된 스테인리스강 부품(230)으로부터 1차 냉각수로의 열 전달을 차단 가능하게 가열부(210) 일측에 구비된다. 즉, 열차폐부(220)는 열풀림 조건 하에 가열된 스테인리스강 부품(230)으로부터 1차 냉각수로 열 전달을 차단하여 열처리 작업 중 냉각수의 비등을 방지하고 원자로 내부의 안정성을 유지하는 기능을 수행한다.
이 경우, 열차폐부(220)는 1차 냉각수와 접하는 부분이 1차 섭씨 100도 이하로 유지되는 것이 바람직하다. 열차폐부(220)와 1차 냉각수와 접하는 부분이 섭씨 100도 이하로 유지되면 1차 냉각수가 끓지 않으므로 원자로 내부구조물의 방사선을 차폐할 수 있는 1차 냉각수를 제거하지 않은 상태에서도 열처리가 가능하다.
한편, 열차폐부(220)는 제 1 실시예에서와 달리, 냉매 순환 방식으로 열 전달을 차단할 수 있다. 이 때, 도 2에서와 같이, 냉매저장부(221)와 열차폐부(220)간에 냉매공급선(222)과 냉매회수선(223)을 포함하는 냉매순환선으로 연결하여 냉매를 공급할 수 있다.
아울러, 열차폐부(220)는 열 전달을 효과적으로 차단하기 위해 1차 냉각수와 가열부(210)가 직접적으로 접하지 않도록 가열부(110)를 감싸는 구조로 형성되는 것이 바람직하다.
이상에서와 같은 본 발명의 제 2 실시예에 따른 원자로 내부구조물의 조사유기 응력부식 균열 저감 장치(200)는 스테인리스강 부품(230)을 열풀림 조건에 따라 가열하는 한편, 냉매 순환 방식을 이용하여 1차 냉각수의 온도를 적정하게 유지함으로써 스테인리스강 부품(230)의 조사유기 응력부식 균열을 효과적으로 저감시킬 수 있다.
제 3 실시예
도 3은 본 발명의 제 2 실시예에 따른 원자로 내부구조물의 조사유기 응력부식 균열 저감 장치를 개략적으로 나타낸 일 측면도이다.
도 3을 참조하면, 본 발명의 제 3 실시예에 따른 원자로 내부구조물의 조사유기 응력부식 균열 저감 장치(300)는 가열부(310), 및 열차폐부(320)를 포함하여 구성된다.
이 경우, 제 3 실시예에 따른 원자로 내부구조물의 조사유기 응력부식 균열 저감 장치(300)의 스테인리스강 부품(330), 피결합부품(340), 결합부품(350), 열전대는 전술한 제 2 실시예에 따른 원자로 내부구조물의 조사유기 응력부식 균열 저감 장치(200)의 스테인리스강 부품(230), 피결합부품(240), 결합부품(250), 열전대와 동일하므로, 본 발명의 간명한 설명을 위하여 자세한 설명은 생략하기로 한다.
가열부(310)는 기 설정된 열풀림 조건에 따른 열처리 온도와 시간으로 중성자로 조사된 원자로 내부구조물의 스테인리스강 부품(330)을 가열한다.
이 때, 가열부(310)는 광학적 가열유도 방식으로 스테인리스강 부품(330)을 가열할 수 있도록 구성될 수 있다. 이 경우, 가열부(310)는 가열전력선(311) 또는 광학에너지 수송선(미도시)을 통해 전기를 공급받도록 구성될 수 있다.
한편, 가열부(310)는 광학적 가열 방식의 특성 상, 제 1 및 제 2 실시예에서와 달리, 스테인리스강 부품(130)에 직접적으로 접촉되는 방식으로 탈착 가능하게 구비되는 것이 아니라, 후술하는 열차폐부(320)의 일측에 구비되어 스테인리스강 부품(330)에 간접적으로 탈착 가능하게 구비된다. 이 때, 열차폐부(320)는 1차 냉각수와 스테인리스강 부품(330)이 직접적으로 접하지 않도록 스테인리스강 부품(330)을 감싸는 구조로 형성되는 것이 바람직하다.
기타, 제 1 및 제 2 실시예와 중복되는 설명은 본 발명의 간명한 설명을 위하여 생략하기로 한다.
열차폐부(320)는 중성자로 조사된 스테인리스강 부품(330)으로부터 1차 냉각수로의 열 전달을 차단 가능하게 가열부(310) 일측에 구비된다. 즉, 열차폐부(320)는 열풀림 조건 하에 가열된 스테인리스강 부품(330)으로부터 1차 냉각수로 열 전달을 차단하여 원자로 내부의 안정성을 유지하는 기능을 수행한다.
한편, 열차폐부(320)는 가열부(310)가 광학적 가열 방식으로 가열 기능을 하는 특성을 고려하여, 광학 에너지가 투과 가능한 재질로 구성되는 것이 바람직하다. 이 경우, 열차폐부(320)는 광학 에너지 투과를 위해서 투명 재질로 이루어지는 것이 바람직하나, 같은 기능을 수행하는 다른 색상의 재질도 변형 적용될 수 있음은 물론이다. 특히, 열차폐부(320)는 열 차단 기능의 수행을 위하여 냉각 소자로 이루어질 수 있으며, 냉각 소자로 펠티어 반도체를 이용할 수 있다.
이 때, 도 3에서와 같이, 열차폐부(320)는 냉각전력선(321)을 통해 필요한 전기를 공급받을 수 있도록 구성될 수 있다.
한편, 열차폐부(320)는, 제 1 및 제 2 실시예와 달리, 중성자로 조사된 스테인리스강 부품(330)으로부터 1차 냉각수로의 열 전달을 효과적으로 차단하기 위해 스테인리스강 부품(330)를 감싸는 구조로 형성되는 것이 바람직하다.
이상에서와 같은 본 발명의 제 3 실시예에 따른 원자로 내부구조물의 조사유기 응력부식 균열 저감 장치(300)는 광학적 가열 방식으로 스테인리스강 부품(230)을 열풀림 조건에 따라 가열하는 한편, 1차 냉각수의 온도를 적정하게 유지함으로써 스테인리스강 부품(330)의 조사유기 응력부식 균열을 효과적으로 저감시킬 수 있다.
한편, 본 발명의 실시예에 따른 원자로 가동에 따른 중성자 조사에 의해 발생하는 조사유기 응력부식 균열(IASCC)을 방지하기 위한 원자로 내부구조물의 조사유기 응력부식 균열 저감 방법은 중성자로 조사된 원자로 내부구조물의 스테인리스강 부품으로부터 1차 냉각수로의 열 전달을 차단한 상태로 기 설정된 열풀림 조건에 따른 열처리 온도와 시간으로 중성자로 조사된 스테인리스강 부품을 가열하는 것을 특징으로 한다.
이 경우, 원자로 내부구조물의 조사유기 응력부식 균열 저감 방법은 구체적으로 제 1 실시예 내지 제 3 실시예를 통해 설명한 본 발명의 실시예에 따른 원자로 내부구조물의 조사유기 응력부식 균열 저감 장치에 의해 구현 가능하다.
이 때, 원자로 내부구조물의 스테인리스강 부품을 가열하기 위한 방법으로서 유도 가열 방식, 저항 가열 방식, 광학적 가열 방식 중 어느 하나의 방식이 이용될 수 있다. 아울러, 세 가지 방식 중 두 가지 이상의 방식이 동시에 이용될 수 있음은 물론이다.
한편, 스테인리스강 부품으로부터 1차 냉각수로의 열 전달을 차단하기 위한 방법으로서 냉각 소자를 이용하거나 냉매 순환 방식이 이용될 수 있다.
이상에서와 같이, 본 발명에 의한 원자로 내부구조물의 조사유기 응력부식 균열 저감 장치 및 그 방법에 의하면, 1차 냉각수를 제거하지 않고 원자로 내부구조물의 스테인리스강 부품의 조사유기 응력부식 균열을 효과적으로 저감시킬 수 있고, 원자로 내부구조물 부품의 점검 및 교체에 소요되는 시간과 비용의 경제성을 도모할 수 있으며, 원자로의 가동 연한을 효율적으로 연장시킬 수 있다.
상술한 바와 같이, 본 발명은 도면에 도시된 실시예를 참고로 하여 설명되었으나 이는 예시적인 것에 불과하며, 당해 기술이 속하는 분야에서 통상의 지식을 기초로 다양한 변형 및 균등한 타 실시예가 가능하다는 점을 이해해야 한다. 따라서 본 발명의 진정한 기술적 보호범위는 이하 기술할 특허청구범위에 의하며, 상술한 발명의 구체적 내용을 토대로 정해져야 할 것이다.
본 발명은 원자로 내부구조물의 조사유기 응력부식 균열 저감 장치 및 그 방법에 관한 것으로, 원자로의 설계, 유지, 및 정비와 관련된 산업 분야에 이용 가능하다.
110, 210, 310: 가열부
111, 211, 311: 가열전력선
120, 220, 320: 열차폐부
121, 321: 냉각전력선
221: 냉매저장부
222: 냉매공급선
223: 냉매회수선
130, 230, 330: 스테인리스강 부품
140, 240, 340: 피결합부품
150, 250, 350: 결합부품

Claims (21)

  1. 원자로 가동에 따른 중성자 조사에 의해 발생하는 조사유기 응력부식 균열(IASCC)을 방지하기 위한 원자로 내부구조물의 조사유기 응력부식 균열 저감 장치에 있어서,
    기 설정된 열풀림 조건에 따른 열처리 온도와 시간으로 중성자로 조사된 상기 원자로 내부구조물의 스테인리스강 부품을 가열하는 가열부; 및
    중성자로 조사된 상기 스테인리스강 부품으로부터 1차 냉각수로의 열 전달을 차단 가능하게 상기 가열부 일측에 구비되는 열차폐부;
    를 포함하고,
    상기 스테인리스강 부품은,
    상기 원자로 내부구조물을 구성하는 결합부품을 피결합부품에 결합시키기 위한 체결수단이고,
    상기 가열부는,
    상기 스테인리스강 부품에 직접적으로 탈착 가능하게 구비되고, 유도 가열 방식 또는 저항 가열 방식으로 중 상기 스테인리스강 부품을 가열하되, 상기 스테인리스강 부품 측으로 가압 지지되어 상기 스테인리스강 부품을 가열하는 것을 특징으로 하고,
    상기 열차폐부는,
    1차 냉각수와 접하는 부분이 1차 냉각수의 비등점 이하로 유지되고, 1차 냉각수와 상기 가열부가 직접적으로 접하지 않도록 상기 가열부를 감싸는 구조로 형성된 것을 특징으로 하는 원자로 내부구조물의 조사유기 응력부식 균열 저감 장치.
  2. 원자로 가동에 따른 중성자 조사에 의해 발생하는 조사유기 응력부식 균열(IASCC)을 방지하기 위한 원자로 내부구조물의 조사유기 응력부식 균열 저감 장치에 있어서,
    기 설정된 열풀림 조건에 따른 열처리 온도와 시간으로 중성자로 조사된 상기 원자로 내부구조물의 스테인리스강 부품을 가열하는 가열부; 및
    중성자로 조사된 상기 스테인리스강 부품으로부터 1차 냉각수로의 열 전달을 차단 가능하게 상기 가열부 일측에 구비되는 열차폐부;
    를 포함하고,
    상기 스테인리스강 부품은,
    상기 원자로 내부구조물을 구성하는 결합부품을 피결합부품에 결합시키기 위한 체결수단이고,
    상기 가열부는,
    상기 열차폐부의 일측에 구비되어 상기 스테인리스강 부품에 간접적으로 탈착 가능하게 구비되고, 광학적 가열 방식으로 상기 스테인리스강 부품을 가열하되, 상기 스테인리스강 부품 측으로 가압 지지되어 상기 스테인리스강 부품을 가열하는 것을 특징으로 하고,
    상기 열차폐부는,
    1차 냉각수와 접하는 부분이 1차 냉각수의 비등점 이하로 유지되고, 광학 에너지가 투과 가능한 재질로 구성되며, 1차 냉각수와 상기 스테인리스강 부품이 직접적으로 접하지 않도록 상기 스테인리스강 부품을 감싸는 구조로 형성된 것을 특징으로 하는 원자로 내부구조물의 조사유기 응력부식 균열 저감 장치.
  3. 제 1 항에 있어서, 상기 결합부품 및 상기 피결합부품은,
    상기 스테인리스강 부품과 다른 재질로 이루어진 것을 특징으로 하는 원자로 내부구조물의 조사유기 응력부식 균열 저감 장치.
  4. 제 3 항에 있어서, 상기 스테인리스강 부품은,
    냉간 가공된 체결볼트 또는 용접부인 것을 특징으로 하는 원자로 내부구조물의 조사유기 응력부식 균열 저감 장치.
  5. 삭제
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  10. 제 1 항 또는 제 2 항에 있어서, 상기 가열부는,
    로봇 아암 기구에 의해 가압 지지되는 것을 특징으로 하는 원자로 내부구조물의 조사유기 응력부식 균열 저감 장치.
  11. 삭제
  12. 삭제
  13. 제 1 항 또는 제 2 항에 있어서, 상기 열차폐부는,
    냉각 소자로 이루어진 것을 특징으로 하는 원자로 내부구조물의 조사유기 응력부식 균열 저감 장치.
  14. 제 13 항에 있어서, 상기 냉각 소자는,
    펠티어 반도체인 것을 특징으로 하는 원자로 내부구조물의 조사유기 응력부식 균열 저감 장치.
  15. 제 1 항에 있어서, 상기 열차폐부는,
    냉매 순환 방식으로 열 전달을 차단하는 것을 특징으로 하는 원자로 내부구조물의 조사유기 응력부식 균열 저감 장치.
  16. 삭제
  17. 제 2 항에 있어서, 상기 열차폐부는,
    투명 재질로 이루어진 것을 특징으로 하는 원자로 내부구조물의 조사유기 응력부식 균열 저감 장치.
  18. 제 1 항 또는 제 2 항에 있어서,
    온도 측정을 위해 상기 가열부와 상기 열차폐부 중 적어도 하나의 일측에 구비되는 열전대;
    를 더 포함하는 것을 특징으로 하는 원자로 내부구조물의 조사유기 응력부식 균열 저감 장치.
  19. 원자로 가동에 따른 중성자 조사에 의해 발생하는 조사유기 응력부식 균열(IASCC)을 방지하기 위한 원자로 내부구조물의 조사유기 응력부식 균열 저감 방법에 있어서,
    제 1 항 또는 제 2 항의 원자로 내부구조물의 조사유기 응력부식 균열 저감 장치를 사용하여 중성자로 조사된 상기 원자로 내부구조물의 스테인리스강 부품으로부터 1차 냉각수로의 열 전달을 차단한 상태로 기 설정된 열풀림 조건에 따른 열처리 온도와 시간으로 중성자로 조사된 상기 스테인리스강 부품을 유도 가열 방식, 저항 가열 방식, 광학적 가열 방식 중 어느 하나의 방식으로 가열하는 것을 특징으로 하는 원자로 내부구조물의 조사유기 응력부식 균열 저감 방법.
  20. 삭제
  21. 제 19 항에 있어서,
    냉각 소자를 이용하거나 냉매 순환 방식으로 상기 부품으로부터 1차 냉각수로의 열 전달을 차단하는 것을 특징으로 하는 원자로 내부구조물의 조사유기 응력부식 균열 저감 방법.
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Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
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JPH10339041A (ja) * 1997-06-10 1998-12-22 Hitachi Ltd 原子炉炉内構造物の補修方法および補修装置
JP2005320626A (ja) * 2004-04-06 2005-11-17 Hitachi Ltd 熱処理方法及びその装置
KR20070008563A (ko) * 2004-01-13 2007-01-17 미츠비시 쥬고교 가부시키가이샤 오스테나이트계 스테인리스강, 이의 제조 방법, 및 이를사용한 구조물
JP2008105050A (ja) * 2006-10-25 2008-05-08 Toshiba Corp 残留応力低減方法及びその装置

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH10339041A (ja) * 1997-06-10 1998-12-22 Hitachi Ltd 原子炉炉内構造物の補修方法および補修装置
KR20070008563A (ko) * 2004-01-13 2007-01-17 미츠비시 쥬고교 가부시키가이샤 오스테나이트계 스테인리스강, 이의 제조 방법, 및 이를사용한 구조물
JP2005320626A (ja) * 2004-04-06 2005-11-17 Hitachi Ltd 熱処理方法及びその装置
JP2008105050A (ja) * 2006-10-25 2008-05-08 Toshiba Corp 残留応力低減方法及びその装置

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