증기발생기 진동 후기(2)

[문인득]

SSE 설계와 LBB

LBB 가 기술기준(ASME/KEPIC)과 연방법을  결코 우선할 수 없습니다. ASME 는 인터네셔널 스텐다드 입니다. 그런데 지진설계는 이 보다 상위에 있는 미연방법에 따른 법적 요건입니다.  LBB는 사업자 관점에서 가동중 검사자의 피폭을 줄일 목적으로 걸거적 거리는 PWR들을 없애고자 한 것임을 설명했습니다. 더도 덜도 아닌 것입니다. 내진 설계는 기술기준 조항보다 더 상위에 있는 연방법을 적용 받습니다. APR 1400이 지금 설계인가를 받는 중에 있으니 NRC의 승인 결과를 두고 볼 일입니다.  아래는 Palo Verde 원전 내진 설계 기준 (Design of Category I Structures) 입니다.

3.8.3.1.2 Steam Generator Supports

The steam generator is mounted on thick, heavily reinforced, concrete supports.

The loads are transmitted to the supports by means of high-strength bolts, bearing plates, and shear keys. The supports in turn, these loads to the containment basemet. The upper part of the steam generator is restrained by means of shear keys and snubbers that are attached to the refueling canal walls and secondary shield walls. The steam generator supports are shown in engineering drawing 13-C-ZCS-606.   -출처 UFSAR-

증기발생기 하부 지지대는 Containment basemet에 하중이 전달되게 설계되었는데 수직방향의 지진과 수평방향의 지진이 모드 고려된 것을 알 수 있습니다. Basemet는 TLP에 팔뚝보다 굵은 철근이 지지구조에 까지 연결된 것을 건설에 참여했던 사람들은 목격해서 알 것입니다. 내진설계 1등급 지지대는 이 베이스 메트와 묶여져 있는 것입니다. 건물에 지진이 오면 중요한 손상이 가지 않도록 묶어 주는 것이 내진설계에 기본 인 것입니다. 그런데 다른 기계는 다 묶여 있는데 증기발생기만 빠져 있습니다. 엔지니어라면 관심을 가져야 할 부분입니다.

  LOCA는 여러 요인이 있을 수 있습니다. 지진에 이어 LOCA가 생길 수도 있고,  지진과 LOCA가 동시에 생길 수도 있습니다. 열화에 의해서도 생길 수도 있습니다. 지진을 이와 관계없이 직긱활동에 따라 수시로 생길 수 있습니다. 엔지니어링은 가상적인 시나리오를 고려해 지진이 와도 안전하게 정지되도록 한 것이 지진설계입니다. 지진이 와도 안전하게 정지해야 하는 것이 기본 중에 기본입니다.  LBB적용으로 상위법에서 요구한 지진설계에서 앵커볼트가 필요 없다 란 것이 논리적으로 누가 납득하겠습니까? 기술은 깊은 사유와 경험을 바탕으로 만들어진 지적 산물이어야 합니다. 그러나 '칼리머'는 LBB를 적용했으니 증기발생기가 들릴 일이 없다 했습니다. 쉽게 표현해 주었습니다, SEISMIC 관련 기기에 앵커볼트가 없는 기기가 어디 있냐고? 지진에 대비해 기기 한참 밑에 베이스 매트에 연결된 것입니다. 이 것을  묶어진 것으로 쉽게 이야기 했습니다.

  원자로 배관이 터지면 증기발생기가 들린다고 했습니다. 원자로 배관이 LBB적용으로 터질 일이 없으니 앵커볼트를 제거했다고 했습니다. WHS RCS SUPPORT 엔지니어의 메일이라며 내용을 잠시 보여 주었지만 만약 그 글이 진실이라면 WHS 그 사람은 내진설계를 어설프게 아는 엔지니어입니다. 배관이 터지면 증기압력이 횡으로 향하지 수직으로 증기발생기를 들어 올린다니 말이 되는 소리인지 생각을 해 보시기 바랍니다. 배관이 증기발생기 노즐과 수직으로 일치한다면 모르지만.... 엔지니어가 연방법을 위배한다고는 생각하지 않습니다.

슬라이딩 베이스 변형이 있다 없다.

  296도씨에서 슬라이딩 베이스를 온도를 체크하고 10년이 지나도 변형이 없다고 했는데 에어컨 바람이 열 교환을 해서 온도가 올라가지 않는다 했습니다. 그야말로 설계자료 어디에도 없는 내용입니다. 보온재가 쳐져 고열이 누설되어도 아무런 문제없다. 그러면 왜 증기발생기 교체 전 정지 기간에 하부지지대에 있는 키이 홈이 건설 당시보다 폭이 줄어 들었을까? 열에 의한 변형이 없고서야 어떻게 이런 현상이 있을까요, 냉각이 너무 심해서 그럴까요? 뒤틀렸을 까요? 물리적 현상은 절대 거짓말이 없다는 것이 물리학자들의 이야기인데 어떻게 더 이상 쉬운 표현을 해야 하나 답답할 뿐입니다. 본질을 왜곡해서는 안 되는 것입니다. 본질은 그대로 받아 들여야 합니다. 그래야 해결책이 보입니다.

  또 운전 중에는 고온관 측과 저온관 측의 차이로 슬라이드에 경사지게 있을 수 있습니다. 그러나 정지되어 식으면 다시 원위치로 돌아 오는 게 정상입니다. 0.3억도 안가는 차도 주행하고 나면 별 문제가 없는 데  설계 비까지 포함하면 2조가 넘는 설비가 기울어져 있다는 게 정상이라고 볼 수 있을까요? 탄성설계에 기본을 둔 설비인데  식은 상태서 슬라이드에 경사지게 올라타 있는 것이 어떻게 정상이라고 볼 수 있을까요. 그래서 남녀행위를 비유하여 행위가 끝나면 일상으로 돌아가야 하는데 그대로 있으면 복상사라고 했습니다. 이보다 쉬운 비유가 어디 있습니다. 그대로 있다면 기계는 복상사가 아닌 변형인 것입니다. 변형은 있었다. 이것이 본질입니다. 계약서의 엔지니어링 WARRANT 조항과 관련된 것이니 매우 민감한 부분입니다.

  표준형 원전 전열관 마모 손상은  아래 표와 같이 유달리 심각한 것을 알아야 합니다. 전열관 손상은 8 주기 운전 시점부터 피로균열 형상이 나타나는 것을  알 수가 있습니다. 울진 5,6호기는 왜 그리 작느냐는 칼리머씨 질문에 "weld shrinkage control " 이라 댓 글로  답해 주었습니다. 어떤 때는 5.15mm 라 했다, 어떤 때는 열이라 했다. 혼돈이 있었겠지만 그 프로젝트의 특성을 알고서 이야기 해 주었는데 남을 왜 탓하나 모르겠습니다.  지금쯤은 의미를 이제는 알았는지 모릅니다. 그림을 보면 어느 시점부터 관막음이 증가되고 있습니다. CE형의 공통적인 특징입니다. 그림은 안전기술원 발표 자료입니다. 신기하지 않습니까? 줄기세포와 같은 것 같습니다. 족보가 같은 설비 이니까 발생되는 차이는 있지만 경향이 비슷합니다.

        원자력 안전기술원 발표자료

  두산중공업에서 설계하고 발표한 논문에 유체유발진동 가능성은 없는 것으로 발표 되어 있습니다. CE형은 유체유발진동이 거의 없습니다. 아주 제한된 곳에 있습니다. 유체유발진동은 한물간 과거의 기술입니다. 그런데 WHS 말을 듣고 유량분배판을 설치하여 해소되었다 했지만 계속 전열관 마모 손상을 일어나고 있습니다. 엔지니어는 들은 풍월로 해서는 안됩니다. 위험을 감수하고서 결단을 내려야 하는 그런 자리입니다. 그런데 " ~ 보내려고 했다". "3호기 까지 같이 가려고 했다"  조직도에서 빼고 " 품질시스템 때문에 어쩌고 저쩌고...."  했습니다. 변화무쌍은 자연을 두고 말하는 것이지 사람이 그러면 신뢰가 없는 것입니다. 2012년 10월 창사기념일 다들 축제에 참여 하던 날 휴일근무를 난생 처음 했는데 2달 뒤 창원에 내려와서 휴일근무 대장을 우연히 보니 창사 기념일 본인이 서명한 칸에 줄을 찍 그어 놓은 것을 보고 저런 분노한 마음을 가지고서는  사물을 올바르게 볼 수가 없는 데 같이 가지고 말한 것을 두고 어떻게 받아 들일 까요.

다시 처음의 입찰 상황으로 돌아 가겠습니다. 울진 3,4호기 국제입찰에서 만약 AREVA 가 수주했다면 한국원자력 산업은 사양길로 접어 들 수 있었던 것 이였습니다. 바로 이 진동문제인 것입니다. 이것을 바로 잡지 않으면 원전산업의 미래는 없다고 단언합니다. 두산 그룹 감사실에 제기할 때도 치명적인 결함이 있음을 언급했습니다.  그것을 잘 극복하면 회사는 10년을 앞서 갈 수 있다고 했는데 문제 해결은 커녕  돌아온 건 형사고발 이였습니다.

   고온관 단차 5.15mm 를 보는 시각차

이 값은 해외 측정사의 initial survey report 내용에 언급된 것입니다. 내가 상상한 값은 아닙니다. 이 값이 이상하다는 것을 감지한 것은 본인 이였습니다. 왜 이런 현상이 일어냐는냐 하는 것이 본질입니다. 그리고 중요한 것은 최초 측정 값과 증기발생기 스커트 접촉면의 차이 값이 바로 스프링백 인 것입니다.  각각 1.5mm 1.7mm 측정 값의 변화가 있었다고 했습니다.  그러면 5.15에 1.7을 뺀 3.45 mm는 어디에 갔는가? 그리고 1.5mm의 spring back 의 상응하는 힘은 얼마나 될까?이건 계산식으로 쉽게 되지 않지만 해석으로 해 보면 금방 확인 할 수 있을 겁니다. 자중일 때 0.17mm 처짐이 발생하는데 1.5mm 처짐 값은 모델링 해보면 알 수가 일을 겁니다. 천톤은 족히 넘을 것 같은데, 두산중공업의 생산기술팀의 기술로 5.15mm의 편차가 나게 제작한다는 것은 상상해 보지 않았습니다. 엔지니어링은 가능성을 가지고 판단해야 합니다. 빠져나가기 보다 적극적으로 해결해야 합니다. 

후기를 마무리 하겠습니다.

원전은 안전입니다. 미국이 포기한 CE 80(+)입니다. CE67, CE80을 거치면서 수십 년 쌓인 기술의 결정체를 제대로 넘겨 줄 리가 만무합니다. 이유가 있었을 겁니다. 도입 30년이면  우리의 기술력으로 문제를 해결 할 줄 알아야 합니다. 그런데 "미국의 누가 카더라" 가 아닌 깊은 사유와 기술적 사상을 이해하면 본질이 드러납니다. Palo Verde 슬라이딩 베이스 재질은 Casting 이란 언급이 있었습니다. 이런 말을 들었습니다.

  "그 당시 기술이전 받을 때 재질을 확인하지 못했던......"이라며 끝말을 흐렸습니다.  CE 80(+) 설계 원조는 CE형의 문제를 알고 있었을 겁니다. WHS에서 그것을 몰랐을 수도 있습니다. 본인은 사진 한 장을 가지고 그 차이를 분석하고 사유를 했던 것입니다. 결론은 2011년 10월 칼리마씨가 처음 질문을 했을 때 다음 날 "열!"이라 이야기 했습니다. 문제의 근원은 열 이였습니다.

[번개소리]

그건 stud 라고 함

[번개소리]

690TT로 교체된 증기발생기 전열관에 가장 많이 발생되는 것이 구조적 마모임 . KINS 김경조 박사가 원안위에 보고한 자료를 찾아 보시게...

690TT에 구조적 마모가 발생되는 것은 미국 원자력 산업계가 다 아는 사실임. 인코넬 600이던 690TT이던 CE형에는 다 발생되니. 김박사 자료와 여러가지 문헌을 보고 햐야 함.

[번개소리]

그만 댓글 다는게 오히려 도움이 될거요

[칼리머]

4호기 검사 후 봅시다