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프라마톰형 원전의 배관 가동중검사에 리스크 정보를 활용한 기법 적용

Application of Risk-Informed Methods to In-Service Piping Inspection in Framatome Type Nuclear Power Plants

  • 김진회 (한수원 중앙연구원 비파괴기술그룹) ;
  • 이정석 (한수원 중앙연구원 비파괴기술그룹) ;
  • 윤은섭 (한수원 중앙연구원 재료기기그룹)
  • 투고 : 2014.04.14
  • 심사 : 2014.07.26
  • 발행 : 2014.08.30

초록

가압경수로형 원자력발전소 소유자 그룹은 ASME Sec. XI 코드의 배관 샘플링검사법 대안으로 리스크 정보를 활용한 가동중검사 프로그램(RI-ISI)을 개발 및 적용하였다. RI-ISI 프로그램은 파손 메커니즘이 있는 고위험도 배관에 검사를 집중함으로써 발전소의 전반적인 안정성을 향상시켰다. 또한, RI-ISI 프로그램은 비파괴검사 물량, 검사자 방사선 피폭, 검사 시간 등을 줄일 수 있다. 배관 RI-ISI 방법은 한국 표준형 원자력 발전소 3개호기에 적용되고 있으며 다른 발전소도 개발중에 있다. 이 논문에서는 프라마톰형(프랑스형) 원전에 대한 RI-ISI 방법을 연구하고 그 결과를 나타내었다. 프라마톰형 원전에 대한 RI-ISI 적용은 발전소 안전성을 향상시키고 유지시키며 계량화할 수 없는 이익을 준다는 결론에 도달하였다.

The Pressurized water reactor owners group (PWROG) developed and applied a risk-informed in-service inspection (RI-ISI) program, as an alternative to the existing ASME Section XI' sampling inspection method. The RI-ISI programs enhance overall safety by focusing inspections of piping at high safety significance (HSS) locations where failure mechanisms are likely to be present. Additionally, the RI-ISI program can reduce nondestructive evaluation (NDE) exams, man-rem exposure for inspectors, and inspection time, among other benefits. The RI-ISI method of in-service piping inspection was applied to 3 units (KSNPs: Korea standard nuclear power plants) and is being deployed to the other units. In this paper, the results of RI-ISI for a Framatome type (France CPI) nuclear power plant are presented. It was concluded that application of RI-ISI to the plant could enhance and maintain plant safety, as well as provide the benefits of greater reliability.

키워드

참고문헌

  1. KHNP, "Topical Report: Risk-Informed Inservice Inspection Methods for Piping," TR-KHNP-0019-Rev.0, pp. 21-101 (2008)
  2. Young Bok Jin, Seuk Hong Jin and Yong Sig Moon, "Application of risk-informed inservice inspection for piping in nuclear power plants," Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping, Vol. 7, No. 4, pp. 31-37 (2011)
  3. Westinghouse, "SRRA, Structural Risk and Reliability Assessement, Version 2.0.1 Users Guide"
  4. R. K. Perdue, "A spreadsheet model for the evaluation of statistical confidence in nuclear inservice inspection plant," Westinghouse Science & Technology Center, June, 1997