• 제목/요약/키워드: 고리 1호기

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고리1호기 주요기기 피로수명 평가

  • 박준현;장창희;정일석;홍승열;진태은
    • 한국원자력학회:학술대회논문집
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    • 한국원자력학회 1997년도 춘계학술발표회논문집(2)
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    • pp.509-514
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    • 1997
  • 원자력발전소 수명관리(Plant Lifetime Management, PLIM) 업무중 기기의 피로수명 평가는 중요하면서도 시간이 많이 소요되는 작업중의 하나이다. 고리원전 1호기 주요기기의 피로수명 평가를 위해 운전기간중 발생한 과도현상에 대한 운전기록을 일일이 분석하여 과도현상의 종류와 횟수를 기록하였다. 운전기간중 발생한 과도현상을 근거로 주요기기의 피로를 계산하여 설계피로계수와 비교ㆍ평가한 결과, 향후 발전소 수명연장운전을 위한 잔여피로수명은 충분한 것으로 판단되었다.

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미하마 원전경험에 대한 SGTR 사고해석 (Analyses of SGTR Accident With Mihama Unit Experience)

  • 이석호;김갑;김효정;은영수
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • 제26권1호
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    • pp.41-53
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    • 1994
  • 1991년 2월 미하마원전에서 발생한 증기발생기 세관 파열사고에 대한 경험을 바탕으로, 본 사고에 대한 고리 1호기의 대처능력을 평가하기 위하여 해석을 수행하였다. 고리 1호기의 계통설계 및 운전조건은 미하마 2호기와 아주 유사하기 때문에 고리 1호기에서 발생한 가상의 증기발생기 세관 파열사고시의 사고경위 및 전개에 대한 평가가 필요하였다. 해석은 고리 1호기 EOP를 근거로 현실적으로 가능하게 수행되었다. 해석결과, 파열된 세관을 통한 누출은 사고후 약 40분 후에 정지되었으며, 고리 1호기는 유사한 증기발생기 세관 파열사고의 경우 충분한 대처능력이 있음을 보였다. 그러나, SI 신호작동후 소외전원으로 부터의 비안전등급 AC전원으로 단절되는 설계에 대한 재고가 필요하며, EOP의 운전절차가 운전원의 적절한 판단을 요구하기에는 다소 충분치 못함을 보였다. 또한 미하마 원전의 사고를 실험적으로 모사한 LSTF의 실험결과를 이용 해석코드인 RELAP5/MOD3의 평가능력에 대하여 해석을 수행하였다. 해석결과 코드는 사고 초기의 누설량 예측을 제외하고는 일반적으로 실험결과와 잘 일치하고 있음을 보였다.

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원자력 발전현황에 대한 6시그마 고찰

  • 고영호
    • 전기저널
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    • 통권275호
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    • pp.49-54
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    • 1999
  • 우리 나라에 제3의 에너지 원자력발전소인 고리 1호기가 ''78년 4월 상업운전을 시작한 이래 우리의 원자력발전은 22년 동안 지속적인 건설과 효과적 운영으로 꾸준히 성장하여 청년기에 이르렀다. 고리 1호기 건설 당시에는 원전 건설 경험이 전무한 상태였고 국내 산업의 기반도 취약하여 어려움이 많았으나 그 동안 후속기 건설로 경험과 기술을 축적하여 현재는 기술자립도 95$\%$에 달하는 한국표준형 원전을 건설하는 단계에 이르렀다. 이와 더불어 원자력발전소 운영의 선진화를 위한 지속적인 노력과 경험을 바탕으로 ''91년 이래 국내 원자력발전소 이용률은 80$\%$이상을 유지하고 있으며 호기 당 고장 건수도 꾸준히 감소하여 고장 정지율도 호기 당 0.2건을 목표로 지속적인 노력을 하고 있다. 이처럼 원자력 발전소 운영에 절대적인 선진화를 앞당기며 21세기를 선도해 나가는 효율적인 운영을 추구하기 위하여 과거 21년간의 원자력 발전 현황에 대한 운전시간과 정지시간을 지수화하여 변화되는 추이를 살펴보고 이를 토대로 새로 건설되는 원자력 발전소의 발전운영 상태를 가늠할 수 있는 지표를 만들고자 한다.

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국내 원자력발전소의 LOCA사고에 따른 pH 분석 (Analysis of Post-LOCA pH for Korea Nuclear Units)

  • Hyung Won Lee;Yung Hee Kang;Jae Hee Kim
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • 제15권3호
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    • pp.179-187
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    • 1983
  • 국내원자력 발전소중 고리 1호기 및 5,6호기의 LOCA 사고시 격납용기 살수용액과 썸프 용액의 pH값이 US NRC에서 요구하는 설계기준치를 만족하는가를 알아보기 위해 전산프로그램 “LOCAPH”를 개발하여 최대 pH경우와 최소 pH경우로 나누어 분석하였다. 고리 5,6호기의 경우, 썸프 용액의 pH는 설계기준(최소 8.5이상)을 잘 만족하고 있으며, 살수 용액의 pH는 설계기준(8.5에서 11.0사이)을 약간 벗어나고 있음을 볼 수 있었다. 그러나 고리 1호기의 경우를 보면 썸프 용액의 pH는 역시 설계기준을 잘 만족하고 있으나 살수 용액의 pH는 최대 pH 경우에 있어서 현재 설계에 반영되고 있는 설계기준을 상당히 벗어나고 있음을 알 수 있었다.(고리 1호기 설계시 살수 용액의 pH에 대한 설계 기준치는 없었음) 설계 기준을 만족시키기 위해 고리 1호기의 설계변수를 바꾸어가며 계산해 본 결과 격납용기 살수 용액의 공급원인 핵연료 재장전수 저장탱크(RWST)의 붕소 농도를 2750ppm에서 2850ppm 사이로 유지하거나, 격납용기 살수 용액에 첨가되는 NaOH의 유량을 10gpm에서 24gpm사이로 유지해야 함을 알 수 있었다.

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