• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.604-609
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• 1996

원자력 발전소 부분 충수운전 중에 발생할 수 있는 정지냉각기능 상실사고인 과배수 사건에 대한 확률론적 안전성 평가를 수행하였다. 본 분석의 주된 목적은 과배수로 인한 정지냉각기능 상실사건에 대하여 노심손상 빈도를 계산하고 안전성 향상방안을 도출하는데 있다. 과배수 사건은 초기 부분 충수운전중 발생하는 것으로 가정하였으며 이 때의 발전소 배열(Plant Configuration)은 영광 3,4호기의 운전절차서 및 발전소 운전경험을 근거로 결정하여. 현재 운전상태에 대한 확률론적 안전성평가를 수행하였다. 분석결과 인간오류가 노심손상빈도에 가장크게 기여하는 인자로 나타났으며 인간오류를 줄 일수 있는 대체냉각 절차를 선정하여 재분석을 수행하였다. 고려된 대체냉각 수단은 피동적인 잔열제거 방법인 열규응축냉각(Reflux Cooling)과 정지냉각펌프의 대체계통으로 격납용기 살수펌프를 사용하는 경우의 두가지이다. 본 분석에서는 두가지 대체냉각수단을 모두 채택하는 것으로 가정하여 대체냉각 사용에 따른 효과를 비교하였는데 노심손상 빈도가 1/1000로 감소 하였다. 따라서 절차서 개정에 의한 대체 냉각수단확보는 부분 충수운전중 발전소 안전성 향상에 매우 효과가 큰 것으로 나타났다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1998.05a
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• pp.629-634
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• 1998

프랑스 CEA 실험장치인 BETHSY 실험설비에서 수행된 부분충수 운전에 대한 실험인 6.9c 실험에 대한 MELCOR 1.8.3 의 평가를 수행하였다. 이 연구는 OECD/NEA 국제공동연구인 ISP-38 로 수행되었다. 평가결과, MELCOR 1.8.3 은 부분충수운전시 잔열제거계통 상실에 대한 예측능력이 있고 원자로 냉각재계통압력, 노심수위 등 전반적으로 거동을 잘 모의하고 있다고 판단되었다. 그러나 민감도 분석에서 도출된 결론에 의하여 상간의 운동량 전달 및 Liquid Entrainment모델에 있어서 개선 필요성이 있는 것으로 평가되었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.05a
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• pp.444-449
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• 1997

본 논문에서는 기존의 PSA기법인 사건수목/고장수목의 단점을 보완한 동적 신뢰성 평가도구인 DYLAM방법론을 이용해서 참조원전$^{[1]}$ 소외전원 상실사고시 노심노출 사고발생 빈도를 평가하였다. 부분충수 운전시 발생될 수 있는 노심의 노출을 예방하기 위한 운전원의 여러가지 조치들의 오류가능성애 대한 민감도 계산을 수행하였다. 민감도 분석의 결과 일차 충전 및 유출운전 (Feed and B띤) 인적오류가 노심노출 사고발생 빈도에 가장 큰 영향을 미치는 것으로 분석되었으며 정지생각계통 기능회복을 위한 조치는 상대적으로 적은 영향을 끼치는 것으로 나타났다. 또한 정지/저출력으로 운전하는 부분충수 운전시 전 출력에 비하여 노심노출올 무시할 수 없음도 보여주었다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1997.10a
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• pp.759-764
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• 1997

본 논문에서는 영광 3,4호기의 초기 부분충수 운전중 정지냉각 상실 사건에 대하여 확률론적 안전성평가(Probabilistic Safety Assessment; PSA)를 수행하였다. 1단계 PSA 결과인 노심손상빈도에 크게 영향을 끼치는 인간행위는 THERP(technique for human error rate prediction)를 사용하여 평가하였고, 사고경위는 KIRAP(KAERI integrated reliability analysis code package)을 이용하여 정량화하였다. 영광 3,4호기의 부분충수 운전중 정지냉각 상실 사건에 대한 예비적인 PSA 결과, 노심손상 빈도는 1.43E-6로 평가되었고 노심손상 빈도에 주요하게 기여하는 것은 원자로 냉각재 보충에 대한 운전원의 진단 실패로 나타났다. 노심손상빈도를 감소하는 방안의 하나는 운전원의 진단오류 확률을 낮추기 위해 노심손상까지의 운전원 여유시간을 확장하는 것이다. 그러나 보다 구체적인 결과는 분석에 필요한 여러 가지 자료들을 검토하고 PSA를 다시 수행해야 얻을 수 있을 것으로 판단된다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05a
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• pp.315-320
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• 1996

영광 3호기의 정지냉각펌프 성능감시 설비로는 펌프 유량계, 입구압, 출구압, 모터전류 등이 있으며 현장에서 펌프의 소음 감시나 진동 측정 등을 통하여 펌프 건전성을 확인할 수 있다. 부분충수운전중 여러 연구결과 제시된 펌프의 이상징후 증상은 펌프의 소음 증가, 유량계 또는 모터전류의 불규칙 요동이 있으나 정량적인 값을 제시하지 못하고 있으며 공기유입량에 대한 운전제한 근거만 정량적으로 제시되고 있다. 즉, WCAP-l1916에 따른 펌프의 손상 판단 근거는 연속적인 공기 흡입의 경우 2%이내, 간헐적인 공기흡입의 경우 5%를 제시하고 있다. 영광 3 호기의 부분충수운전시 펌프 입구압력을 제외한 다른 펌프 성능감시 변수들은 허용오차 이내로 별다른 펌프 이상 징후를 발견하지 못하였다. 그러나 펌프 입구압력 기록계의 입구압력 및 진동폭 변화는 정지냉각유량률, RCS 수위, 증기발생기 노즐댐 설치 유무에 따라 민감한 변화를 보여주었으며, 펌프의 건전성 감시에 가장 효과적인 변수임을 보여주었다.

• Nuclear industry
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• v.16 no.5 s.159
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• pp.72-83
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• 1996

한국원자력안전기술원은 최근 가압경수로형 원자로에서 발생하는 잔열제거펌프의 정지사고를 예방하는 방법을 개발하였다. 이 연구개발은 가압경수로형 원자로의 부분충수운전시 운전의 안전성을 위하여 냉각수의 최대 허용수위를 높이고 최저 요구수위를 낮출 수 있는 방안으로서, 우회유로를 이용한 획기적인 부분충수운전 개선방안이다. 한국원자력안전기술원은 이의 개발과 함께 미국 특허를 취득하였는데, 이는 외국의 기술을 받아들이면서 그의 문제점을 파악하여 해결책을 제시함으로써 국내 원전 관련 기술능력을 크게 제고시킨 것으로 평가된다.

• Proceedings of the KSME Conference
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• 2005.11a
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• pp.103.1-103.1
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• 2005

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.649-656
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• 1996

RELAP5/MOD3.1.2을 이용하여 영광3/4호기의 부분충수운전중 정지냉각계통 기능상실사고를 모의하였다. 이 해석은 노심에서 발생되는 증기를 가압기 Manway로 배출시켜 노심을 냉각할 경우, 증기발생기 2차측 냉각재 유무에 따르는 계통거동을 분석한 것이다. 해석결과, 노심에서의 비등은 사고후 약 6분 경에 발생하였으며, 증기발생기 2차측에 냉각재가 없는 경우는, 냉각재가 채워져 있는 경우보다 0.16 bar 더 높은 1.8 bar의 계통 압력을 나타내어, 현재의 운전절차서에 제시한 RWST의 수위 (70%)로는 중력주입이 불가능한 것으로 밝혀졌다. 이런 해석결과를 토대로 할 때, 부분충수 운전중 증기발생기 2차측 냉각재는 최소한 한 대에는 충수하고, RWST 수위 제한치도 84 % 이상으로 증가시키는 운전 절차서의 개정이 필요한 것으로 판단된다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 2001.10a
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• pp.108.2-108
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• 2001

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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• 1996.05b
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• pp.385-390
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• 1996

영광 3&4호기의 부분충수운전시 정지냉각계통 최소유량의 감소에 따른 영향을 노심의 잔열제거 능력 및 저압안전주입펌프의 성능 측면에서 분석하였다. 정지냉각계통 성능해석용 전산코드인 KDESCENT를 수정하여 사용하였으며 보수적인 초기조건 및 가정을 사용하였다. 분석결과 부분충수 운전동안 원자로냉각재의 최고 허용온도를 작업자의 접근을 위한 설계온도인 140 ℉로 설정할 경우 원자로 정지후 4일 시점에서 이를 만족할 수 있는 정지냉각계통의 최소유량은 실제값으로 3000 gpm(계측기의 오차포함 3440 gpm)임을 알 수가 있었다. 이 유량은 붕산희석이나 성층화, 저압안전 주입펌프의 성능 측면에서도 허용가능한 값이다.