• 정보보호학회지
• /
• 제22권5호
• /
• pp.28-34
• /
• 2012

원자력발전소(원전) 계측제어시스템은 원전을 안전하게 운전하기 위해 계측, 제어 및 보호, 감시 기능을 수행하는 설비로서, 2000년대에 들면서 아날로그 기술에서 컴퓨터와 데이터통신망을 기반으로 하는 디지털 기술로 변하고 있다. 디지털 기술의 도입은 원전에 많은 이점을 부여하였지만 한편으로는 최근 이란 핵시설 및 중국에서 발생한 사이버 사고를 통해 디지털 계측제어시스템이 사이버공격으로부터 취약함이 입증되었다. 이에 따라 사이버보안 기술을 도입하여 원전의 안전성을 확보하기 위한 방안이 요구되고 있다. 하지만 원전 계측제어시스템의 최상위 설계요건으로 요구되는 안전성 확보는 복잡한 기기검증 절차와 긴 시간이 요구되는 인허가 과정 등으로 인해 사이버보안 기술을 적용하는데 많은 어려움이 따른다. 본 논문에서는 원전 계측제어시스템의 특성을 살펴보고 현재 국내외에서 개발 및 적용중인 원전 사이버보안 기술동향을 소개한다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1995년도 추계학술발표회논문집(1)
• /
• pp.495-499
• /
• 1995

울진 1,2호기 RSTR 수행 시 울진 1,2호기 기존의 $\Delta$I Band를 해석하기 위해 RAOC방법을 적용 사고 해석을 수행하였다. 먼저 Xenon reconstruction model을 사용 축 방향 Xenon 분포를 생산한 다음, 정상 운전 상태와Condition ll상태에서 생산된 xenon 분포에 의한 축 방향 출력 분포를 사용 $F_{Q}$와 DNBR을 계산, Design Limit와 비교 만족하는 새로운 $\Delta$I band를 결정하였다. 새로운 band는 기존의 Design Limit의 변화를 주지 않으면서 울진 발전소 기존의 $\Delta$I band를 포함하면서 운전상의 유연성 창상을 기하게 되었다.$\Delta$I band를 포함하면서 운전상의 유연성 창상을 기하게 되었다.다.

• 기계저널
• /
• 제25권4호
• /
• pp.304-311
• /
• 1985

원자력발전소는 사고시 주변의 인구 및 환경에 미치는 영향의 심각성을 고려하여 가능한 모든 안전조치를 취하여 설계. 건설되도록 하고 있다. 특히 원자로냉각재 계통의 배관이 그러하며 고도의 안전성 및 신뢰성을 확보하기 위하여 지진에 대해서도 구조적인 건전성이 입증되어야 한다. 일반적으로 지진하중에 대한 배관계통의 내진해석에서는 층응답스펙트럼에 의한 모우드 해석 방법이 이용되고 있다. 이 때 내진해석으로 얻어진 응답의 조합에는 신중한 고려가 필요 하다. 즉 배관계통의 특성, 입력지진의 특성, 계산에 고려하는 모우드의 수등을 감안하여 적절한 응답조합이 이루어져야 한다. 본 해설에서는 여러 가지의 응답조합방법과 해석시 고려되는 모 우드의 수를 제한함으로써 발생하는 오차를 보정하기 위한 누락질량효과(missing mass effect)에 대하여 설명하고자 한다. 또 두 가지의 해석모델에 대하여 실제 내진 해석을 수행하여 그 결 과를 비교검토하기로 한다.

• 전력전자학회:학술대회논문집
• /
• 전력전자학회 2013년도 전력전자학술대회 논문집
• /
• pp.228-229
• /
• 2013

원자력발전소, 병원 및 철도와 같이 지속적인 전력공급이 필요한 시설에서는 IT접지시스템의 적용이 활발해지고 있다. 또한 자가발전을 통한 DC배전계통에서 IT접지시스템이 사용될 것으로 예측되고 있다. 이러한 IT접지시스템은 전력선의 어느 쪽도 접지하지 않으며, 장비의 외함 만을 접지함으로써 전력선의 어느 한쪽이 접지되는 사고를 당하더라도 계통의 운전을 정지시키지 않고 고장부위를 찾을 수 있는 시간적 여유가 있으므로, 계통의 연속적인 운전을 확보할 수 있다. 그러나 이러한 접지의 장점을 얻기 위해서는 계통의 운전 중에 전력선의 상태를 지속적으로 감시할 필요가 있다. 본 연구에서는 사용자의 활용도가 높은 LabVIEW 소프트웨어를 이용하여 절연저항을 모니터링 함으로써 전력선의 절연상태를 지속적으로 감시하는 활선절연저항측정기를 개발한다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(1)
• /
• pp.333-339
• /
• 1996

최근에 개량형 또는 수동형 발전소의 디지탈 보호계통에서 소프트웨어의 역할이 증가함에 따라 공통원인고장의 가능성이 중요한 관심사항이 되었다. 아날로그 보호계통에서는 공통원인고장 가능성이 없었으며, 비록 공통원인고장이 발생하더라도 부식과 조기마모와 같은 과정은 천천히 진행되므로 이제까지 큰 문제가 되지 않았다. 이러한 아날로그 설계의 특징은 컴퓨터를 이용한 소프트웨어를 포함하고 있는 디지탈계통에는 적용되지 않는다. 본 논문에서는 소프트웨어의 공통원인고장을 고려하여 원자로 보호계통의 적합성을 다양성 및 심층방어 측면에서 해석할 수 있는 방법론에 대하여 논의한다. 본 논문의 결과는 추후에 한국형 차세대 원자로(KNGR)의 계측제어계통 설계를 위하여 수행하여야 할 다양성 및 심층방어 해석의 방법론 정립에 도움이 될 것으로 예상된다.

• 대한전기학회:학술대회논문집
• /
• 대한전기학회 2008년도 학술대회 논문집 정보 및 제어부문
• /
• pp.540-541
• /
• 2008

원자력 발전소 격납구조(containment) 내에 설치되는 센서, 구동기(actuator) 및 설비는 원전의 안전운전과 함께 방사능 누출사고와 같은 중대사고(severe accident)를 예방하기 위한 것이다. 격납구조 내부는 Category I 등급으로 분류되며, 격납구조 내부에 설치되는 센서, 구동기, 기기 및 통신망은 IEEE Std. 323-1974에서 정의하는 극한환경(harsh environment) 요건에서 생존할 수 있는 내환경성이 요구된다. 이러한 엄격한 내환경성 요건으로 인해 일반 산업의 IT 기반 센서통신망이 원전 격납건물 내부에는 적용되지 않고 있다. 최근에 이르러 독일을 중심으로 신규로 건설 중이거나 계획 중인 원전에서는 일반 산업의 IT 기반 센서 통신망 적용이 검토되고 있다. 본 논문에서는 IT 기반의 첨단 센서 통신망 기술을 격납구조내부와 같은 극한 환경에 적용하기 위한 방안을 제시하고자 한다. 정상운전중의 원전 격납 건물 내부의 환경(온도, 감마선, 습도) 특성과 중대 사고를 가정한 DBA (설계 기준사고) 요건에서의 환경 특성을 조사하였다. 또한 설계기준사고에서 정의한 감마선 조사 환경에서 통신 시스템의 생존성을 실험하였다. 이를 토대로 격납구조내부의 원전 극한 환경 통신망의 개선방안을 제시하고자 한다.

• 한국방사성폐기물학회:학술대회논문집
• /
• 한국방사성폐기물학회 2003년도 가을 학술논문집
• /
• pp.596-600
• /
• 2003

원자력발전소에서 발생하는 사용후핵연료의 효율적인 관리를 위하여 원자력연구소에서는 사용후 핵연료인 이산화우라늄을 금속우라늄으로 전환시키는 차세대관리 종합공정(ACP)을 개발하고 있으며 공정의 기초가 되는 핫셀을 설계 중에 있다. 핫셀의 설계에 앞서 사용후핵연료를 취급하게 되는 과정에서 발생하는 방사성물질들에 대한 환경영향평가를 수행하여 시설 운영에 대한 안전성을 평가하였다. 각 핵종별 발생량과 방출량을 계산하고 정상운전시와 사고시의 피폭선량을 평가하여 원자력법관련 규제기준과 핫셀이 위치하게되는 IMEF 건물의 안전성분석 기준보다 매우 안전한 결과를 얻음으로써 시설 운영에 대한 안전성을 확보하였다.

• Journal of Radiation Protection and Research
• /
• 제12권1호
• /
• pp.40-47
• /
• 1987

우리나라에 현재 건설중인 원자력발전소 9/10호기와 동일형인 프랑스형 900 MWe PWR 에 대해 프랑스에서 TMI 사고이후 선원항을 보수적으로 설정한 RFS V.1.a의 가정에 따라 LOCA시의 핵분열생성물질방출분석과 그에 대한 파급효과를 평가 해석하였다. 방사능 환경방출에 의한 영향평가결과 주거제한구역경계 (500 m)에서 전신외부피폭선량은 사고발생후 2시간 경과시 0.66 rem이며 방사성 옥소의 방출에 의한 갑상선 피폭선량도 동일한 시간에서 유기성 옥소의 누출율이 l0%일때 13.5 rem 으로 사고시 피폭선량 제한치이하임이 나타났다. 그러나 격납용기외부로 누출되는 방사성 옥소중 유기성 옥소의 누출율이 갑상선의 방사선피폭에서 중요한 역활을 하고있음이 나타났으며 그 누출율이 10%이상이 될 경우 주거제한구역경계에서 사고시 갑상선 피폭선량제한치를 초과할 수도 있다는 가능성을 보여주고 있다.

• 해양환경안전학회지
• /
• 제24권6호
• /
• pp.694-700
• /
• 2018

우리나라는 원자력 발전소를 운영하면서 발생하는 중 저준위 방폐물을 경북 경주시에 위치한 방폐물처분장을 통하여 영구적으로 처분하고 있다. 하지만 방폐물의 해상운송은 해양사고의 위험성에 노출되어 있고, 이에 관하여 해양경찰의 기능과 역할적 관점에서 안전성 확보를 위한 제도의 도입이 필요할 것이다. 특히 우리나라는 허베이스프리트 사고 또는 세월호 사고 등 국가적 재난에 해당하는 대형 해양사고로 인하여 사회적 영향을 받은 바 있으므로, 이를 대비한 대응체계가 필요할 것이다. 이러한 관점에서 우리나라의 방폐물 해상운송의 현황을 파악해 보고, 외국 주요국의 대응체계에 대해서 살펴보았다. 주요 사고 사례를 검토한 결과, 이와 유사한 핵물질 운반선 및 위험물 운반선의 사고 등 사회적, 지역적, 국제적 영향을 미칠 수 있는 해양사고에 긴급하게 대응하고자 유럽 국가를 중심으로 비상예인선(ETV) 선단을 운용하고 있었으며 일정 부분 효과를 증명하고 있다. 이를 바탕으로 한국형 ETV의 도입을 제시한다. 즉, 핵물질 운송선박, 대형 유조선, 대형 여객선 등의 해양사고와 같이 막대한 환경적, 재산적, 인명적 손해로 이어질 수 있는 대형 해양사고의 초기 대응을 위해 비상예인기능, 유류오염 방제기능과 구조 장비 및 인력 수송이 가능한 한국형 ETV의 도입이 필요하리라 보인다. 이를 통해 해양경찰의 해양사고 대응기능의 향상으로 이어지며, 국가적 재난에 대한 초기대응의 골든타임을 놓치지 않게 되어 귀중한 인명과 재산을 지키고 환경을 보호하는데 일조할 것이다.

• Nuclear Engineering and Technology
• /
• 제18권2호
• /
• pp.97-106
• /
• 1986

1981년 6일 9일 원자력 1호기에서 발생한 77.5% 출력상태에서의 외부전원상실사고를 열, 수력학적최적계산용 코드인 RELAP5/MODl/NSC를 사용하여 모의하였으며 해석결과는 발전소 실측자료와 잘 일치하였다. 원자로 냉각재펌프의 트립에 따른 flow coastdown후에 hot-cold leg온도차에 의하여 자연순환 유동이 형성됨이 확인되었으며 실측자료와 잘 일치하여 이와 관련된 전산코드의 열수력학 적모델의 타당성을 입증할 수 있었다. 또한 위의 사고전개가 정상운전상태인 전출력(100%)에서 재발하였을 경우를 가정하여 해석하였다. 이러한 해석을 통하여 보조급수의 공급과 더불어 증기발생기 PORV의 적절한 작동으로 원자력 1호기 노심잔열을 제거하여 안전성에 문제점을 야기하지 않음을 입증하였다. 최적 계산방법에 의한 사고해석에서는 turbine stop valve 작동시간, 증기 발생기 PORV 설정치 등 non-safety 관련요소들의 특성에 대한 정화한 모의가 필수적이다.