이 글에서는 원자력 발전소 수명관리에 대한 개념, 절차 및 해외연구동향과 한전의 연구계획을 소개하였다. 원자력 발전소의 수명관리 연구란 전 수명기간 동안에 발전소 성능과 안전성을 유 지할 수 있는 기술적인 방안과 경제적으로 최적인 운전종료 시점을 찾는 과정이다. 또 수명관 리란 현재의 개발된 기술로 미래에 발생할 일에 대한 예측을 하는데 있어서 불확실성을 줄여 나가는 과정이므로 지금 현재의 단계에서는 해당 발전소의 연장운전 가능성을 누구도 명확히 말할 수 없다. 따라서 수명관리연구는 연장운전 그 자체보다 어떻게 하면 발전소를 잘 관리하여 오랫동안 경제적으로 운전할 수 있을까 하는 측면에서 수행되어져야 한다.
This study tries to quantify the regional NIMBY costs to nuclear power plants. NIMBY costs are estimated as willingness to pays for avoiding nuclear power plants near residential areas through the contingent valuation method(CVM). In the study, it was assumed that the nuclear power plants were newly constructed around the residences. The result of 600 respondents living within a radius of 30 km of nuclear power plants compared to the result of 600 respondents living in the metropolitan area, which revealed that there were significant NIMBY costs to the construction of nuclear power plants in all residences. By region, the willingness to pay in the metropolitan area was greater than that in the nuclear power areas. This study focuses on NIMBY to nuclear power plants from a regional point of view, which can provide important information in establishing prudent and sound nuclear power policies.
원자로냉각재계통 기기 설계를 위한 구조해석 분야는 크게 세가지로 구분할 수 있는데, 첫번째는 원자로 냉각재계통내의 유체의 온도, 압력, 원자로냉각재계통 기기 및 유체의 자중 등을 고려하여 정적해석이 주가되는 정상운전해석, 두번째는 원자력 발전소 수명내에 부지에 발생 가능한 지진을 고려하는 내진설계를 위한 지진해석, 세번째는 원자력발전소를 다른 플랜트보다 한층 안전하게 설계할 수 있도록 원자력 발전소내의 모든 고에너지배관의 파단을 가상하는 가상배관파단해석으로 구분할 수 있다. 1986년 이전까지의 가압경수로발전소의 가상배관파단은 원자로냉각재주배관의 파단을 가상하여 동적구조해석을 수행하므로써, 극히 보수적인 결과를 얻었다. 그러나, 파괴역학의 발전은 파단전누설기법을 정립하였으며, 이에 따라 1987년 미국의 10 CFR Part 50 Appendix A GDC 4에서는 원자력발전소 내의 모든 고에너지배관에 파단전누설기법 적용을 허용하므로써, 이들 배관의 가상배관파단을 배제할 수 있도록 하였다. 한국형 표준원전인 울진원자력 3, 4호기의 참조발전소인 영광원자력 3, 4호기는 개정된 GDC 4를 적용한 최초의 가압경수로발전소로서, 원자로냉각재주배관과 12인치 이상의 일차측 분기관들의 가상배관파단을 배제하였다. 본 보고서에서는 영광원자력 3, 4호기의 참조발전소인 미국 Palo Verde발전소와 한국형 표준원전인 울진원자력 3, 4호기의 가상배관파단에 의한 원자로냉각재계통의 동적구조해석 결과를 서로 비교, 분석하므로써 개정된 GDC 4의 영향을 평가함은 물론 향후 분기관 가상배관파단해석의 방향을 모색하는데 있다.
캐나다 원자력공사(AECL)는 1960년초 중수로형 원자력발전소 계통에 컴퓨터를 도입하여 처음에는 국부적으로 발전소를 제어하는 방법을 채택하였으나 점차 발전소 주요계통인 발전소제어계통 및 원자로 안전계통으로 확장하여 현재는 진보된 컴퓨터 응용 계측제어 기술로 개선된 Fully Computerized Shut down System 및 Distributed Plant Control System의 설계를 마무리하고 일부 기술을 신규 발전소 의 계측제어분야에 적응하여 운용하고 있는 상황에 있다. 본 보고서는 중수로형 발전소를 설계한 캐나다 원자력공사의 발전소 제어 및 원자로 정지계통 분야에 컴퓨터 기술을 적용한 배경과 그 기술을 2장, 3장에서 각각 서술하고 제4장에서는 이들 설비가 월성 1호기에서와 2, 3, 4호기에서의 차이점, 즉 설계변경된 부분을 소개, 고찰하여 보고 아울러 이의 기술이 향후 건설될 개량형 중수로에 적용 가능성과 관련 기술에 대하여 살펴보고자 한다.
국내 원자력발전소의 발전정지사례에 대해 원전 종사원이 분석한 자료를 수록하여 발간하는 원자력발전소 발전정지사례집을 이용하여 인적오류가 개입된 것으로 판단된 총77건의 불시정지 사례를 추출하여, 인적오류 저감의 우선순위가 높은 원자력발전소 작업분야를 도출하기 위한 분 석을 수행하였다. 이를 이하여, 먼저 인적오류가 개입된 발전소 계통, 인적오유 발생시의 작업상 황 및 작업유형, 그리고인적오류의 유형에 대한 분류체계를 작성하였다. 발전소 근무 경험을 바 탕으로 사례별로 발전정지에 가장 직접적인 영향을 미친 작업행위를 구분하고, 이 행위에 대해 작성된 분류체계의 해당항목을 판정하였다. 이 사례별 분석결과를 이용하여 발전소 계통, 작업상 황, 작업유형, 오류유형 등, 4가지 항목에 대하여 오류발생의 추이를 분석하였으며, 또한 발전소 계통과 작업상황, 계통과 작업유형, 작업상황과 작업유형, 작업유형과 오류유형 등, 항목간 오류 발생 연관성을 조사하였다. 이 결과로 인적오류의 발생률이 높은 발전소 계통, 작업상황, 작업유형 및 오류유형이 구분되었다.
지난해 발생한 동일본 대지진은 지구촌 모든 이들에게 엄청난 충격을 줬다. 지진과 쓰나미 등 자연재해의 무서움을 충분히 실감케 한 것이다. 특히 후쿠시마 원전 사고는 당사국인 일본은 물론 전 세계에 방사능 누출에 대한 두려움을 확산시켰다. 원자력 발전소를 운영하고 있는 각국들이 원전의 안전을 위해 더욱 심혈을 기울이게 된 것이다. 사실 원자력 발전소에서 방사능이 누출되면 그 피해는 주변지역은 물론 해당 국가, 더 나아가 전 세계적으로 엄청난 영향을 미치기 된다. 때문에 원자력 발전소에서는 경제논리가 절대로 안전 논리보다 우선시될 수 없는 것이다. 그렇다면 원전의 안전성은 어떻게 확보되고 있을까. 이와 관련된 업무를 맡고 있는 이가 바로 오늘 소개할 지문구 한국수력원자력 중앙연구원 계통신뢰도기술팀장이다. 그는 팀원들과 함께 설비의 신뢰성을 바탕으로 원자력 발전소의 안전성을 정량적으로 판단하는 한편 안전성을 확보하는 방안에 대해 다양한 연구를 하고 있다. 또한, 안정적인 전력 생산을 위한 연구에도 매진하고 있다. 이와 같은 그의 활동이 어떻게 원자력 발전소 안전에 큰 버팀목으로 작용하고 있는지 살펴봤다.
원자력 발전소를 구성하는 기본 요소들인 부품과 소재의 신뢰성을 보증하고 향상시키는 기계분야 관련 기술에 대해 개략적으로 설명하고자 한다. 원자력 발전소 부품 소재의 설계, 제작, 조달, 시험 등 전체적인 공정에 걸쳐 수행되어야 하는 품질 보증 체계, 신뢰성을 확보하기 위해 준수해야 하는 관련 기계분야 기술기준의 신뢰성, 최신 신뢰성 관련 연구 동향 등으로 구분하여 요약 제시하고자 한다. 최종적으로 원자력 부품 소재의 신뢰성 향상 방안을 제안하였다.
Kim, S.R.;Kwon, J.S.;Cho, J.H.;Park, S.H.;Nam, S.K.
Nuclear Engineering and Technology
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v.27
no.4
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pp.571-581
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1995
The generation, verification and validation of Emergency Procedures for Nuclear Power Plant is a difficult and complex process. Atomic Energy Control Board(AECB) requires that emergency procedure and plan be produced before obtaining the Operating License, that is, detailed plans and procedures to handle emergency situations for both on-site actions and off-site actions be developed. In this report Emergency Operating Procedures Standard for Canadian Nuclear Utilities which makes reference to U. S. practices and the current direction of emergency procedures for CAN-DU reactors are reviewed and compared based on scope(events covered), methodology (event-oriented or symptom-oriented or hybrid) and format(method of presentation) preponderantly, and an attempt is made to integrate these procedures and as a result the recommended strategy for Wolsong unit 2, 3, & 4 is presented as event-specific procedures, generic procedures(when event is not diagnosed) and whose format is combination of logic diagram and text.
전기중앙연구소는 물위에 원자력발전소를 띄우는 해상입지의 연구를 금년도부터 본격적으로 착수했다. 이 방식은 거대한 버어지 위에 원자로건물 발전소 본관등의 설비를 건설하는 것으로서 지진의 영향이 적으며 플랜트의 설계상 매우 유리하게 된다. 이 때문에 원자력 발전소의 입지가 확대될 뿐 아니라 플랜트의 표준화에 의해 건설코스트의 삭감, 건설기간의 단축등이 도모된다. 동연구소에서는 연구의 제1스텝으로서 2개년계획으로 피지비리티이 스타디이를 실시하여 부양식 원자력발전소의 기술적$\cdot$경제적인 실현가능성을 평가할 예정이다. 동연구소의 연구내용과 현재 진행되고 있는 다른 6개부문 연구내용을 소개하면 다음과 같다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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