• ICROS
• /
• v.2 no.5
• /
• pp.56-62
• /
• 1996

캐나다 원자력공사(AECL)에 의하여 1960년대 초에 개발되어 상업운전중이거나 건설중인 CANDU 6 발전소는 중앙집중제어방식을 채택하여 계통의 성능 및 신뢰성이 입증되었으나 경제성 및 유지보수의 어려움으로 인하여 현재 개발이 진행중인 CANDU3과 CANDU9 발전소에서는 프로그래머블 콘트롤러를 이용한 분산제어방식을 기반으로 하여 계측제어계통이 설계되고 있다. 분산제어계통은 우수한 확장성과 신뢰성으로 인하여 이미 일반 산업 분야에서 널리 활용되고 있으며 최근에는 원자력발전소에도 적용범위가 계속해서 확대되고 있다. 본 보고서는 최신의 계측제어기술을 적용하여 차세대 대용량 원자력발전소로 개발중인 CANDU9 발전소의 발전소 전제어계통과 핵연료취급제어계통 등 계측제어계통에 대한 주요 계통설계 방안과 분산제어계통의 설계개념을 소개하고 CANDU 발전소에 분산제어방식을 적용한 장점을 고찰하고자 한다.

• Journal of the KSME
• /
• v.52 no.3
• /
• pp.28-31
• /
• 2012

이 글에서는 한국수력원자력(주) 주관으로 개발 중인 차세대 원자력발전소(APR+)에 대해 기본적인 개념과 개발진행 현황에 대해 소개하고자 한다.

• Nuclear industry
• /
• v.19 no.6 s.196
• /
• pp.48-55
• /
• 1999

원자력발전소가 안전하게 운전되기 위해서는 실제 직접 설비를 다루고 있는 발전소 운전원의 역할이 매우 중요하다. 운전원의 인적 실수를 감소시키기 위해서는 설비 개선이나 제도적인 장치도 물론 중요하지만 누구나 운전원으로 근무하기를 희망하고 자긍심을 가질 수 있는 정책적인 지원이 병행되지 않으면 근본적으로 인적 실수를 방지하는데는 한계가 있다. 따라서 인적 실수를 근본적으로 방지하기 위해서는 관리자는 주제어실내에서 운전원의 행위를 관리 감독하는 역할에 충실해야 하고 보수적인 의사 결정을 해야 한다. 그리고 우수한 인력을 운전원에 배치하고, 경험있는 운전원들이 긍지와 자부심을 가지고 되도록 오랜 기간운전원으로서 근무할 수 있는 환경을 만들어 주어야 한다.

• Nuclear industry
• /
• v.16 no.1 s.155
• /
• pp.70-84
• /
• 1996

시뮬레이터를 기반으로 하는 CANDU 설계분석시스템 구축을 장기목표로 한 플랜트-제어모사해석기는, 단기적으로는 플랜트의 동적 성능 분석에 의한 원자력 엔지니어들의 개념교육, 발전소 운전원들에 대한 현상학적 발전소 거동이해, 종합적 엔지니어링 시뮬레이터 개발을 위한 R&D 도구로서의 역할이 기대되며, 장기적으로는 엔지니어링 데이터베이스의 공유를 통한 CADD, 시뮬레이터를 이용한 플랜트설계분석시스템의 통합을 이룰 수 있는 기반기술로 자리잡게 될 것이다. 특히 가상현실이라는 개념을 도입해 값비싼 실제 플랜트시설 없이 다양한 운전상황하에서의 플랜트의 성능과 상태를 현장감 있는 환경을 구성해서 모니터링하고 예측할 수 있는 기술의 개발에 활용될 것이다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1996.05c
• /
• pp.359-364
• /
• 1996

'93.4월에 고리원자력 4호기 운전중(원자로 출력 100%, 발전기 출력 975MWe) 주증기 차단밸브 (MSIV)의 닫힘으로 인해 발전소가 정지되었다. 밸브분해 점검결과 밸브스템이 Back Seat Ring 조립부위 Notch 부위에서 Steam Flow와 평행한 방향으로 절단되어, 밸브스템의 손상원인을 규명하기 위한 본 연구에서는 피로해석절차도에 따라 S-N 곡선에 근거하여 피로해석을 수행하였다. 피로해석결과 밸브스템의 초기균열 생성원인은 Stem Notch 부위의 제작결함과 발전소 정지시 밸브를 급속히 닫을 때 작용하는 충격하중등에 의해 발생된 것으로 추정되며 인장평균응력과 관내 유체의 진동하중의 변동응력이 조합하여 피로균열을 가속시켜 파손을 일으킨 것으로 사교된다.

• Journal of the KSME
• /
• v.33 no.5
• /
• pp.414-420
• /
• 1993

원자력 발전소의 운전환경에 따른 노화손상은 발전소 운전 내력에 연류된다. 통상SCC는 40년 또는 40년 이하의 수명을 가정하여 이에 따른 설계 여유도나 안전 계수를 기초로 하여 설계된다. 그러나 설계여유도나 안전계수는 운전중 변경될 수도 있다. 원자력 발전소 기기의 변경될 수도 있다. 원자력 발전소 기기의 수명평가를 위해서는 초기설계치 및 잔여수명이나 실제 설계치의 변화 등을 평가하여야 한다. 주요 물성치 및 손상 매개변수의 실제 변경 상황은 수명기간 설정에 근간이 된다. SSC의 수명평가를 위해 재료의 노화손상은 철저히 파악되어야 한다. 또한 기계적 하중, 열적하중 등의 노화 촉진요인과 정상운전 및 시험도 노화손상에 영향을 미치므로 이들에 대해 상세 평가를 수행하여야 한다. 수명평가는 운전환경 및 노화촉진요인들과 밀접한 관련이 있으므로, SSC의 수명을 평가하기 위해서는 이러한 복잡한 변수들 사이의 연관관계를 구체적 으로 고려하여야 한다. 그러므로 SSC의 수명을 평가하기 위해서는 이러한 복잡한 변수들 사이의 연관관계를 구체적으로 고려하여야 한다. 그러므로 SSC의 설계, 제작, 설치, 시험, 운전상태 및 보수주기 등에 대한 정보파악이 선행되어야 한다.

• Fire Science and Engineering
• /
• v.24 no.4
• /
• pp.116-122
• /
• 2010

The fire protection system of nuclear power plants shall be designed, constructed and operated, through a defense-in depth criterion to suppress the leakage of radioactivity to the outside and to allow the safety shutdown function when a fire occurs. In order to achieve these purposes, most of countries abroad operating the nuclear power plants keep up the integrated regulations, however we have two guidelines, the fire protection service act and the nuclear energy act, as mandatory requirements to apply to the fire protection systems in nuclear power plants. It has shown that USA, Canada and Japan which have long experience in operating nuclear power plants have regulations integrated technically for fire protection system of nuclear power plants. It is proposed that the things once verified the risk analysis of the fire hazard by the nuclear law in the design for fire suppression system in plants should be authorized by the fire protection service act as an exception.

• 기계와재료
• /
• v.10 no.2 s.36
• /
• pp.129-137
• /
• 1998

원자력발전소 기기의 구조, 건전성 확보를 위해 기기가 적절한 기술기준에 따라 제작, 설치 및 운전되고 있는지 여부를 정부가 인정한 제3자에 의해 시행되는 검사를 원자력공인검사라하며 세부적으로 기기의 제작 및 시공단계에서 수행되는 공인검사를 제작/시공공인검사, 시운전 및 운전단계에서 수행되는 공인검사를 가동전/중공인검사로 분류하여 검사를 수행하고 있다. 현재 우리 연구원에서는 월성원자력 2,3,4호기를 비록하여 울진원자력3,4호기를 비롯하여 울진원자력3,4호기, 영광원자력5.6호기에 대한 시공공인검사를 수행하고 있으며 울진원자력5,6호기와 KEDO에서 시행하는 북한원전에 대한 시공공인검사를 준비하고 있는 실정이다. 여기에서는 현재 검사가 진행중인 월성원자력 2,3,4호기 시공공인검사를 중심으로 원자력발전소 시공에 적용하고 있는 공인검사에 대해 소개하고자 한다.

• Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
• /
• 1997.05a
• /
• pp.257-263
• /
• 1997

원자력 발전소의 주급수 유량은 원자로 열출력 산출에 사용되는 중요한 변수로서 , 노심관리 뿐만 아니라 원자로 안전 운전에도 중요하며, 발전소 출력에 직접적인 영향을 미친다. 원자력발전소의 주급수 유량은 1% 의 허용오차로 설계되어 있으나, 사용년수의 증가 및 운전조건의 영향 둥으로 정확도의 유지가 어려운 실정이다. 주급수 유량을 정확도 $\pm$0.5% 이내로 측정한다면 1000 MW 급 원자력 발전소에서 최대 10MW 의 전기출력 복구가 가능하며, 이를 위해 주급수 유량 측정 설비의 정확도 검증과 보정을 할 수 있는 정확한 유량 측정법의 개발이 절실하다. 본 연구에서는 화학 추적자 방법에 의한 정밀 유량 측정기술을 개발하여, 원자력 발전소 주급수 계통의 유량 측정에 사용되고 있는 벤츄리(venturi), 노즐(nozzle), 오리피스(orifice) 등의 유량검증에 활용함으로서 발전소의 안전성을 유지하면서 동시에 출력을 극대화하는 것을 목표로 하여 추적자 이용 유량 검증기를 설계 제작하였으며 그 정확도와 유효성에 대한 실험적 검토를 하였다. 본 연구에서 사용한 추적자 방법은 유량 번동에 좋은 응답성을 보이고 있으며, 유량 측정에 있어서도 정확도 $\pm$ 0.5 % 이내의 매우 신뢰성 있는 측정이 가능하다.

• 대한방사선방어학회:학술대회논문집
• /
• 2011.11a
• /
• pp.304-305
• /
• 2011