원자력발전소에서 발생되는 방사성 폐기물 드럼 안에 있는 핵종과 그 양을 비파괴적인 방법으로 분석할 수 있는 방사성 폐기물 핵종 분석 장치가 개발되었다. 한전 전력연구원이 한국원자력연구소와 공동으로 개발한 이 장치는 기존의 계측 방법과 달리 슬라이드형 콜리메이터를 이용해 방사선량률 변화에 따라 드럼 안의 고방사능량까지 효율적으로 측정할 수 있는 시스템을 갖추고 있다. 현재 이 시스템은 실험실 성능 시험을 마치고 고리 제4폐기물 저장고에 설치되어 시험 운전중이며, 성능 검증 시험을 마친 후 전 원전에 설치될 예정이다.
96년도 원자력 발전량은 총발전량의 36.0$\%$인 739억2천만kWh로 95년보다 약69억kWh가 늘어났으며, 이용률은 95년 대비 0.2$\%$ 증가한 87.5$\%$로 역대 최고치를 기록하였다. 원전의 고장 정지는 96년에 11기에서 총 10회가 발생하여 호기당 평균 0.9회를 기록, 3년 연속 평균 1건 정도의 수준을 유지하고 있다. 96년 한 해 동안의 우리 나라 원자력발전소의 운영 실적을 각 분야별로 분석$\cdot$정리해 본다.
원자력발전소에서 격납건물 국부누설률시험(LLRT)에 사용되는 누설률 측정 방법에는 유량보충법과 압력감소법이 있으며, 대부분의 발전소에서는 유량보충법을 우선 적용하고 있다. 유량보충법은 누설되는 양만큼 보충되는 유량을 측정하여 누설률을 계산하는 방식이다. 그러나 과도한 누설이 발생하여 시험압력 유지가 어려울 경우 압력감소법이 보완적으로 사용될 수 있다. 압력감소법은 시험압력보다 낮은 압력을 적용하여 누설률을 측정할 수 있기 때문이다. 본 논문에서는 원자력발전소 격납건물 국부누설률시험에서 압력감소법을 이용한 과다누설 측정 방안을 연구하고자 하였다. 이에 따라 현장에서의 누설시험 조건과 유사하게 실험장치를 구성하여 실증실험을 수행하였다. 실험 결과 압력감소법에서의 누설률 변화 특성을 확인하였으며, 여러조건에서 측정된 누설량을 바탕으로 실제 누설률 계산에 필요한 보상비를 산출하였다.
이 논문은 원전 격납건물의 극한내압능력 평가와 비선형해석을 수행하기 위하여 개발된 해석프로그램인 9절점 퇴화 쉘 유한요소에 대하여 기술하였다. 개발된 쉘 유한요소는 퇴화 고체기법과 구조물에서 발생하는 횡전단변형도를 고려하기 위하여 Reissner-Mindlin(RM)가정을 도입하였다. 콘크리트의 재료모델은 등가응력-등가변형률의 관계를 이용하여 콘크리트의 응력과 변형률의 수준을 결정하고, 콘크리트에 균열이 발생하면 부착응력을 고려하는 인장강성모델과 균열면에서의 전단전달 메카니즘 그리고 균열면에서 압축강도 감소모델 등으로 재료적 거동을 나타내었다. 또한 균열발생기준으로 압축-인장영역에는 Niwa가 제안한 응력포락선을 도입하였고, 인장-인장영역에는 Aoyagi-Yamada가 제안한 응력포락선을 사용하였다. 개발된 프로그램의 성능은 다양한 수치예제를 통하여 검증하였다. 검증예제 결과로부터 개발된 쉘 유한요소를 이용한 해석결과는 실험결과 또는 다른 해석결과와 유사한 결과를 도출하였다.
본 논문에서는 원자력발전소 기기냉각해수격실 내 가연성 액체에 의한 화재를 가정하여 FDS 전산코드를 이용한 화재모델링 분석을 수행하였다. 특히 열방출률, 환기효과, 복사분율 등에 대한 입력변수 변경을 통해 보다 보수적인 화재시나리오 설정을 위한 환경조건을 확인하였다. 이 결과는 추후 실제 가동 중인 원자력발전소에 대한 성능기반 화재모델링 분석에 활용할 예정이다.
증기발생기 화학세정 모사 장치를 이용하여 고농도 화학세정(EPRI/SGOG) 용액인 EDTA(20%)가 인위적으로 제작한 결합 시편에 미치는 영향 평가를 수행하였다. 평가 방법은 세정 전 후 표면 산화막 성분, ECT 분석값 비교, 증기발생기 구성 재료 부식률를 이용하였다. 화학세정 전후 부식률은 A508은 $8.023{\mu}m$, Alloy 600(HTMA)은 $0.007{\mu}m$이며 갈바닉 시편의 경우 $63.193{\mu}m$로 모두 부식 허용치 이내이다. 표면 산화막 성분 및 ECT 분석값 역시 변함이 없었다. 이와 같은 결과로 화학세정 용액인 EDTA는 결함 튜브에 미치는 영향이 없는 것으로 판단된다.
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.
국내 일부 가동 중 원전의 원자로건물에 부착식 텐던이 시공되어 있고, 이들에 대한 긴장력 평가는 원자로건물의 구조 건전성 평가 시 매우 중요하다. 따라서, 본 논문에서는 기존의 간접적인 부착식 텐던의 긴장력 평가방법을 개선하기 위하여 개발된 SI 기술과 충격신호 분석기술을 이용하여 실제 원자로건물에 매입된 부착식 텐던을 대상으로 긴장력을 평가하였다. 이를 위해 원자로건물에서 발생하는 변형률과 부착식 텐던에서 발생하는 응력파속도를 계측하였다. 이들을 통해 부착식 텐던의 긴장력을 평가한 결과, SI 기술과 충격신호 분석기술 모두 높은 신뢰성 있는 결과를 제시하였고, 기존의 이론적인 접근 방법에 의한 결과와도 매우 유사한 경향을 제시함으로써 본 연구진에서 개발한 부착식 텐던의 긴장력 평가방법이 매우 유용함을 확인할 수 있었다.
원자력발전기술원은 발전정지 관련계통 제어케비넷 내에 장착된 제어용 기기들의 다중화 설계변경 활동을 지원하고 관련 기기의 배선상태 등의 육안점검을 통해 취약성 여부를 최종 확인하기 위하여 국내 Westinghouse형 원전 계측제어 케비넷 점검을 수행하였다. 또한 관련 설계변경에 대한 신뢰도평가 기술지원도 함께 수행하여 해당 설계변경이 설비의 신뢰도 향상에 효과가 있는지를 정량적으로 평가하고자 하였다. 이에 따라 원자로냉각재펌프(RCP, Reactor Coolant Pump) 제어 채널의 다중화 개선에 대하여 설계변경 전후의 기기 배열 변화에 따른 계통 신뢰도 변화를 대표유형 기기의 고장률에 근거하여 분석하였다. 고장수목을 이용하여 설계변경 전후의 RCP 고장정지로 인한 발전정지를 유발하는 고장조합을 도출하고, 고장정지 확률 변화를 정량화 하였다. 또한 기기 보호 측면에서 펌프 보호를 위한 신호를 출력하지 못하는 경우를 정량화하여 이를 비교하였다.
상업운전이 개시된 이래 24년이 경과한 원자력발전소의 480V 저전압분배계통 차단기의 설비특성, 운전 및 정비경험, 현행 정비활동, 경년열화, 성능, 단종 분야를 검토하여 480V 저전압분배계통 차단기에서 제기될 수 있는 현안사항과 이를 해결하기 위한 일련의 수명관리계획을 도출하는 기술성 평가를 수행하였다. 기술성 평가를 통해 제시된 일련의 수명관리계획안에 대하여 비용 및 고장률 데이터를 근거로 EPRI의 LcmVALUE 프로그램을 이용하여 경제성을 분석하고 480V 저전압분배계통차단기의 최적 수명관리계획과 권고사항을 제시하였다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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