• Title/Summary/Keyword: 원전 2차계통

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원전 1차계통 방사선량 감소를 위한 코발트 합금 대체기술 개발

  • 한정호;이덕현;노계호
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • v.26 no.2
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    • pp.324-336
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    • 1994

  • 경수로형 원전에서 발생되는 작업종사자에 대한 피폭선량의 약90%는 1차계통내 재질성분으로부터 방사화되는 코발트 핵종에 기인한다. 원전 선진국에서는 이러한 코발트 생성원을 근원적으로 제거하여 1차계통내 방사선량을 획기적으로 감소시킬 목적으로 Co reduction program을 중점적으로 추진하여 왔으며, 이중 계통내 코발트 주생성원인 각종 밸브재질을 저 Co 또는 Co-free 합금으로 대체시키는 기술이 이미 상당한 수준에 이르렀다. 국내의 건설예정 원전에 있어서도 이러한 기술개발의 적용에 대한 검토가 요구되고 있는 점을 미루어 볼 때, 머지 않은 장래에 국내 원전에 대한 이 기술의 적용이 불가피할 것으로 보여진다. 본 기고문에서는 원전 1차계통내 밸브의 코발트 합금재질 대체기술과 관련된 내용을 중점적으로 소개, 검토하고자 한다.

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Design Concept of DCS Stimulator for Shin-kori #3, 4 NSSS Control System (신고리 #3, 4호기 NSSS 제어계통 Stimulation 설계 개념)

  • Bae, Byung-Hwan;Ko, Do-Young
    • Proceedings of the KIEE Conference
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    • 2007.10a
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    • pp.305-306
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    • 2007

  • 본 논문은 차세대 원전 신고리 #3, 4호기 NSSS(Nuclear Steam Supply System) 제어계통의 검증시스템을 개발하기 위한 설계개념에 관한 것이다. 차세대 원전 신고리 #3, 4호기는 KHNP(Korea Hydro & Nuclear Power Co., Ltd.)가 개발한 APR1400(Advanced Power Reactor 1400 [MWe])을 적용하는 최초의 원자력 발전소이다. APR1400은 3세대 원자력발전소로 인정받고 있으며, APR1400 원자력발전소의 안전한 운영을 위하여 I&C(Instrumentation and Control)시스템이 디지털 표준 플랫폼으로 설계되었다[2]. 특히, 차세대 원전 신고리 #3, 4호기의 비안전계통(제어 감시 및 경보계통)은 WEC (Westinghouse Electric Company)의 DCS(Distributed Control System) 상용 단일 플랫폼으로 구성될 예정이다. 우리는 신고리 #3, 4호기의 제어계통 중에서 NSSS(Nuclear Steam Supply System) 제어계통의 검증시스템을 개발하기 위하여 Stimulated Simulator의 방법론을 적용하여 "Simulator"라는 설계 개념을 정립하였다. 현재 원자력발전소 NSSS 제어계통의 DCS Stimulator 개발을 위하여 차세대 원전 신고리 #3, 4호기에 시설될 WEC의 DCS와 Simulation 서버 그리고 I/O 설비를 구축 중에 있으며, 원자력발전소 현장 기기 모델링 소프트웨어와 I/O 설비간의 인터페이스를 위한 동신 소프트웨어도 개발하고 있다.

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원전 2차계통 배관재의 침식-부식 손상

  • 한정호;허도행;이은희;정한섭;김우철
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • v.26 no.2
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    • pp.312-323
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    • 1994

  • 1986년 12월 미국의 Surry Unit 2 발전소에서 발생한 급수배관의 대형 파손사고가 침식-부식(erosion-corrosion) 현상에 의해 일어난 것으로 밝혀진 이후, 조사 결과 2차계통에 광범위하게 사용되는 탄소강, 저합금강 재질에서 이와 유사한 손상사례가 많이 나타나는 것으로 밝혀졌다. 이러한 침식-부식 손상은 물-증기로 이루어진 계의 단상(water) 또는 2상(water-wet steam) 조건에서 발생된다. 국내의 원자력 발전소 2차계통에서도 이러한 침식-부식 손상이 나타나고 있으며, 현재 손상원인 해석과 이에 대한 대책 수립이 시급히 요청되고 있다. 본 기고문은 국내 원전의 침식-부식 손상조사와 이의 대책수립을 위한 연구에 활용될 수 있는 침식-부식 손상의 개념, 현상학적 양상, 주요인자의 영향 및 해외 원전의 손상경험 사례 등을 종합하여 정리한 것이다.

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Effect of Polyacrylic Acid Concentrations to the SA106 Gr.B and Alloy 690 Materials at the Startup Environments of Secondary Water Chemistry of NPP System (원전 기동시 2차측 수질 환경에서 SA106 Gr.B와 Alloy 690 재료에 미치는 고분자 아크릴산 농도 영향)

  • Gwon, Hyeok-Cheol;Lee, Du-Ho;Seong, Gi-Bang
    • Proceedings of the Korean Institute of Surface Engineering Conference
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    • 2014.11a
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    • pp.118-119
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    • 2014

  • 원전 운전 중 2차계통 구성재료가 부식되어 철 산화물이 증기발생기 내부로 유입된다. 유입된 철산화물은 고온고압의 환경에서 침적되어 슬러지가 된다. 침적된 슬러지는 증기발생기 전열관 재료에 응력부식균열(SCC)을 일으키는 주원인으로 원전에서는 철 산화물의 유입을 최소화하기 위해 기동전 2차계통을 순환 세정하고 있다. 해외 원전에서는 고분자 아크릴산(Polyacrylic Acid)을 순환세정시 주입함으로써 2차계통 철 산화물 제거 효율을 높인 사례가 있었다. 이에 우리 원전에서도 기동전 순환세정시 고분자 아크릴산을 주입 적용하였다. 고분자 아크릴산 주입 전 필수적으로 이뤄져야할 연구는 고분자 아크릴산이 재료에 미치는 영향평가이다. 본 연구에서는 고분자 아크릴산 농도(1, 10, 100 ppm)에 따라 2차계통 구성재료인 SA106 Gr.B와 Alloy 690의 건전성에 미치는 영향를 수행하였다. 평가방법으로는 전기화학 분극실험, 시편을 침지시켜 실험 전, 후 무게 감량을 이용한 부식률 측정, 표면 상태분석등을 이용하여 종합적으로 평가하였다. 전기화학 분극실험과 부식률 측정결과, 고분자 아크릴산 농도가 높을수록 부식은 증가하였고 고분자 아크릴산 농도 100 ppm일 때 최대 부식률이 0.037 mils로 계산되었다. 이는 부식허용 기준치(5.8 mils)보다는 100배이상 낮았으며 표면분석 결과 고분자 아크릴산으로 인한 pitting 부식은 발생하지 않았다. 이와 같은 결과로 기동시 환경에서 고분자 아크릴산 농도 100 ppm까지는 재료 건전성에 미치는 영향은 거의 없는 것으로 판단된다.

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