The problem of system reliability is very important issue in the digitalized nuclear power plant, because the failure of its system brings about extravagant economic loss, environment destruction, and fatal damage of human. Therefore the purpose of this study has developed the reliability evaluation model through the scoring model by the quantitative and qualitative factors in order to justify the evaluation considering the advanced safety factors in the Advanced Pressurized water Reactor 1400MWe(APR 1400MWe) under uncertainty. Especially, the qualitative factors considering the human, information control, and quality factors for the systematic and rational justification have been closely analyzed. The proposed model can be simply applied in real fields in order to minimize the industrial accidents in the digitalized nuclear power plant.
Advanced Pressurized Reactor 1400(APR-1400), which is a standard evolutionary advanced light water reactor(ALWR), has been developed from 1992 as one of long-term Government Project(G-7). The APR-1400 is designed to operate at the rated output of 4000MWt to produce an electric power output of around 1450MWe. The balance of plant (BOP) for the secondary system consists of main steam, feedwater, condensate, turbine generator and auxiliary system. In this paper, we describe the major design features of secondary component, balance of plant configuration, and then the turbine cycle thermal performance evaluation using PEPSE code.
Advanced Pressurized Reactor 1400(APR1400), which is a standard evolutionary advanced light water reactor(ALWR), has been developed from 1992 as one of long-term Government Project(G-7). The APR-1400 is designed to operate at the rated output of 4000MWt to produce an electric power output of around 1450MWe. Due to the increased electric power, In Nuclear Power plant huge quantities of heat are generated in the thermo-dynamic process used for producing electrical energy. So, There is considerationly additional cooling, Heat transfer area and increased cooling water of Heat Exchanger which take care of the different smaller cooling duties within the nuclear power plant. We review applying to PRE instead of Shell-and-Tube Heat exchanger. In this paper, we describe the major design features of PRE, Comparison between a PHE and a Shell-and-Tube Heat Exchanger, and then Applicability of Plate Heat Exchanger in Nuclear Power Plant Component Cooling water systems.
한수원 중앙연구원은 2007년부터 정부과제의 하나로 전기출력이 1500MWe급인 GEN III+ 원전 APR+를 개발해 왔다. APR1400 보다 안전성이 진전된 노형을 개발하기 위해 국내외에서 건설되거나 설계중인 ALWR의 개선된 설계특성을 조사하였다. 국내외의 원전건설 사업에 적합한 APR+ 표준설계를 개발하기 위해 신개념설계특성과 후쿠시마 원전사고 경험을 설계에 반영하였다. APR+의 안전성향상 표준설계 단계(2013.1 ~ 2015.12)에서 한 번의 경제성평가를 수행하였다. 설계 안전성향상 기술개발 단계에의 경제성 평가 결과 APR+ N-th호기는 국내석 탄화력 1000MWe급 대비 39.2% 경쟁력 우위인 것으로 평가되었다. 또한 APR+원전은 해외 원전 선진국 ALWR에 비해 동등 이상 수준의 경쟁력을 확보하는 것으로 평가되었다.
한수원 중앙연구원은 2007년부터 정부과제의 하나로 전기출력이 1500MWe급인 GEN.III+ 원전 APR+를 개발하고 있다. APR1400에 비해 보다 개선된 안전성과 경제성을 갖는 원전을 개발하기 위해 국내 건설 중인 원전과 해외에서 개발 또는 건설 중인 ALWR(Advanced Light Water Reactor)의 설계내용 및 후쿠시마 원전사고로부터 도출된 개선사항을 반영하여 한국 실정에도 맞고, 해외 수출형 원전에도 부합되는 원전을 설계하고 있다. APR+의 경쟁력을 확인하기 위해 APR+ 표준설계개발 단계에서 3회의 경제성 평가를 수행하였다. 표준설계개발 단계에의 3차(최종) 경제성 평가 결과 APR+ N-th호기는 국내석탄화력 1000MWe급 대비 약 23% 경쟁력 우위인 것으로 평가되었다.
The problem of qualitative reliability system is very important issue in the digitalized nuclear power plant, because the failure of its system brings about extravagant economic loss, extensive environment destruction, and fatal damage of human. Therefore this study is to develop the reliability evaluation model through the normalized scoring model by the quantitative and qualitative factors considering the advanced safety factors In the Advanced Pressurized water Reactor 1400MWe(APR 1400) under uncertainty Especially, the qualitative factors considering the information and human factors for the systematic and rational justification have been closely analyzed. The reliability evaluation model can be simply applied in real fields in order to minimize the industrial accident and human error in the digitalized nuclear power plant.
본 논문은 전기출력이 1400 MWe급으로 개발된 첨단 원자력 발전소인 APR1400(신형겨수로 1400) 제어계통에 적용되는 디지털시스템의 설계 및 성능 검증을 위해 개발 중인 디지털제어계통 검증시스템에 관한 것이다. APR1400 디지털제어계통은 발전소 출력 제어 및 안전운전과 관련 된 중요 기능들을 수행하며, 기존 원자력발전소와 달리 단일 디지털 Platform을 적용하고, Multi-Loop 개념과 네트워크을 적용하여 Controller와 케이블 수량을 줄인 특징을 가지고 있다. 이와 같을 설계는 지금가지 원자력발전소에는 적용된 적이 없기 때문에 사용자 측면에서는 디지털 제어 계통 설계 및 성능 관점에서의 검증을 위한 시스템이 요구되었다. 현재는 APR1400 시뮬레이터(발전소 모델링을 통한 모의시스템)를 이용한 검증시스템을 1차적으로 구축한 상태에 있으며, 시스템 전체 시험을 진행 중에 있다. 특히, 이번에 개발 중인 검증시스템은 구성이 간단하고 사용이 편리한 장점을 지니고 있을 뿐만 아니라 다양한 고장상황을 재현해 봄으로써 디지털제어계통의 성능을 확인해 볼 수 있는 특징을 보유하고 있다. 본 검증시스템의 활용방안으로는 첫째, 계통설계의 구현 가능성 관점에서의 확인시험을 수행하는 방안, 둘째, 발전소 시운전 착수 전 시운전요원 교육에 활용하는 방안, 셋째, 발전소 설계 변경 필요 시 설계 변경에 따른 영향 파악, 넷째, 디지털제어계통 유지보수 기술 습득 등에 효과적으로 활용 할 수 있을 것으로 본다. AFR1400 디지털제어계통은 현재 건설 중인 신고리 3,4호기 원자력발전소에 적용될 예정이며, 향후에는 해외 원자력 수출을 위한 기반기술로 활용될 수 있을 것으로 확신한다.
Standard design of APR+(advanced power reactor plus) was certified at 2014 by Korea regulatory body. Based on the experience gained from OPR1000 and APR1400, the APR1400 was being developed as a 1,500MWe class reactor using Korean technologies for design code, reactor coolant pump, and man-machine interface system. APR+ has been basically designed to have the seismic design basis of safe shutdown earthquake (SSE) 0.3g, a 4-train safety concept based on N+2 design philosophy, and a passive auxiliary feedwater system (PAFS). Also, safety issues on the Fukushima-type accidents have been extensively reviewed and applied to enhance APR+ safety. APR+ provides higher reliability and safety against tsunami and earthquake. The purpose of this paper is to implement probabilistic safety assessment considering these design features and to analyze sensitivity of core damage frequency for large loss of coolant accident of APR+.
APR1400은 1992년 12월부터 2001년 12월까지 약 10여년에 걸쳐 국가선도 기술개발과제를 통해 개발된 1,400MWe급 차세대 원자력발전소 노형으로, 건설을 위해서 약 6만 5천 장의 도면이 생산된다. 또한 수많은 도면 간 일치성 유지를 설계기준(Design Bases)에 따라 가장 높은 수준의 설계기준도면(Design Bases Drawing)를 작성하여 후속설계에 가이드라인 역할로 활용하고 있다. 하지만 설계기준도면이 문서기반으로 생산 관리되고 있고, 다양한 분야에서 파편적으로 운영되어 설계기준정보를 정확하게 인지하고 후속설계에 정확하게 반영하는데 어려움이 있었다. 따라서 본 연구는 문서기반의 설계기준도면의 한계를 인식하고, BIM 기반의 설계기준 통합관리 체계를 도입하여, 설계기준 정보를 체계적이고 정확하게 후속설계에 반영 할 수 있는 체계를 구축하였다. 특히 DBIL(설계기준정보층)개념을 도입하여 5가지 설계기준(물리적방호, 화재방호, 내부비산물방호, 내부침수방호, 방사선방호)을 적용하여 DBIL생성 및 속성을 분석하였다. 최종 결과물인 DBIL set와 Datasheet에는 실(Room), DBIL, 설계기준 속성, 빌딩 데이터(벽 바닥 슬라브, 문 창문, 수직 수평관통부)를 통합 추출하여 후속설계 자동화 및 설계검증에 활용할 수 있도록 하였다. 더 나아가 APR1400 DBIL에 적용되는 5가지 설계기준의 속성을 분석하여 후속호기 및 차세대 노형과의 비교를 통한 경제성 분석 등에 폭 넓게 활용할 수 있을 것이라 예상한다.
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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[게시일 2004년 10월 1일]
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