The nuclear power plants in South Korea have been designed in accordance with the U.S. Regulatory Guide 1.60 (R.G 1.60) design spectrum of which the peak frequency range is 2-10 Hz. The characteristics of the earthquakes at the Korea nuclear power plant sites were observed to be closer to that of Central and Eastern United States (CEUS) than the R.G 1.60, which is a lower amplification in a low frequency range, and a higher amplification in a high frequency range. The possibility of failure for sensitive power plant components in the high frequency range has been considered and evaluated. In this study, in order to improve the reliability of nuclear plant and administrative control procedures, seismic tests of an emergency diesel generator (EDG) were conducted using a shaking table under both high and low frequency ranges. From the tests, oil/lubricant leaks from the bolt connections, the fuel filter and the fuel inlet were observed. Therefore, the check list of nuclear plant components after an earthquake should include bolt connections of EDG as well as anchor bolts.
Studies on the application of the lead rubber bearing (LRB) isolation system to nuclear power plants are being carried out as one of the measures to improve seismic performance. Nuclear power plants with isolation systems require seismic probabilistic safety assessments, for which the seismic fragility of the structures, systems, and components needs be calculated, including for beyond design basis earthquakes. To this end, seismic response analyses are required, where it can be seen that the behaviors of the isolation system components govern the overall seismic response of an isolated plant. The numerical model of the LRB used in these seismic response analyses plays an important role, but in most cases, the extreme performance of the LRB has not been well studied. The current work therefore develops an extreme nonlinear numerical model that can express the seismic response of the LRB for beyond design basis earthquakes. A full-scale LRB was fabricated and dynamically tested with various input conditions, and test results confirmed that the developed numerical model better represents the behavior of the LRB over previous models. Subsequent seismic response analyses of isolated nuclear power plants using the model developed here are expected to provide more accurate results for seismic probabilistic safety assessments.
A seismic event caused an accident at the Fukushima Nuclear Power Plant, which further resulted in simultaneous accidents at several units. Consequently, this incident has aroused great interest in the safety of nuclear power plants worldwide. A reasonable safety evaluation of such an external event should appropriately consider the correlation between SSCs (structures, systems, and components) and the probability of failure. However, a probabilistic safety assessment in current nuclear industries is performed conservatively, assuming that the failure correlation between SSCs is independent or completely dependent. This is an extreme assumption; a reasonable risk can be calculated, or risk-based decision-making can be conducted only when the appropriate failure correlation between SSCs is considered. Thus, this study analyzed the effect of the failure correlation of SSCs on the safety of the system to realize rational safety assessment and decision-making. Consequently, the impact on the system differs according to the size of the failure probability of the SSCs and the AND and OR conditions.
COMCAF, a computer code for the common-cause failure analysis, is developed to treat the common-cause failures in nuclear power plants. In the treatment of common-cause failures, the minimal cut sets of the system are obtained first without changing the fault-tree structure. The occurrence probabilities of the minimal cut sets are then calculated accounting for the common-cause failures among components in the same minimal cut set or in different minimal cut sets. The basic parameter model is used to model the common-cause failures between similar or identical components. For dissimilar components, the assumption of symmetry used in the basic parameter model is applied to the basic events affecting two or more components. The top event probability is evaluated using the inclusion-exclusion method. In addition to the common-cause failures of components in the same minimal cut sets, failures of components in the different minimal cut sets are also easily accounted for by this method. This study applied this common-cause failure analysis to the PWR auxiliary feedwater system. The results in the top event probability for the system are compared with those of no common-cause failures.
Kim, Ji-Su;Lee, Han-Sang;Kim, Jong-Sung;Kim, Yun-Jae;Kim, Jin-Won
Nuclear Engineering and Technology
/
v.47
no.3
/
pp.340-350
/
2015
This paper proposes strain-based acceptance criteria for assessing plastic instability of the safety class 1 nuclear components made of ferritic steel during level D service loads. The strain-based criteria were proposed with two approaches: (1) a section average approach and (2) a critical location approach. Both approaches were based on the damage initiation point corresponding to the maximum load-carrying capability point instead of the fracture point via tensile tests and finite element analysis (FEA) for the notched specimen under uni-axial tensile loading. The two proposed criteria were reviewed from the viewpoint of design practice and philosophy to select a more appropriate criterion. As a result of the review, it was found that the section average approach is more appropriate than the critical location approach from the viewpoint of design practice and philosophy. Finally, the criterion based on the section average approach was applied to a simplified reactor pressure vessel (RPV) outlet nozzle subject to SSE loads. The application shows that the strain-based acceptance criteria can consider cumulative damages caused by the sequential loads unlike the stress-based acceptance criteria and can reduce the overconservatism of the stress-based acceptance criteria, which often occurs for level D service loads.
The international nuclear industry has undergone a lot of changes since the Fukushima, Chernobyl and TMI nuclear power plant accidents. However, there are still large and small component deficiencies at nuclear power plants in the world. There are many causes of electrical equipment defects. There are also factors that cause component failures due to human errors. This paper analyzed the root causes of failure and types of human error in 300 cases of electrical component failures. We analyzed the operating experience of electrical components by methods of root causes in K-HPES (Korean-version of Human Performance Enhancement System) and by methods of human error types in HuRAM+ (Human error-Related event root cause Analysis Method Plus). As a result of analysis, the most electrical component failures appeared as circuit breakers and emergency generators. The major causes of failure showed deterioration and contact failure of electrical components by human error of operations management. The causes of direct failure were due to aged components. Types of human error affecting the causes of electrical equipment failure are as follows. The human error type group I showed that errors of commission (EOC) were 97%, the human error type group II showed that slip/lapse errors were 74%, and the human error type group III showed that latent errors were 95%. This paper is meaningful in that we have approached the causes of electrical equipment failures from a comprehensive human error perspective and found a countermeasure against the root cause. This study will help human performance enhancement in nuclear power plants. However, this paper has done a lot of research on improving human performance in the maintenance field rather than in the design and construction stages. In the future, continuous research on types of human error and prevention measures in the design and construction sector will be required.
As the nuclear power plant has been constructed continuously for several decades in Korea, the welding technology for components manufacturing and installation has been improved largely. Standardization for weld test and qualification was also established systematically according to the concerned code. The welding for the main components requires the high reliability to keep the constant quality level, which means the repeatability of weld quality. Therefore the weld process qualified by thorough test and evaluation is able to be applied for manufacturing. Narrow gap SAW and GTAW process are usually applied for girth seam welding of pressure vessel like Reactor vessel, steam generator, and etc. For the surface cladding with stainless steel and Inconel material, strip welding process is mainly used. Inside cladding of nozzles is additionally applied with Hot wire GTAW and semi-auto welding process. Especially the weld joint having elliptical weld line on curved surface needs a specialized weld system which is automatically rotating with adjusting position of the head torch. The small sized pipe, tube, and internal parts of reactor vessel requests precise weld processes like an automatic GTAW and electron beam welding. Welding of dissimilar materials including Inconel690 material has high possibility of weld defects like a lack of fusion, various types of crack. To avoid these kinds of problem, optimum weld parameters and sequence should be set up through the many tests. As the life extension of nuclear power plant is general trend, weld technologies having higher reliability is required gradually. More development of specialized welding systems, weld part analysis and evaluation, and life prediction for main components should be taken into a consideration extensively.
Nuclear robots should be developed for the reduction of radiation exposure, lower man hours, shorter power outage, and also improved worker safety concerns in performing hazardous and dangerous tasks. Among the components of a nuclear robot system, a robot control system equivalent to a human brain is a crucial point because a nuclear robot does not work without a control system. Therefore, in this paper, we will explain the requirements for a robot control system for a nuclear robot from a general point of view and also review the robot control systems of nuclear robots that were developed domestically, to assist a researcher beginning with the design for the control system of nuclear robots. The explained robot control system will be useful to develop the control system for industrial robots, home robots and other robots which are needed for tele-operation and are controlled through the internet.
When newcomer countries consider a nuclear power programme, it is recognized that the most important organizations are the Nuclear Energy Programme Implementing Organization (NEPIO), the regulator, and an operating organization. Concerning the number of construction delays these days, one of the essential organizations is an Authorized Inspection Agency (AIA). According to World Nuclear Industry Status Report, all of the reactors under construction in eight out of the thirteen countries have experienced delays. Globally, the Flamanville 3 project and Sanmen Unit 1 are 6.5 years and 5 years late respectively. One of the major reasons of delay is due to inappropriate manufacturing and inspection on safety class components. The recommendations are made to develop such an organization: (i) find existing inspection organizations in relevant industries, (ii) contract with expatriates who have experience on nuclear inspection, (iii) develop a legislative framework to authorize the inspection organization with enforcement, (iv) include a contract clause in the BIS for developing the AIA, (v) hold training programmes from vendor country, (vi) during manufacturing and construction, domestic AIA shall be involved.
Journal of the Korean Society for Nondestructive Testing
/
v.5
no.1
/
pp.34-47
/
1985
The developing country, KOREA where does not possess the natural resources for traditional energy such as oil and gas, so. The nuclear energy is the most single reliable source available for closing the energy gap. For these reason, It is inavoidable to construct the nuclear power plant and to develop technology related nuclear energy. The rate of operation in large nuclear power facilities depends upon the performance of work system through design and construction, and also the applied technology. Especially, it is the most important element that safety and reliability in operation of nuclear power plant. In view of this aspects, Nuclear power plant is performed severe examinations during preservice and inservice inspection. This study provide an automation of analysis for volumetric examination which is required to nuclear power plant components. It is composed as follows: I. Introduction II. Inservice Inspection of Nuclear Power Plant ${\ast}$ General Requirement. ${\ast}$ Principle and Methods of Ultrasonic Test. ${\ast}$ Study of Flaw Evaluation and Design of Classifying Formula for Flaws. III. Design of Automation for Flaw Evaluation. IV. An Example V. Conclusion In this theory, It is classifying the flaws, the formula of classifying flaws and the design of automation that is the main important point. As motioned the above, Owing to such as automatic design, more time could be allocated to practical test than that of evaluation of defects, Protecting against subjective bias tester by himself and miscalculation by dint of various process of computation. For the more, adopting this method would be used to more retaining for many test data and comparative evaluating during successive inspection intervals. Inspite of limitation for testing method and required application to test components, it provide useful application to flow evaluation for volumetric examination. Owing to the characteristics of nuclear power plant that is highly skill intensive industry and has huze system, the more notice should be concentrated as follows. Establishing rational operation plan, developing various technology, and making the newly designed system for undeveloped sector.
본 웹사이트에 게시된 이메일 주소가 전자우편 수집 프로그램이나
그 밖의 기술적 장치를 이용하여 무단으로 수집되는 것을 거부하며,
이를 위반시 정보통신망법에 의해 형사 처벌됨을 유념하시기 바랍니다.
[게시일 2004년 10월 1일]
이용약관
제 1 장 총칙
제 1 조 (목적)
이 이용약관은 KoreaScience 홈페이지(이하 “당 사이트”)에서 제공하는 인터넷 서비스(이하 '서비스')의 가입조건 및 이용에 관한 제반 사항과 기타 필요한 사항을 구체적으로 규정함을 목적으로 합니다.
제 2 조 (용어의 정의)
① "이용자"라 함은 당 사이트에 접속하여 이 약관에 따라 당 사이트가 제공하는 서비스를 받는 회원 및 비회원을
말합니다.
② "회원"이라 함은 서비스를 이용하기 위하여 당 사이트에 개인정보를 제공하여 아이디(ID)와 비밀번호를 부여
받은 자를 말합니다.
③ "회원 아이디(ID)"라 함은 회원의 식별 및 서비스 이용을 위하여 자신이 선정한 문자 및 숫자의 조합을
말합니다.
④ "비밀번호(패스워드)"라 함은 회원이 자신의 비밀보호를 위하여 선정한 문자 및 숫자의 조합을 말합니다.
제 3 조 (이용약관의 효력 및 변경)
① 이 약관은 당 사이트에 게시하거나 기타의 방법으로 회원에게 공지함으로써 효력이 발생합니다.
② 당 사이트는 이 약관을 개정할 경우에 적용일자 및 개정사유를 명시하여 현행 약관과 함께 당 사이트의
초기화면에 그 적용일자 7일 이전부터 적용일자 전일까지 공지합니다. 다만, 회원에게 불리하게 약관내용을
변경하는 경우에는 최소한 30일 이상의 사전 유예기간을 두고 공지합니다. 이 경우 당 사이트는 개정 전
내용과 개정 후 내용을 명확하게 비교하여 이용자가 알기 쉽도록 표시합니다.
제 4 조(약관 외 준칙)
① 이 약관은 당 사이트가 제공하는 서비스에 관한 이용안내와 함께 적용됩니다.
② 이 약관에 명시되지 아니한 사항은 관계법령의 규정이 적용됩니다.
제 2 장 이용계약의 체결
제 5 조 (이용계약의 성립 등)
① 이용계약은 이용고객이 당 사이트가 정한 약관에 「동의합니다」를 선택하고, 당 사이트가 정한
온라인신청양식을 작성하여 서비스 이용을 신청한 후, 당 사이트가 이를 승낙함으로써 성립합니다.
② 제1항의 승낙은 당 사이트가 제공하는 과학기술정보검색, 맞춤정보, 서지정보 등 다른 서비스의 이용승낙을
포함합니다.
제 6 조 (회원가입)
서비스를 이용하고자 하는 고객은 당 사이트에서 정한 회원가입양식에 개인정보를 기재하여 가입을 하여야 합니다.
제 7 조 (개인정보의 보호 및 사용)
당 사이트는 관계법령이 정하는 바에 따라 회원 등록정보를 포함한 회원의 개인정보를 보호하기 위해 노력합니다. 회원 개인정보의 보호 및 사용에 대해서는 관련법령 및 당 사이트의 개인정보 보호정책이 적용됩니다.
제 8 조 (이용 신청의 승낙과 제한)
① 당 사이트는 제6조의 규정에 의한 이용신청고객에 대하여 서비스 이용을 승낙합니다.
② 당 사이트는 아래사항에 해당하는 경우에 대해서 승낙하지 아니 합니다.
- 이용계약 신청서의 내용을 허위로 기재한 경우
- 기타 규정한 제반사항을 위반하며 신청하는 경우
제 9 조 (회원 ID 부여 및 변경 등)
① 당 사이트는 이용고객에 대하여 약관에 정하는 바에 따라 자신이 선정한 회원 ID를 부여합니다.
② 회원 ID는 원칙적으로 변경이 불가하며 부득이한 사유로 인하여 변경 하고자 하는 경우에는 해당 ID를
해지하고 재가입해야 합니다.
③ 기타 회원 개인정보 관리 및 변경 등에 관한 사항은 서비스별 안내에 정하는 바에 의합니다.
제 3 장 계약 당사자의 의무
제 10 조 (KISTI의 의무)
① 당 사이트는 이용고객이 희망한 서비스 제공 개시일에 특별한 사정이 없는 한 서비스를 이용할 수 있도록
하여야 합니다.
② 당 사이트는 개인정보 보호를 위해 보안시스템을 구축하며 개인정보 보호정책을 공시하고 준수합니다.
③ 당 사이트는 회원으로부터 제기되는 의견이나 불만이 정당하다고 객관적으로 인정될 경우에는 적절한 절차를
거쳐 즉시 처리하여야 합니다. 다만, 즉시 처리가 곤란한 경우는 회원에게 그 사유와 처리일정을 통보하여야
합니다.
제 11 조 (회원의 의무)
① 이용자는 회원가입 신청 또는 회원정보 변경 시 실명으로 모든 사항을 사실에 근거하여 작성하여야 하며,
허위 또는 타인의 정보를 등록할 경우 일체의 권리를 주장할 수 없습니다.
② 당 사이트가 관계법령 및 개인정보 보호정책에 의거하여 그 책임을 지는 경우를 제외하고 회원에게 부여된
ID의 비밀번호 관리소홀, 부정사용에 의하여 발생하는 모든 결과에 대한 책임은 회원에게 있습니다.
③ 회원은 당 사이트 및 제 3자의 지적 재산권을 침해해서는 안 됩니다.
제 4 장 서비스의 이용
제 12 조 (서비스 이용 시간)
① 서비스 이용은 당 사이트의 업무상 또는 기술상 특별한 지장이 없는 한 연중무휴, 1일 24시간 운영을
원칙으로 합니다. 단, 당 사이트는 시스템 정기점검, 증설 및 교체를 위해 당 사이트가 정한 날이나 시간에
서비스를 일시 중단할 수 있으며, 예정되어 있는 작업으로 인한 서비스 일시중단은 당 사이트 홈페이지를
통해 사전에 공지합니다.
② 당 사이트는 서비스를 특정범위로 분할하여 각 범위별로 이용가능시간을 별도로 지정할 수 있습니다. 다만
이 경우 그 내용을 공지합니다.
제 13 조 (홈페이지 저작권)
① NDSL에서 제공하는 모든 저작물의 저작권은 원저작자에게 있으며, KISTI는 복제/배포/전송권을 확보하고
있습니다.
② NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 상업적 및 기타 영리목적으로 복제/배포/전송할 경우 사전에 KISTI의 허락을
받아야 합니다.
③ NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 보도, 비평, 교육, 연구 등을 위하여 정당한 범위 안에서 공정한 관행에
합치되게 인용할 수 있습니다.
④ NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 무단 복제, 전송, 배포 기타 저작권법에 위반되는 방법으로 이용할 경우
저작권법 제136조에 따라 5년 이하의 징역 또는 5천만 원 이하의 벌금에 처해질 수 있습니다.
제 14 조 (유료서비스)
① 당 사이트 및 협력기관이 정한 유료서비스(원문복사 등)는 별도로 정해진 바에 따르며, 변경사항은 시행 전에
당 사이트 홈페이지를 통하여 회원에게 공지합니다.
② 유료서비스를 이용하려는 회원은 정해진 요금체계에 따라 요금을 납부해야 합니다.
제 5 장 계약 해지 및 이용 제한
제 15 조 (계약 해지)
회원이 이용계약을 해지하고자 하는 때에는 [가입해지] 메뉴를 이용해 직접 해지해야 합니다.
제 16 조 (서비스 이용제한)
① 당 사이트는 회원이 서비스 이용내용에 있어서 본 약관 제 11조 내용을 위반하거나, 다음 각 호에 해당하는
경우 서비스 이용을 제한할 수 있습니다.
- 2년 이상 서비스를 이용한 적이 없는 경우
- 기타 정상적인 서비스 운영에 방해가 될 경우
② 상기 이용제한 규정에 따라 서비스를 이용하는 회원에게 서비스 이용에 대하여 별도 공지 없이 서비스 이용의
일시정지, 이용계약 해지 할 수 있습니다.
제 17 조 (전자우편주소 수집 금지)
회원은 전자우편주소 추출기 등을 이용하여 전자우편주소를 수집 또는 제3자에게 제공할 수 없습니다.
제 6 장 손해배상 및 기타사항
제 18 조 (손해배상)
당 사이트는 무료로 제공되는 서비스와 관련하여 회원에게 어떠한 손해가 발생하더라도 당 사이트가 고의 또는 과실로 인한 손해발생을 제외하고는 이에 대하여 책임을 부담하지 아니합니다.
제 19 조 (관할 법원)
서비스 이용으로 발생한 분쟁에 대해 소송이 제기되는 경우 민사 소송법상의 관할 법원에 제기합니다.
[부 칙]
1. (시행일) 이 약관은 2016년 9월 5일부터 적용되며, 종전 약관은 본 약관으로 대체되며, 개정된 약관의 적용일 이전 가입자도 개정된 약관의 적용을 받습니다.