Periodic safety review on Kori Unit 1 has been successfully done for the first time in Korea. 11 safety factors of the review were fully evaluated in accordance with the domestic legal system. Although it is the oldest nuclear power plant in Korea, Kori Unit 1 was found to have maintained good operating conditions and continuously enhanced its safety by implementing post-TMI action plans and other safety issues, such as replacing steam generators and process/control system. It can be therefore confirmed that safe operation of Kori Unit 1 is guaranteed until next periodic safety review. Nevertheless, some corrective action items were recommended to enhance further its safety level, such as equipment qualification, additional ageing management program, strengthening of some procedures related to administration and human factor. The results of PSR can be utilized for the continued operation beyond the design life as long as the plant safety is maintained and improved. Experiences of the PSR on Kori Unit 1 can be also applied to PSR on other plants.
원자력발전소 열교환기 튜브의 대부분은 구리, 티타늄, 인코넬합금 등의 비자성체로 제작되어 있으나 2차 터빈계통의 습분분리재열기(moisture separator & reheater), 급수가열기 등의 튜브는 고압, 고온 등의 열악한 운전조건에서 상대적으로 고온 강도가 우수한 탄소강 또는 페라이트계열 스테인레스강 등의 자성체로 제작되어 있다. 특히 습분분리재열기 튜브와 같은 열교환 매체가 증기인 경우 열전달 능력을 증가시키기 위해서 핀 튜브를 사용한다. 탄소강 또는 페라이트계열 스테인레스강 등의 자성체 튜브는 고온, 고압에서 강도가 우수하지만 운전 중에 증기 커팅, 침식, 기계적 진동 마모, 응력부식균열 등의 사용 중 결함이 발생하여 발전소 정상운전에 지장을 초래할 수 있기 때문에 전열관의 건전성 평가를 위한 주기적인 비파괴검사의 수행이 필요하다. 하지만 자성체 열교환기 튜브는 투자율이 높은 전기적 특성으로 인하여 기존의 와전류검사기술로는 비파괴검사가 어렵기 때문에 원격장검사기술을 적용해야 한다. 따라서 본 연구에서는 원자력발전소 습분분리재열기세관의 현장적용에 필요한 검사기술을 개발하기 위해서 원격장탐촉자, 인공결함 시험편 및 탐촉자 구동장치를 설계하였으며, 이를 활용하여 발전소 현장 검사에 적용하였다.
원전 증기발생기 전열관의 건전성을 평가하기 위해서 여러 가지 와전류검사 기법이 적용되고 있다. 이와 같은 와전류검사 기법중에서 보빈탐촉자 기법은 전열관에 발생할 수 있는 축방향균열, 마모 검사에 적용하고 있으며, MRPC 기법은 튜브시트 상단 및 곡관부위 균열의 정밀검사에 적용된다. 원전 증기발생기 전열관의 설치공정 혹은 운전중에 전열관에 덴트(dent, 혹은 ding) 및 벌지(bulge)가 형성될 수 있으며, 와전류검사에서 이러한 지시는 결함으로 간주하지 않기 때문에 일정 크기 이상의 지시만 검사보고서에 기록하여 관리하고 있다. 이러한 지시는 보빈탐촉자 기법으로 용이하게 검출이 가능하고 보빈단면형상검사에 의해 대략적인 크기의 측정이 가능하지만, 정확한 크기 및 형상은 알 수는 없으므로 본 연구에서는 단면형상검사의 정확도를 증가시키기 위해 $8{\times}1$ 다중코일 탐촉자를 설계 개발하여 그 정확도를 평가하였다. 한편, OPR-1000형 증기발생기 전열관의 튜브시트 확관 천이영역에 형성된 덴트부위에 균열성 결함이 발생할 가능성이 높기 때문에 일부 발전소에서는 예방차원의 슬리빙을 수행하고 있다 이와 같은 슬리빙 대상 전열관 선정시 본 검사기법을 활용하면 유용할 것으로 판단된다.
Boiler high-temperature pipelines such as main steam pipe, header and steam drum in fossil power plants are degraded by creep damage due to severe operationg conditions like high temperature and high pressure for an extended period time. Such material degradation lead to various component faliures causing serious accidents at the plant. Conventional measurement techniques such as replica method, electric resistance method, and hardness test method have such disadvantages as complex preparation and measurement procedures, too many control parameters, and therefore, low practicality and they were applied only to component surfaces with good accessibility. In this study, both artificial creep degradation test using life prediction formula and frequency analysis by ultrasonic tests for their preparing creep degraded specimens have been carried out for the purpose of nondestructive evaluation for creep damage which can occur in high-temperature pipelline of fossil power plant. As a result of ultrasonic tests for crept specimens, we confirmed that the high frequency side spectra decrease and central frequency components shift to low frequency bans, and bandwiths decrease as increasing creep damage in backwall echoes.
The P&S(Power Plant Simulation System) is a powerful simulation software system for the dynamic behavior of power plants. The P&S module libraries provide plant models with higher flexibility of dynamic simulations for process and control designs. The P&S software was effectively available for PCS based on Linux and modem workstations based on Unix. The P&S was applied for simulating the dynamic behaviors of the SOVR(Supercritical Once-Through Variable Pressure Reheater) according to the operations such as stan-up, shutdown, load following, load change and trip in order to obtain an optimal operation procedure for Unit 5/6 of Taeahn fossil power plant consisted of SOVRs and steam turbines.
Currently most nuclear power plants(NPPs) are adopted the mid-loop operation to minimize the overhaul period and save the operating cost. For mid-loop operation it is essential to install nozzle dam between RCS pipe and steam generator(SG). Because SG remains more highly contaminated with radioactive material than any other parts of the NPPs, the repairmen are very reluctant to carry out installing nozzle dam inside the SG. Until now, unfortunately, it appears that no practically applicable device was developed to provide the longstanding demand. Also the accidents have been reported by licenser event report during this operation mode due to loss of residual heat removal(RHR). The purpose of this paper is to conduct remotely blocking and disintegration of nozzle of a SG which has the highest radiation exposure during the maintenance in NPPs. The remote nozzle blocking device of a SG includes three bladders, hubs, air controller provisions to supply and contact air pressure into the bladders. This remote nozzle block device will give the larger operation margin to prevent the loss of RHR and minimize the radiation exposure dose to the repairman and shorten the overhaul periods.
Feedwater heaters of many nuclear power plants have recently experienced severe wall thinning damage, which will increase as operating time progresses. Several nuclear power plants in Korea have experienced wall thinning damage in the area around the impingement baffle-installed downstream of the high pressure turbine extraction steam line- inside number 5A and 5B feedwater heaters. At that point, the extracted steam from the high pressure turbine is two phase fluid at high temperature, high pressure, and high speed. Since it flows in reverse direction after impinging the impingement baffle, the shell wall of the number 5 high pressure feedwater heater may be affected by flow-accelerated corrosion. This paper describes the comparisons between the numerical results using the FLUENT code and the down scale experimental data on effect of geometry of the impingement baffle plate on the shell wall thinning. Additionally, a new type impingement baffle plate was installed above the impingement baffle plate in the feedwater heater and then the numerical and experimental study were performed in the same progress.
화력발전소 보일러 고온배관인 주증기관, 헤드 및 증기드럼 등의 설비들은 장시간동안 고온고압의 가혹한 조건으로 운전됨에 따라 크리프손상에 의해 열화되고 있다. 이들 설비의 크리프손상측정에 적용되는 종래의 비파괴기법인 레프리카법, 전기저항법 및 경도법 등은 복잡한 측정절차 및 접근성, 검사결과의 신뢰도 및 측정정도 등 여러가지면에서 단점이 많다. 따라서 본 논문에서는 화력발전소 주요 고온배관에서 발생되는 경년열화인 크리프손상에 대한초음파 측정연구를 수행한 결과로서, 고온배관재료인 Cr-Mo강의 크리프 인공열화재를 대상으로 이들에 대한 크리프손상 상태별 초음과 음속(sound velocity) 및 감쇠(attenuation)의 초음파 신호특성을 평가하였다.
Wall thinning of carbon steel pipe components due to Flow-Accelerated Corrosion (FAC) is one of the most serious threats to the integrity of steam cycle piping systems in Nuclear Power Plants (NPP). Since the mid-1990s, secondary side piping systems in Korean NPPs have experienced wall thinning, leakages and ruptures caused by FAC. Korea Electric power Research Institute (KEPRI) and Korea Hydro & Nuclear Power Co., LTD. (KHNP) have conducted a study to develop the methodology for systematic pipe management and established the Korean Thinned Pipe Management Program (TPMP). To effectively maintain the integrity of piping system, FAC engineer should understand the criterions of the structural integrity evaluation and the safety margin assessment for the thinned pipe component. This paper describes the technical items of TPMP, and shows the example of the integrity evaluation and safety margin assessment for three thinned pipe component of a NPP.
발전설비에서 용접 구조물의 신뢰성은 매우 중요하며, 구조물 신뢰성평가를 위해서는 재료물성의 정확한 평가에 근거되어야 한다. 발전설비의 건설중 용접부의 물성평가는 실제 용접부에서의 파괴시험이 어려우므로 현장 용접부와 유사하게 용접, 시험한 결과인 PQR(Procedure Qualification Record)에 의해서만 보증을 하고 있다. 이런 문제점을 해결하기 위하여 현장 용접부에 대하여 비파괴적으로 기계물성 측정이 가능한 연속압입시험법을 적용하였다. 연속압입시험법은 압입시 압입하중-깊이를 측정하여 항복강도, 인장강도 그리고 가공경화지수와 같은 기계적 특성들의 분석이 가능한 시험법으로, 화력 발전소 건설 및 운전중 주증기관과 재열증기관의 기계인장물성을 평가하기 위하여 적용하였다.
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.