노후 원전 해체의 경우 부지 특성 및 최종 상태 조사 보고서에 해당 부지내 잔존가능성이 있는 방사성 핵종 정보에 대한 내용 을 포함하여야 한다. 미국 NRC의 경우 이에 해당하는 해체기술관련문서(DTBD)를 부지 특성 조사시에 부지이력조사(HSA) 와 같이 사업자 측이 제출하도록 규제하고 있다. 또한 해체기술관련문서는 방사선학적 부지 조사와 해체완료계획서에 포함 되어야 하는 내용으로써 부지 규제 해제와 재이용에 관해서 중요한 자료를 제공한다. 이 논문은 부지 별 잠재적 핵종에 대해 미국 원전의 해체 사례중 부지 특성 및 최종 상태조사 과정에서 결정하는 방법론을 분석하고 2017년 고리 1호기의 영구 운 전정지 후 이루어질 해체 과정에 필수적인 규제 지침과 기술적 근거 수립에 도움이 되고자 한다.

후쿠시마 원전사고 이후 광역의 방사성 오염부지가 발생되었으며, 이에 대한 제염작업으로 인하여 다량의 제염폐기물이 발 생하였다. 일본에서는 이를 보관하기 위하여 각 지역에 임시저장시설이 운영되고 있으며, 이들 시설들은 피난지시해제가 이루어진 지역의 일반인에 대하여 방사선학적 영향을 미칠 것으로 판단된다. 본 연구에서는 임시저장시설 인근에 거주하 는 일반인의 방사선학적 안전성 확보를 위하여 임시저장시설 특성에 따른 거리별 공간 방사선량률 및 선량제한치를 만족하 는 임시저장시설로부터의 이격거리를 평가하였다. 이를 위해 임시저장시설의 형태 및 크기, 복토 두께 등을 고려하였으며, MCNPX를 이용하여 방사선량률을 평가하였다. 복토에 의한 차폐효과는 두께가 10 cm일 때 68.9%, 30 cm일 때 96.9%, 50 cm 일 때 99.7%로 나타났다. 임시저장시설 형태에 따른 공간 방사선량률은 지상 보관형일 때 가장 높게 나타났으며, 이어서 반 지하 보관형, 지하 보관형일 순으로 나타났다. 임시저장시설 크기에 따른 공간 방사선량률은 5 × 5 × 2 m 시설을 제외한 시 설에 대하여 유사하게 나타났다. 이는 임시저장시설 내 적재된 제염폐기물에 의하여 자기차폐가 이루어지기 때문이다. 최종 적으로 크기가 50 × 50 × 2 m이고, 복토가 없는 임시저장시설의 경우, 지상 보관형의 평가된 이격거리는 14 m(최소농도), 33 m(최빈농도), 57 m(최대농도)이며, 반지하 보관형의 이격거리는 9 m(최소농도), 24 m(최빈농도), 45 m(최대농도), 지하 보관형의 이격거리는 6 m(최소농도), 16 m(최빈농도), 31 m(최대농도)로 나타났다.

Recently, many people have become interested in seismic stability enhancement and a chain of research and development be proceed for application of nuclear power plant according to increase the frequency and magnitude of earthquake event. Such as seismic isolation system is applied to general structure (architecture, bridge and LNG tank etc.) from ancient times. But the application results is limited for Nuclear power plant. In this paper, we proposed a stability of variable axial load from beyond design basis earthquake in Nuclear power plant. Also, the change of stiffness in isolator from the application of generally design equation is not equal to according to change in axial load compare with the experimental result in variable axial load. Therefore we proposed the empirical formula of design equation from test result of full-scale multi-lead rubber bearing for seismic analysis with real behavior (variable axial load) in the earthquake motion.

Currently, researches are being actively conducted in assessing seismic performance of nuclear facilities in USA and Europe. In particular, applying this technique of assessing seismic performance to design of isolation systems in nuclear power plants is being performed and then ASCE 4 Draft (2013) is being revised accordingly in the United States. In order to satisfy the probabilistic performance objectives described by seismic responses with certain confidence levels (ASCE 43, 2005), the probability distributions of these responses have to be defined. What is the minimum number of input ground-motions to obtain the probability distribution precise enough to represent the unknown actual distribution? Theoretical basis, for how to determine the minimum number of input ground-motions for given a logarithmic standard deviation to approximate the unknown actual median of the log-normal distribution within a range of error at a certain level of confidence, is introduced by Huang et al. (2008). However, the relationship between the level of confidence and the range of error is not stated in the previous study. In this paper, based on careful reviews on the previous work, the relationship between the level of confidence and the range of error is logically and explicitly stated. Furthermore, this relationship is also applied to derive the minimum number of input ground-motions in order to approximate the unknown actual logarithmic standard deviation. Several recommendations are made for determining the minimum number of input ground-motions in probabilistic assessment on seismic performance of facilities in nuclear power plants.

The Eradi Quake System (EQS) is a seismic isolation bearing system designed to minimize forces and displacements experienced by structures subjected to ground motion. The EQS dissipates seismic energy through friction of Poly Tetra Fluoro Ethylene (PTFE) disk pad. In general, a force-displacement relationship of EQS has post yield stiffness hardening during large inelastic displacement. In this study, seismic responses of seismically isolated nuclear power plant (NPP) subjected to design basis earthquake (DBE) and beyond design basis earthquakes (150% DBE and 167% DBE) are compared considering the post yield stiffness hardening effect of EQS. From the results, it can be observed that if the post-yield stiffness hardening effect of EQS is increased, the displacement response of EQS is reduced, and the acceleration and shear responses of containment structures of NPP is increased.

대규모 지진에 대한 원전의 안전성을 확보하는 방안으로 기존 원전 구조물에 면진장치를 설치하는 방안이 도입되고 있다. 면진장치를 설치함으로써 상부구조와 지반의 거동을 격리시킬 수 있고, 구조물 자체의 고유주기가 길어지게 되는데, 이를 통해 지진하중에 대한 구조물의 응답을 감소시킬 수 있게 된다. 특히 원전구조물 설계 시 원전구조물 자체뿐만 아니라 원전 내부 기기에 대한 안전성 확보가 필수적이다. 이를 위해 특정 층에 위치한 기기의 설계를 위해 각 층의 최대 요구 응답을 나타내는 층응답스펙트럼이 일반적으로 사용된다. 본 논문에서는 원전 구조물의 지진해석을 통해 특정 층의 층응답스펙트럼을 평가하고, 면진 장치의 거동 특성중 하나인 2차 경화에 대한 영향 또한 평가하였다.

대규모 지진에 대한 원전의 안전성을 확보하는 방안으로 기존 원전 구조물에 면진장치를 설치하는 방안이 도입되고 있다. 면진장치를 설치함으로써 상부구조와 지반의 거동을 격리시킬 수 있고, 구조물 자체의 고유주기가 길어지게 되는데, 이를 통 해 지진하중에 대한 구조물의 응답을 감소시킬 수 있게 된다. 특히 원전구조물 설계 시 원전구조물 자체뿐만 아니라 원전 내 부 기기에 대한 안전성 확보가 필수적이다. 이를 위해 특정 층에 위치한 기기의 설계를 위해 각 층의 최대 요구 응답을 나타 내는 층응답스펙트럼이 일반적으로 사용된다. 본 논문에서는 원전 구조물의 지진해석을 통해 특정 층의 층응답스펙트럼을 평가하고, 면진 장치의 거동 특성중 하나인 2차 경화에 대한 영향 또한 평가하였다.