본 연구는 원자력발전소에 설치되는 캐비닛형 전기기기의 동적 진동시험 자료를 이용하여 캐비닛의 지진응답을 예측할 수 있는 기법을 제안하였다. 제안된 기법은 1) 절점질량 이상화 모델에 기반한 등가 지진하중 산정, 2) 진동시험자료에 기반한 캐비닛 구조의 입출력 상태방정식 규명, 3) 산정된 등가지진하중과 규명된 입출력 상태방정식을 사용한 지진응답산정의 과정으로 구성된다. 제안된 기법은 유한요소기법(FEM) 모델 개선(Model Updating)에 기반한 지진응답예측기법에 비하여 모델링 오차가 개입 되지 않는 장점을 가진다. 캐비넷 구조를 이상화한 2차원 프레임 모델과 3차원 상세 모델에 대한 수치검증을 통하여 제안된 기법이 지진응답을 매우 정확하게 예측을 함을 관찰하였고, 측정 노이즈에 대해서도 강인함을 관찰하였다. 추후연구로 실험검증이 요구된다.

An emergency diesel generator(EDG) manufactured by a French company Wartsila SACM is a tandem type engine and consisted of two 10 cylindered diesel engines on each side. The maintenance manual provided by the manufacturer recommends that engine bearing be inspected every 15 years. However, it is difficult to inspect them because the manhole located in the lower compartment of the engine is too small for maintenance worker to access engine internals. Furthermore, the EDG should be disassembled and then overturned to inspect bearings unlike other EDG type. Such process will take longer period time than ordinary maintenance period. So it is not possible to inspect the main engine bearing and crank shaft during a routine or scheduled maintenance. In this paper, five methods are proposed and estimated to resolve the problem and the optimal maintenance method is chosen among them. The proposed optimal maintenance plan makes it possible to perform proper maintenance during regular maintenance period and to lower maintenance cost considerably.

전세계 주요 원자력선진국들의 사용후핵연료 처리에 대한 기술 및 정책현황을 알아보고 향후 우리나라의 연구방향을 제시해 보았다. 재처리 정책을 가진 소위 핵연료주기 국가들은 최근 선진핵 연료주기기술에 기초한 새로운 사용후핵 연료 관리정책을 발표하였다. 그 정책은 사용후핵연료 내에 함유된 우라늄 또는 초우란 원소들을 재순환하고 고독성의 방사성 물질 및 장반감기를 가진 물질들을 소멸하거나 단반감기 원소로 변환하는데 초점을 맞추고 있다. 이러한 정책은 원자력의 자원 활용성을 높일 뿐만 아니라, 영구 처분할 고준위폐기물의 양을 감소시켜 궁극적으로 원자력의 지속가능성을 높여 준다. PUREX 방법에 기초한 습식재처리를 우선순위로 선택한 대부분의 국가들은 이 습식방법이 건식방법에 비해 실용화에 앞서 있음을 그 선택 의 근거로 든다. 그러나 습식방법은 건식에 비해 핵확산저항성 측면에서 더욱 민감하다. 왜냐하면 이 습식방법은 약간의 공정수정에 의해 순수 플루토늄을 회수 할 수 있기 때문이다. 반면에 아직까지 실용화 단계까지는 도달해 있지 않지만 고온 용융염을 사용하는 Pyroprocess와 같은 건식처리 방법은 순수한 플루토늄을 회수 할 수 없어서 핵비확산성 측면에서 유리하며, 제4세대 원자로로 고려되는 고속로의 핵연료주기 등에도 여러 가지 이점을 가지고 있다. 따라서 우리나라의 경우 현재 이 Pyroprocess에 대한 연구가 활발히 진행되고 있다.

IP-2형 운반용기는 정상운반조건에서의 자유낙하시험 및 적층시험을 수행한 후에 운반내용물의 분산 및 유실이 없어야 하며 외부표면에서의 방사선량률이 20%이상 증가할 수 있는 차폐능력의 상실이 없어야 한다. 본 연구에서는 두꺼운 철판을 구조재로 사용하며 볼트체결방식의 뚜껑을 가진 IP-2형 운반용기에 대한 구조 안전성을 평가하기 위한 해석적인 방안을 제안하였다. 해석적인 방법을 통하여 원자력발전소에서 발생된 방사성폐기물 드럼을 폐기물 처리시설에서 임시저장고까지 운반하기 위한 두 종류의 IP-2형 방사성폐기물 운반용기에 대하여 자유낙하조건에서 운반내용물의 분산 및 유실과 차폐손실이 없음을 확인하였다. 자유낙하조건에서 운반내용물의 분산 및 유실을 평가하기 위하여 최대 볼트단면 평균응력값과 최대 뚜껑열림량을 볼트의 인장강도와 뚜껑부에 존재하는 단차와 비교 평가하였다. 또한 최대 차폐두께 감소량을 이용하여 차폐손실을 평가하였다. 자유낙하조건에 대한 동적충돌해석을 검증하고 구조 안전성을 시험적으로 평가하기 위하여 자유낙하시험을 다양한 방향으로 실시하였다. 자유낙하시험에서는 운반내용물의 분산 및 유실은 볼트체결방식의 뚜껑에서 볼트의 파손 및 플랜지의 변형 등을 검사하여 평가하였으며, 차폐손실은 초음파 두께 측정기를 이용한 차폐두께를 측정하여 평가하였다. 해석에 대한 검증을 위하여 시험에서 취득한 변형률과 가속도를 동일한 위치에서 얻어진 해석결과와 비교하였다. 해석결과는 시험결과에 비하여 보수적인 결과를 보여주므로 해석에서 입증한 IP-2형 방사성폐기물 운반용기의 안전성은 보수적인 결과이다. 마지막으로 유한요소해석을 통하여 적층조건에 대한 IP-2형 방사성폐기물 운반용기는 안전함을 입증하였다. 적층해석에서 차폐체의 응력은 항복응력에 비하여 1/3정도의 작은 값을 보였다. 두 종류의 IP-2형 방사성폐기물 운반용기는 정상운반조건에서의 자유낙하시험 및 적층시험에 대하여 안전함을 입증하였다.

우리나라를 포함한 일본 및 미국과 독일, 영국, 프랑스 등 유럽국가의 원자력발전소 해체에 관한 규제제도 조사를 수행하였다. 각국의 해체에 관한 규제제도에 관하여 규제정책, 법규, 인허가 절차, 검사, 대중참여 등의 항목별로 비교분석을 수행하였다. 향후 본 조사결과는 국내의 가동 원자력발전소의 폐로 및 해체에 대비한 국내 제도 개선방향 수립에 참조자료로서 활용될 예정이다.

The main objective of this paper is to search whether containment vessel's best pressure may increase until how long when loss of coolant accident (LOCA) happened in containment vessel of Ulchin nuclear power plant 1 and 2. Another goal of this research is to find the influential factors that increase containment vessel pressure. Model for this research is Ulchin nuclear power plant 1 with 10 cycles. Data were collected by simulator of Ulchin nuclear power plant 1 and design of experiment was used for data analysis. For the experiment, seven factors that are going to influence in containment vessel pressure were chosen. It was found that fatter which influences in early rise of containment vessel pressure after LOCA is only explosion size. Also, containment vessel's best pressure (3.74 bar.a) was much lower than limit (4.86 bar.a) of FSAR (Final Safety Analysis Report).

The Main Control Room(MCR) of Korean Next Generation Reactor(KNGR) has faced entirely new operation environment. The Computerized Procedure System(CPS) is completely different from existed Paper-based Procedure(PBP). The CPS which is improved by evaluation in this study is ready to be applied to the ergonomic foundations. In this study, we redesigned displays of the CPS as a Man-Machine Interface System(MMIS) to maximize human performance and to minimize human error and proposed an alternative display designs of the CPS applying principles related with MMIS.

발전소 내 방사화 부식생성물의 대부분을 차지하고 있는 니켈 페라이트계 부식생성물을 모사 발생시키기 위한 고온 고압용 장치를 제작하여 연구를 수행하였다. 배관형 포집기를 이용한 부식생성물 발생장치로부터 방사화 부식생성물과 가장 유사한 부식생성물을 얻을 수 있었다. 발전소에서 입자성 부식생성물이 발생되는 원리인 온도에 따른 용해도 차이를 구현하기 위하여 270C에서 부식반응이 일어나 상대적으로 높은 온도를 가진 포집용 장치에 부식생성물이 포집되도록 장치를 제작하였으며 , 발생된 부식생성물은 주사전자현미경 관찰과 EDAX를 통한 조성분석으로 그 특성을 관찰하였다. 부식생성물은 포집 된 위치 에 따라서 침상 형태의 산화물과 결정 형태의 산화물로 나뉘었으며, 조성 분석 결과 결정 형태의 부식생성물이 니켈 페라이트로서 발전소에서 발생되는 입자성 부식생성물과 유사한 것을 알 수 있었다.

본 연구에서는 국내 원전이 위치한 지역의 토양에서 의 축적 경향을 파악하기 위하여 원전이 위치한 영광군 관내의 평지와 고산지대인 금정산, 불갑산 및 영광원전으로부터 원거리에 위치한 내장산 등을 대상으로 토양중 의 화학적인 특성과 고도에 따른 의 축적 경향을 평가하기 위한 실험을 수행하였다. 일반적으로 국내 토양 중 의 농도는 불검출 의 범위 내에 있으며 본 연구에서 측정한 평지부분과 고산지대인 원전으로부터 2 km 떨어진 금정산, 약 20 hn 떨어진 불갑산 및 원거리에 위치한 내장산에서도 지금까지의 농도 범위에 들었다. 그러나 고산지대는 평지에서와는 다르게 고도가 증가함에 따라 농도도 증가하는 경향을 보이고 있고, 정상 부분이 하부 부분보다 더 높게 나타났고 영광원전 인근 일반평지부분보다는 의 농도는 배 정도 높은 경향을 나타내었다. 연구결과 의 분포는 지형적 요인(고도) 및 토양의 화학적 요인(양이온치환용량)과 상관성이 큰것으로 나타났다. 지형적 요인으로는 주로 고도를 들 수 가 있는데 높은 고도의 산의 경우 대기중 이 토양에 침투되는 기회가 커짐으로 동일한 토질 조건의 평지 토양에 비해 높은 준위를 나타내었다 토양의 화학적 요인으로는 양이온치환용량이 주요 인자임이 규명되었다. 양이온치환용량은 침적된 을 토양에 고정시키는 능력을 나타내며 같은 지형조건에서 높은 양이온치환용량을 가진 시료가 낮은 양이온치환용량을 가진 토양에 비해 농도는 높은 값을 보였다.