본 논문에서는 면진시스템이 원전에 적용될 경우 원전구조물의 생애주기 성능에 미치는 영향을 소개한다. 최근 내진설계와 더불어 강진발생 예상 지역에 적용을 목적으로 개발되는 면진시스템은 구조물을 장주기화하여 응답가속도를 줄이고 상대변위를 늘려줌으로써 구조물의 안전성을 증진시키는 것으로 알려져 있다. 따라서, 구조물의 안전성이 중요시되는 원전구조물에 면진시스템을 적용하기 위한 연구가 국내에서 진행 중에 있다. 본 연구에서는 원전구조물의 생애주기 성능분석에 있어서 특징을 분석하고, 면진시스템이 적용될 경우 원전구조물의 생애주기성능에 있어서 미치는 영향을 평가함으로써, 도출된 결과를 면진시스템 적용의 정량적인 타당성 평가에 활용할 수 있다.

본 연구에서는 Steel Fiber를 원전 격납건물에 적용하기 위한 적용성 평가를 위해서 Steel Fiber가 삽입된 격납건물에 대 한 지진위험도 평가를 수행하였다. Steel Fiber를 콘크리트에 삽입함으로써 콘크리트의 구조적 성능에서 취약점인 인장성 능을 향상시킬 수 있고, 압축강도 및 전단강도도 증가시킬 수 있는 장점이 있기 때문이다. 그러나 아직까지 원전 격납건물 에 Steel Fiber를 적용하기 위한 노력은 진행되고 있지 않다. 재료적 우수성에도 불구하고 원전에 적용하기 위해서는 좀 더 많은 사용경험과 성능검증이 이루어져야 가능할 것이다. 따라서 본 연구에서는 원자력발전소 격납건물에 Steel Fiber를 사 용하였을 경우, 격납건물의 지진안전성의 변화를 살펴보기 위하여 기존의 실험자료를 이용하여 취약도 평가를 수행하였다. 분석결과 Steel Fiber의 함유로 인하여 전단성능과 연성능력이 증가하여 지진취약도의 향상으로 나타났다. Steel Fiber함유 량이 1.0%인 경우 지진내력이 10%가량 증가하는 효과를 얻을 수 있었다. 그러나 본 연구의 결과는 제한된 기존의 실험결 과를 이용한 예비해석이므로 Steel Fiber의 실제 적용성을 적확하게 분석하기 위해서는 Steel Fiber가 함유된 다양한 콘크 리트 부재실험을 통하여 그 물성의 변화를 파악하여야 할 것이다.

Recently, underground pipes are utilized in various fields of applications such as sewer lines, drain lines, water mains, gas lines, telephone and electrical conduits, culverts, oil lines, etc. Most of pipes are installed for long-term purposes and they should be safely installed in consideration of installation conditions because there are unexpected various terrestrial loading conditions. In this paper, we present the result of investigation pertaining to the structural behavior of glass fiber reinforced thermosetting polymer plastic (GFRP) flexible pipes buried underground. The mechanical properties of the GFRP flexible pipes produced in the domestic manufacturer are determined and the results are reported in this paper. In addition, ring deflection is measured by the field tests and the finite element analysis (FEA) is also conducted to simulate the structural behavior of GFRP pipes buried underground. From the field test results, we predicted long-term, up to 50 years, ring deflection of GFRP pipes buried underground based on the method suggested by the existing literature. It was found that the GFRP flexible pipe to be used for cooling water intake system in the nuclear power plant is appropriate because 5% ring deflection limitation for 50 years could be satisfied.

Our aim was to investigate the genotoxicity of ambient air in the Krakow area after Fukushima Nuclear Power Plant (NPP) accident and compare with results from Chernobyl fallout. For the detection of ambient air genotoxicity the technique for scr

공학적 안전설비 공기정화계통의 규제지침인 Reg. Guide 1.52(Rev.3)의 변경사항중 성능시험과 관련 한 운전가능성 시험시간 단축, HEPA 필터 현장누설시험용 시험물질 변경 및 활성탄 성능시험 Methyl Iodidie 투과허용율 상향 변경을 영광 5,6호기에 적용하고자, 모사실험장치와 현장 설비를 활용하여 기술 적 타당성을 확인하는 실험을 수행하였다. 10시간 이상의 장시간 운전가능성 시험을 통해 계통내 습분을 제거하여도 시험후 1∼4일만에 회복됨을 확인하여 운전가능성 시험은 기기적 운전가능성 점검에 적합한 매월 15분 이상의 시험을 수행하는 것이 타당함을 확인하였다. HEPA 필터 현장누설시험용 시험물질 변 경을 위해 DOP와 PAO의 에어로졸 입자크기, 발생량, 누설인지도를 비교한 결과 PAO는 원전에서도 DOP 대체시험물질로 사용 가능함을 확인하였다. 베드깊이 4 인치 이상의 활성탄여과기에 대한 Methyl Iodide의 투과율 허용치가 0.175 %에서 0.5 %로 상향 변경된 것은, ASTM D3803(1989)으로의 활성탄 성 능시험 방법 변경에 따른 것으로서, 30 ℃ 상대습도 95 %에서의 Methyl Iodide 투과허용율 0.5 %가 사용 중 활성탄의 성능을 시험하기에 충분히 보수적인 시험방법임을 확인하였다. 본 실험 결과를 바탕으로 영 광 5,6호기는 인허가변경을 완료하였다.

An Emergency Diesel Generator (EDG) installed in a nuclear power plant is the primary power source, supplying AC power to Class 1E power systems when the main turbine generator and offsite power source are not available. Thus, reliability of the EGD is essential for plant safety and availability. In this paper, the EDG is selected for a Long Term Asset Management (LTAM) strategy and the results are summarized briefly. The LTAM strategy is intended to provide an effective long-term planning tool for minimizing unplanned capability loss and then optimizing maintenance programs and capital investments consistent with plant safety and an identified plant operating strategy. Such an operating strategy might include license renewal or retaining the option for license renewal.

월성원자력발전소 주변해역에서 출현한 동물플랑크톤은 종 수준까지 동정이 가능한 32종을 포함하여, 총 63종과 85~28,087개체 m-3 범위였다. 연구해역에 분포하는 동물플랑크톤 군집의 구조를 분석한 결과, 전반적으로 배수구를 중심으로 북쪽과 동쪽에 위치한 정점군(그룹 A)과 취수구 아래쪽 정점군(그룹 B)의 두 개의 그룹으로 구분되었다. 동물플랑크톤 군집의 분리는 10월에 출현 종수가, 그 밖의 시기인 1월, 5월 및 8월에는 개체수가 영향

본 연구는 월성 원자력발전소 주변해역에 서식하는 대형저서동물의 출현 종수, 생물량 및 군집구조를 파악하기 위하여 2007년 10월부터 2008년 7월까지 계절별로 현장조사를 실시하였다. 총 163종의 대형저서동물이 출현하였고, 단위면적당 (m2) 개체수와 생체량은 각각 1,005개체와 21.81 gWWt이었다. 출현 개체수의 자료를 기초로 LeBris index (1988)를 이용하여 상위 10위까지의 우점종을 선정하였다. 개체수에 근거한 상위 1

본 연구에서는 원전 주제어실의 층 지진격리시스템에 대한 지진동 저감성능과 적용성을 평가하기 위해서 실험연구를 수행하였다. 층 지진격리시스템에 적용하기 위해서 납-고무 베어링(LRB)과 마찰진자장치(FPS)를 설계하고 제작하였다. 제어 캐비닛과 액세스 플로어로 구성된 원전 주제어실 부분 실험모형을 제작하여 납-고무 베어링과 마찰진자장치를 각각 설치하여 진동대 실험을 수행하여 지진응답특성을 비교, 평가하였다. 실험을 위해서 원전 주제어실의 운전기준지진(OBE)과 안전정지지진(SSE)의 수평방향 층응답 스펙트럼을 이용하여 인공지진 시간이력을 만들어서 진동대 실험에 사용하였다. 입력지진에 대한 실험모형의 지진응답은 마찰진자장치를 적용한 경우 상대적으로 우수한 지진동 저감특성을 나타냈다.

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.

본 연구에서는 원전 주제어실의 3차원 층 지진격리시스템에 대한 지진동 저감성능과 적용성을 평가하기 위해서 실험연구를 수행하였다. 3차원 층 지진격리시스템에 적용하기 위해서 마찰진자시스템과 에어 스프링을 설계하고 제작하였다. 제어 캐비닛과 액세스 플로어, 격자 프레임, 4개의 마찰진자와 에어 스프링으로 구성된 원전 주제어실 부분 실험모형을 2종류 제작하여 층 지진격리시스템의 원전 적용성을 평가하였다. 실험을 위해서 원전 주제어실의 운전기준지진(OBE)과 안전정지지진(SSE)의 수직방향, 수평방향 층 응답 스펙트럼을 이용하여 인공지진 시간이력을 만들어서 진동대 실험에 사용하였다. 입력지진에 대한 실험모형의 지진응답은 비 지진격리에 비해 3차원 층 지진격리시스템을 적용한 경우, 우수한 지진동 저감특성을 나타냈다

이 논문에서는 원전 격납건물의 극한내압능력 및 파괴모드 평가를 위해 개발된 비선형 유한요소해석 프로그램 NUCAS 코드에 대하여 기술하였다. NUCAS는 미시적인 재료모델을 도입한 퇴화 쉘 요소와 탄소성 재료모델을 도입한 저차고체요소로 구성되어 있고, 퇴화 쉘 요소와 저차고체요소는 유한요소에서 발생할 수 있는 강성과대(overstiffness) 및 묶임현상(locking phenomenon)을 방지하기 위해서 각각 가변형도법(assumed strain method)과 개선된 가변형도법(enhanced assumed strain method)을 적용하였다. 개발된 NUCAS코드의 성능을 검증하기 위해서 다양한 철근콘크리트 구조물의 벤치마크 테스트를 수행하였고, 그 결과로부터 이 논문에서 개발한 유한요소해석 프로그램의 해석결과는 실험결과와 잘 일치하였다.

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).

본 연구의 목적은 국내 실정에 적합한 원전 기초지반의 지진안정성을 평가할 수 있는 적절한 해석모델을 제시하는 것이다 입력지진의 작용방향, 경계조건, 해석모델의 폭 및 깊이, 단층연약대의 모델링방법 등의 해석조건에 대하여 활동면해석법, 등가정적해석법, 동적해석법을 적용하였다. 해석결과 측면경계조건은 등가정적 해석시 수평롤러, 동적해석시 전달경계, 해석영역의 폭은 구조물 폭의 5배 이상, 깊이는 구조물 폭의 2배 이상을 적용하는 것이 바람직한 것으로 나타났다.

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.

CE형 원자력발전소를 대상으로 운전중 격납건물내 주요지점의 중성자장을 측정하여 작업자가 받을 수 있는 예상 방사선 피폭선량 등을 평가하고, 국제방사선방호위원회의 구권고(ICRP-26) 및 신권고(ICRP-60)에 따른 방사선 피폭선량 비교 및 교정 중성자장과 실제 중성자장의 방사선가중치 등을 분석해보았다. 분석결과 신권고에 따른 중성자가중치는 구권고에 의한 값보다 배 높은 것으로 나타났으며 , 측정지점의 중성자 방사선가중치 평균은 교정 중성자장의 평균과 비슷하였다. 중성자 평균에너지는 로 교정 중성자장의 평균에너지 500 keV보다 낮아 이럴 경우 각 측정지점에 대한 측정값은 실제 등가선량보다 보수적으로 평가될 수 있음을 알 수 있었다

원전의 정상운전이나 해체시 발생될 수 있는 토양의 제염을 위한 토양제염장치를 개발하였으며 실증 실험을 수행하였다. 제염장치를 이용한 제염실험을 종합해본 결과 제염조건에 큰 상관없이 이상의 제염율을 얻을 수 있었다. 방사능 준위 및 토양입도에 의한 실험결과를 보면 낮은 방사능 농도 및 고입도의 제염율이 다소 높음을 알 수 있었다. 제염용액과 토양질량의 비에 따른 제염율은 제염제 부피를 두배로 높였을 경우 방사능 농도가 높은 경우에 큰 것으로 나타났다. 반복 제염은 의 다소 작은 입자에 더욱 효과적으로, 제염이 어려운 작은 입자의 반복제염시 방사능 저감 효과가 비교적 크게 나타났다. 본 오염토양 제염장치를 활용하면 원전에서 발생되는 오염토양의 방사능 농도를 줄일 뿐 아니라 처분양을 줄여 저장공간의 확보에 기여할 뿐만 아니라 향후 원전의 해체시에도 유용하게 활용될 수 있으리라 생각된다.