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.

To understand the phytoplankton community in adjacent waters of Ulchin nuclear power plant (UNPP), abundance and the size fractionated chl-α concentrations were evaluated through seasonal interval sampling from April 2003 to February 2004. A total

원전 작업자 방사선량의 효과적인 저감을 위해서는 발전소 내에 축적된 작업자 피폭선량자료들을 분석하는 것이 반드시 필요하다. 자료의 분석을 통해, 발전소에서 수행되는 방사선작업들 중 반복적으로 고피폭을 유발하는 작업들을 파악하는 것이 필요하며, 본 연구에서는 이러한 반복성고피폭작업들을 도출하기 위한 방법론으로 백분위수 순위합 방법을 제안한다. 이는 비모수통계학 이론에 근거한 방법론으로, 본 연구에서는 이 방법을 이용하여 고리 3,4 호기 작업자 피폭선량 자료를 분석, 고피폭작업들을 도출하였다. 도출 결과는 통계적으로 검증되며, 그 결과 백분위수 순위합 방법의 효과 및 타당성을 입증하였다.

본 논문에서는 오래된 원자력발전소의 내진검증과 관련한 USI A-46 문제의 해결에 사용될 수 있는 캐비닛의 내진보강방안에 대해 연구하였다. 캐비닛 구조물의 동적거동특성을 파악하기 위하여 3종류의 모델링을 수행하였고 그 결과를 비교하였다. 또한 ICRS(In Cabinet Reponse Spectrum)의 저감을 위하여 1) 보강프레임, 2)감쇠기 설치, 3) 동조질량감쇠기 등 세 가지 내진보강방안에 대하여 구조물의 응답을 산정하였다. 해석결과, 가새보강 및 감쇠기를 설치하는 보강방법에서는 보강전의 구조물보다 큰 ICRS가 얻어지는 경우가 발생해 보강시 많은 주의가 요구된다. 동조질량감쇠기의 사용은 좋은 제진효과를 보였으나 실구조물과 정확한 진동특성을 반영한 모델의 작성이 중요한 것으로 판단되었다.

액체금속로 전열관재료용 개량 9Cr-1Mo강의 특성에 미치는 텅스텐의 영향을 고찰하기 위하여 개량 9Cr-1Mo강에 텅스텐을 2wt.% 첨가하여 템퍼링 온도에 따른 기계적 특성 및 미세조직의 변화를 조사하였다. 미세조직을 관찰한 결과 템퍼링시 전위회복에 의해 형성되는 셀 구조가 나타나는 템퍼링 온도는 개량 9Cr-1Mo강의 경우 700˚C인 반면, 텅스텐을 첨가한 9Cr-0.5Mo-2W강의 경우는 750˚C이었으며, 이 결과로부터 텅스텐 첨가는 전위회복을 지연하였음을 알 수 있다. 텅스텐을 첨가하여도 템퍼링 온도에 따라 생성되는 석출물의 종류는 차이가 없었으나, 텅스텐을 첨가한 강에 있는 석출물에는 텅스텐이 포함되어 있었다. 텅스텐의 첨가로 경도값, 고온 인장강도 그리고 항복강도가 증가하였다. 이것은 텅스텐 첨가로 인한 미세구조의 안정화에 기인하는 것으로 보인다. 충격시험에서는 항복강도가 낮은 개량 9Cr-1Mo강이 더 우수한 충격파괴특성을 가졌다.

원자력발전소중 안전과 관련된 구조물은 지진의 가능성에 대비하여 그의 구조적 안전성과 가용성이 검중되어야 한다. 본 논문은 원자력발전소 보호시스댐 캐비넷올 예롤 들어 그에 대한 내진검증 방법올 보였다. 캐비넷의 유한요소모델을 작성하여 통특성올 구하였고 그 모우드값을 입력지진스펙트럼과 비교한 결과 구조물의 1 차모우드가 입력스펙트럼의 야앓와 일치함으로써 셜계변경의 필요성이 대두되었다. 이 peak 값을 피하기 위하여 캐비넷의 구조를 변경하였고 변경된 구조물에 대하여 웅답스텍트럽해석과 시간 이력해석올 수행하여 구조적 건전성과 가용성올 보임으로써 설계변경된 캐비넷의 내진검증을 확인하였 다

원자로내부구조물의 설 계시 필요한 동적응답해석을 위하여 각 구조물의 정확한 진동특성 을 파악한 필요가 있다. 한국표준형 원자력발전소를 위하여 설계된 제어 봉 집합체 보호구조품은 기존의 설계로 부터 많은 설셰 변경이 있었고， 또 이 구조물은 튜우브와 앓은 판이 사각격자형태로 이 루 어져 었고 연 결 봉에 의해 고정되는 동 매우 복잡한 형태로 구성되어 있어서 해석과 시험에 위한 진동측정프로그램을 수행 할 펼요성이 대두되었 다. 따라서 본 논문에서 는 보호구조물의 진동시험을 수행하여 통적특성을 구하였고 또한 유한요소모델 을 이 용하여 해석에 의해 시험조간하에서의 고유진동수와 모두드형상을 구하였다. 시험과 해석에 의한 모우드특성 욕 비교하 겸과 매우 잠 일치함으로써 구조물의 동적응답을 구하기 위한 해석모델의 타당성플 보였다

원자로 내부구조물의 설계시 필요한 동적웅답해석을 위하여 각 구조물의 정확한 진동특성을 파악할 필요가 있다 한국 표준형 원자력발전소를 위하여 설계된 제어몽집합체 보호구조불은 기존의 설계로 부터 많은 설계변경이 있었고， 또 이 구조물은 튜우브와 앓은 판이 사각격자 형태로 이루어져 있고 연결봉에 의해 고정되는 퉁 매우 복잡한 형태로 구성되어 있어서 해석과 시험에 의한 진통측정 프로그램을 수행할 필요성이 대두되었다. 따라서 본 논문에서는 진동측정 프로그램의 첫 단계로서 범용구조해석코드인 ANSYS 를 이용하여 시험전 해석올 수행하였다， 또 자유도의 수와 앓은 판에 있는 구멍 및 연결봉의 pre-load가 구조물의 자유진동수에 미치는 영향을 검토하였다. 이로부터 결정된 유한요소모텔에 대하여 모우드해석올 수행하여 구조물의 고유진동수와 모우드형상을 구하였고， 조화운동해석 (Harmonic Analysis) 을 행하여 주요모우드에 대한 웅답올 측정함으로써 추후에 수행될 전동측정 시험조건 즉 웅답측정부위， 측정위치의 수， 측정진동수의 범위 및 가진력의 크기 등을 결정하였다.