원전의 안전한 해체 관리를 위해 원전 해체 비용 평가는 매우 중요하다. 가장 많은 원전 해체 경험을 갖고 있는 미국의 경우 1970년대부터 원자력시설의 해체를 위하여 비용평가 연구를 진행하였다. 미국 NRC는 다양한 로형 및 원자력시설에 대한 해체 기술, 안전성 및 비용에 대한 연구를 수행하였다. 전체 해체 비용에서 운영허가종료비용이 가장 큰 비중을 차지하며, 그 다음으로는 사용후핵연료 관리, 부지복원순으로 평가되었다. 해체비용은 전체비용에 있어 운영허가종료가 제일 큰 비중을 차지하며 사용후핵연료관리, 부지복원 순으로 평가되었다. 즉시해체의 경우 지연해체에 비해 사용후핵연료관리 비용이 증가하였으며 지연 해체의 경우 운영허가종료의 비용이 증가하였다. 전반적으로 즉시해체에 비해 지연해체의 경우가 뚜렷하게 이득이 보이지 않고 있다. 국내 원전 해체 비용 평가시 부지 조건에 따른 평가를 고려해야할 필요가 있다고 판단된다. 또한 국내의 경우 IAEA의 권고사항을 적용하여 방사성폐기물 분류체계를 재정비하였다. 이에 따라 해체시 발생하는 방사성폐기물 물량 산정시, 선행 미국 원전해체 자료를 신분류체계에 적합하게 활용하기 위한 방법을 개발해야할 필요가 있다. 특히 자체처분 대상폐기물 평가 방법론 설정은 해체비용의 정확성을 확보하는 중요한 인자로 작용할 것이다. 또한 국내 원전해체 비용 평가를 위하여 시설 특성과 작업 특성에 적용할 수 있는 정보자료 구축이 필요하다.

Concrete structure for nuclear power plant is mass concrete structure with large wall depth and easily permits cracking in early age due to hydration heat and drying shrinkage. It always needs cooling water so that usually located near to sea shore. The crack on concrete surface permits rapid chloride intrusion and also causes more rapid corrosion in the steel. In the study, the effect of age and crack width on chloride diffusion is evaluated for the concrete for nuclear power plant with 6000 psi strength. For the work, various crack widths with 0.0~1.4 mm are induced and accelerated diffusion test is performed for concrete with 56 days, 180days, and 365 days. With increasing crack width over 1.0mm, diffusion coefficient is enlarged to 2.7~3.1 times and significant reduction of diffusion is evaluated due to age effect. Furthermore, apparent diffusion coefficient and surface chloride content are evaluated for the concrete with various crack width exposed to atmospheric zone with salt spraying at the age of 180 days. The results are also analyzed with those from accelerated diffusion test.

본 연구는 부산광역시 거주민을 대상으로 원전주변 갑상선암 논란에 따른 원자력에 대한 전반적 인식을 분석하기 위해 위험도, 발전방식에 대한 선호도 및 경제성, 사전-사후 원자력에 대한 인식 등을 조사하였다. 그 결과, 원전 주변 갑상선암 논란을 계기로 국민들의 원자력에 대한 인식에 변화가 있는 것으로 나타났으며, 특히 사건 이전과 비교하여 위험성 요인에서 가장 큰 폭의 상승을 보였다(p<0.05). 이러한 원자력 위험성에 대한 부정적 인식은 집단의 차이에 의해 다르게 표출되는 것으로 분석되었다. 이는 과학적이고 객관적인 근거에 입각하기보다는 개인마다 상이한 선행경험이나 다른 사람과의 상호작용을 통해 획득한 정보에 기인하는 것으로 판단된다. 향후 국민들의 수준을 고려한 원자력 정책을 수립하기 위해서는 국민들의 원자력에 대한 태도와 견해를 이해하려는 노력과 무엇보다도 원자력에 대한 과학적 신뢰가 보장되어야 할 것으로 사료된다.

본 연구는 부산광역시 거주민을 대상으로 원전주변 갑상선암 피해 소송 이후 원자력발전소 인근지역과 시내권에 거주하는 주민간의 인식 차이를 분석하여 국민들의 원자력에 대한 수용성 수준을 판별하고자 하였다. 설문조사는 총 551명(원전인근지역 269명, 시내권 282명)을 대상으로 대인면접을 통해 이루어졌으며, 분석 결과, 원전 주변 갑상선암 발병 피해 소송 사건을 계기로 국민들의 원자력에 대한 인식에 변화가 있는 것으로 나타났다. 원전인근지역 주민의 경우 사건 이후 원자력에 대한 불신과 불안감이 높아져, 원자력에 대한 부정적 인식이 강해졌음을 확인할 수 있었다. 반면 시내권 주민들은 원전 주변 갑상선암 발병 피해 소송 사건에도 불구하고 사건 이전보다 더욱 원자력 수용성에 긍정적인 인식을 갖는 것으로 분석되었다. 그러나 원자력 안전성과 신뢰성에 대한 인식은 부정적인 것으로 분석되어 원자력 수용성과 상반되는 이중적인 인식을 보였다. 이는 부산광역시 시내권 주민들의 경우 원자력의 편익, 필요성 등을 원칙적으로 인정하나 안전성에 대해서는 의심하는 것으로 판단되며 향후 원자력의 이용 확대를 지속적으로 추진하기 위해서는 국민의 올바른 이해와 신뢰 그리고 무엇보다 국민 또는 원전인근지역 주민들과 충분한 의사소통이 필요하다고 사료된다.

It is necessary to develop application design technology and modular of reinforcing bar. After reviewing the rebar drawing of the NPP Stucture and performing the mock-up test, the rebar modularization method in the various area of the NPP Stucture has been established.

It is necessary to develop application design technology and modular of reinforcing bar. After reviewing the rebar drawing of the NPP Stucture and performing the mock-up test, the rebar modularization method in the various area of the NPP Stucture has been established.

The main control room(MCR) module in the auxiliary building has been reviewed to reduce the construction period. The main control room module are divided into ceiling & floor module and integrated combined module(ICM) including duct, tray, piping. In this paper, a numerical lifting analysis for ICM was performed to confirm the structural integrity. In regards of installation process, the constructability of the MCR module was reviewed as well. Consequently, it is concluded that the reduction of construction period is possible.

The new technologies such as modularization are developed to secure competition against oversea NPP for APR+ Plant. To reduce the construction period, the SC structure and Half-SC structure modules were respectively applied to exterior wall and slab of the APR+ IRWST. In this paper, partitioning Methods of IRWST module, constructability and construction schedules were analyzed. Consequently, it is concluded that the construction period can be reduced by applying IRWST modules to NPP Construction.

세계적으로 수명을 다한 원자력발전소들이 증가하면서 노후화 된 원전의 해체에 대한 관심도 커져가고 있다. 특히 국토가 좁고 자원이 부족한 국내의 경우 원전을 해체하는데 있어 부지 재이용 문제는 하나의 중요한 사안이지만, 아직까지 부지 재이용을 위한 구체적인 법적 부지해제기준이 마련되어 있지 않다. 따라서 본 연구에서는 부지해제를 위한 IAEA의 국제적 안전기준(Safety Guide No. WS-G-5.1) 및 국내 관련기준, 미국·유럽 등 선진국들의 부지해제 사례들을 분석하였으며, 이를 바탕으로 적절한 선량기준 및 국내 부지해제 기준 수립 시 고려해야하는 사항들을 제언하였다. 이는 원전 해체 후 부지 재이용을 위한 국내 부지해제 기준 수립을 위한 기초자료로 활용될 것으로 판단된다.

The characteristics of atmospheric dispersion of radioactive material (i.e. 137Cs) related to local wind patterns around the Kori nuclear power plant (KNPP) were studied using WRF/HYSPLIT model. The cluster analysis using observed winds from 28 weather stations during a year (2012) was performed in order to obtain representative local wind patterns. The cluster analysis identified eight local wind patterns (P1, P2, P3, P4-1, P4-2, P4-3, P4-4, P4-5) over the KNPP region. P1, P2 and P3 accounted for 14.5%, 27.0% and 14.5%, respectively. Both P1 and P2 are related to westerly/northwesterly synoptic flows in winter and P3 includes the Changma or typhoons days. The simulations of P1, P2 and P3 with high wind velocities and constant wind directions show that 137Cs emitted from the KNPP during 0900~1400 LST (Local Standard Time) are dispersed to the east sea, southeast sea and southwestern inland, respectively. On the other hands, 5 sub-category of P4 have various local wind distributions under weak synoptic forcing and accounted for less than 10% of all. While the simulated 137Cs for P4-2 is dispersed to southwest inland due to northeasterly flows, 137Cs dispersed northward for the other patterns. The simulated average 137Cs concentrations of each local wind pattern are 564.1~1076.3 Bqm-3. The highest average concentration appeared P4-4 due to dispersion in a narrow zone and weak wind environment. On the other hands, the lowest average concentration appeared P1 and P2 due to rapid dispersion to the sea. The simulated 137Cs concentrations and dispersion locations of each local wind pattern are different according to the local wind conditions.

In this study, Lead Rubber Bearing(LRB) characteristics calculated by the design of the seismic isolation system, according to the seismic isolation structure with the application of nuclear power plants. Experiments were carried out to analyze the compression characteristics of prototype LRB under variable shear displacement.

The application of a base isolation to nuclear systems should be considered in lots of view points of operation at the stage of design before construction. Those points includes protection and maintenance of isolators for a seismically isolated nuclear power plant. The methodology suggested in this paper is applicable for any type of isolators in which an isolated structure part is easily replaced and confined pressure can be easily controlled with a height-adjustable part. The height-adjustable part being adjusted by suppling or discharging fluid therein or therefrom

According to 10CFR50.150, all applicants for new nuclear power plant designs after July 13, 2009 must perform a design-specific assessment of the effects on the facility of the impact of a large, commercial aircraft using realistic analyses. The purpose of the work described in this paper is to evaluate the safety of the APR+ nuclear power plant with respect to the impact by a large commercial aircraft using the missile-target interaction analysis method.

In this study trying to develop a monitoring system for temperature and humidity measurement of quality control methods suitable for curing concrete nuclear power plant structures. This experiment is divided part of data logger, sensors, control program in a accordance with standar of quality control Nuclear power plant hot weather/the middle of summer. This measuring method is expected to development quality control nuclear power plant