원자력 발전소에 지진격리장치를 설치하여 내진성능을 향상시킬 수 있다. 그러나 지진격리장치의 적용으로 지반과 구조물 사이에서 큰 상대 변위가 발생하게 된다. 따라서 지진격리된 구조물과 일반 구조물을 연결하는 연결배관시스템의 경우 지진리스크가 증가할 수 있다. 따라서 이러한 배관시스템의 지진취약도를 분석할 필요가 있다. 본 연구에서는 지진취약도 분석 을 위해 지진격리된 APR1400 원자력발전소와 주증기관을 대상으로 지진취약도를 분석하였다. 주증기관은 지진격리된 nuclear island의 보조 건물과 터빈 건물을 연결하는 인터페이스 배관이다. 지진취약도 분석을 위한 파괴모드는 누출관통균열로 정의하였다. 누출은 실험결과와 수치해석을 통해 손상지수로 정량화하여 취약도 분석을 위한 파괴기준으로 사용하였다. 파괴기준의 변동에 의한 취약도 곡선의 변동성을 확인하기 위하여 손상지수의 최솟값, 최댓값, 평균값 및 중앙값을 파괴기준으로 하여 지진취약도 곡선을 작성하였다.

본 연구에서는 광화학 대기질 모델인 CMAQ을 활용해 화력발전소 배출량 제거에 따른 O3 농도의 변화 특성을 분석하였다. 하동 화력발전소를 대상으로 주변 지역의 O3 농도 변화에 대한 발전소 배출량의 영향을 조사하기 위해 하 동 화력발전소의 배출량 제거 전과 후의 CMAQ 수치 모의를 수행하였다. 수치 모의 결과 O3의 주요 전구 물질인 NOx (-18.87%)와 VOCs (-11.27%)의 농도가 감소한 반면에 O3 (25.24%)의 농도는 증가한 것으로 나타났다. 화력발전소 배출량 제거로 인한 NO와 O3 농도의 상대적인 변화를 비교해 본 결과 높은 음의 상관관계(R= -0.72)를 나타내는 것이 확인되었다. 이러한 결과는 O3의 농도 증가가 NO 농도 감소로 인한 O3의 적정 효과 완화로 설명 될 수 있음을 의미한 다. 해당 지역의 O3의 농도 증가가 NO의 농도 감소에 주로 영향을 받은 이유는 해당 지역이 VOC-limited (i.e., NOxsaturated) 지역이기 때문으로 분석되었다. 이러한 결과는 특정 지역의 O3의 농도가 단순히 배출량의 증감에 따라 비례하게 나타나지 않을 수 있다는 것을 암시한다. 따라서 화력발전소 배출량 저감 조치로 인한 대기 중 O3 농도 개선 효과를 정확히 예측 및 평가하기 위해서는 지역 별 O3의 생성 및 소멸 기작에 대한 심도 있는 이해가 필요하다.

We conducted a study on the possibility of using the power plant's thermal effluent system by using a heating system to utilize the thermal effluent from Jeju Power Headquarters of KOMIPO. In this study, growth information such as the size, leaf area, fresh weight and dry weight of subtropical persimmon fruit (A) in the facility cultivation complex were measured. In the comparison group (B), the growth information of the same crop was measured and compared in an unheated greenhouse near Harye-ri, Namwon-eup, Seogwipo. Fruit size was measured at monthly intervals, and leaf area, fresh weight, and dry weight were measured at new shoot season. Measurement results of A and B growth information, 1) Fruit diameter & length, A grew 7.3% and 9.4% than B, 2) Leaf area, A grew 4.7% than B, 3) Fresh weight, the decrease was 8.9%, but the dry weight was 3.6%, indicating that A contains more nutrients than B. Therefore, if the heating control by supplying thermal effluent to the facility greenhouse, it can contribute to reducing the energy cost and improving quality.

Analysis of the 2016 Gyeongju earthquake and the 2017 Pohang earthquake showed the characteristics of a typical high-frequency earthquake with many high-frequency components, short time strong motion duration, and large peak ground acceleration relative to the magnitude of the earthquake. Domestic nuclear power plants were designed and evaluated based on NRC's Regulatory Guide 1.60 design response spectrum, which had a great deal of energy in the low-frequency range. Therefore, nuclear power plants should carry out seismic verification and seismic performance evaluation of systems, structures, and components by reflecting the domestic characteristics of earthquakes. In this study, high-frequency amplification factors that can be used for seismic verification and seismic performance evaluation of nuclear power plant systems, structures, and equipment were analyzed. In order to analyze the high-frequency amplification factor, five sets of seismic time history were generated, which were matched with the uniform hazard response spectrum to reflect the characteristics of domestic earthquake motion. The nuclear power plant was subjected to seismic analysis for the construction of the Korean standard nuclear power plant, OPR1000, which is a reactor building, an auxiliary building assembly, a component cooling water heat exchanger building, and an essential service water building. Based on the results of the seismic analysis, a high-frequency amplification factor was derived upon the calculation of the floor response spectrum of the important locations of nuclear power plants. The high-frequency amplification factor can be effectively used for the seismic verification and seismic performance evaluation of electric equipment which are sensitive to high-frequency earthquakes.

본 연구는 화력발전소 배출로 인한 지표면 오염물질 농도의 시·공간적 영향을 실측 자료를 바탕으로 정량적으로 분석하려는 목적으로 수행되었다. 배출과 농도 관계의 정량적 분석을 위해 우선 기상 조건과 주변 배출원의 영향을 고려하였다. 이를 위해 자료의 선택과 관측지점 선정 과정을 제안하였고, 선정된 지표면 시·공간 자료에 K-Z 필터와 경험직교함수(EOF) 분석 기법을 적용하였다. 사용된 자료는 2014-2017년 4년의 기간 동안 당진과 태안 화력발전소 굴뚝 자동측정기기의 농도값을 이용하여 산출한 한 시간 평균 배출량 자료와 지표면 대기오염농도 측정망 자료이다. 기상 자료로는 최근 배포 중인 ERA5 재분석자료와 기상청 종관기상관측소 한 시간 평균 자료가 사용되었다. 발전소만의 영향이 최대한 보이도록 기상 효과와 지리적인 요인을 고려하여 선택한 시간대의 선정된 관측소 자료만을 이용하여 분석한 결과, 지표면 대기오염물질의 EOF 첫 번째 모드는 SO2, NO2, PM10 모두에 대해 97% 이상의 변동성을 설명하였다. 또한 지표면 농도장의 EOF 첫 번째 모드의 시계열은 화력발전소 배출과 유의미한 상관성을 보였다. 결과적으로 당진 화력발전소 SO2, NO2, TSP 시간 당 배출량이 각각 10%가 감소하면, 남서풍 계열의 바람에 의해 직접 영향을 받는 서울 수도권 지표면 평균 SO2 농도는 0.468 ppb (R=0.384), NO2는 1.050 ppb (R=0.572), PM10은 2.045 μg m−3 (R=0.343) 정도가 감소한다고 판단할 수 있다. 태안화력발전소의 경우, SO2, NO2, TSP 배출량을 각각 시간당 10% 씩 감축하면, SO2는 0.284 ppb (R=0.648), NO2는 0.842 ppb (R=0.683), PM10은 1.230 μg m−3 (R=0.575) 정도가 감소될 수 있음을 확인하였다. 태안화력발전소는 당진화력발전소에 비해 수도권지역 농도에 미치는 영향은 작았으나, 상관관계는 더 높았다.

APR 1400 액체방사성폐기물관리계통 효율성 증가와 계통의 성능 개선을 위한 방안으로 핵종 이온 광물화 처리기술을 적용 하는 것을 고려하였다. 핵종 이온 광물화 처리기술은 현재까지 발전소에 실제적으로 적용되진 않았지만 원자력발전소의 액 체방사성폐기물에 존재하는 다양한 핵종 이온을 최소 95% 이상 선택적으로 제거 가능 하다는 것을 실험적으로 증명한 바 있다. 본 논문은 핵종 이온 광물화 처리기술의 제염율을 반영하여 기존 설계에 적용 가능성을 확인하였으며, 기존 설계를 개선할 수 있는 방안을 마련하였다. 핵종 이온 광물화 처리기술의 제염 특성과 기존의 액체방사성폐기물관리계통 설계 및 운전 경험을 고려하여 최적의 적용 위치를 결정하였다. 원자력발전 운영에 따라 발생하는 액체방사성물질이 수집되는 수집탱크에 핵종 이온 광물화 처리기술을 적용하는 것이 기존 설계의 영향이 가장 적을 것이며, 개선 효과도 가장 큰 것으로 해석되었다. 핵종 이온 광물화 처리기술이 현재의 APR 1400 발전소 또는 신규 원전에 적용될 경우 액체방사성폐기물관리계통의 운전 효율성 증가와 계통의 성능 개선이 기대된다.

국내 원자력발전소에서 발생하는 사용후핵연료의 제원 및 방출시점 등 특성과 현재의 고준위 방사성폐기물 기본계획에 근거한 처분시나리오를 도출하여 기존 심층 처분시스템을 바탕으로 처분효율과 경제성을 향상시킨 개선된 처분시스템을 제안 하였다. 이를 위하여 국내 원자력발전소에서 발생하는 사용후핵연료의 길이에 따라 2종류의 처분용기 개념을 도출하고, 사용후핵연료 발생 년도와 현재의 기본계획에 근거한 처분 시나리오 설정에 따른 처분시점에서의 냉각기간을 고려하여 처분 용기내 수용 가능한 붕괴열량을 결정하였다. 그리고 2종류의 처분용기에 대한 처분시스템과 결정된 붕괴열을 바탕으로 열 적 안정성 분석을 통하여 제안된 처분시스템의 설계요건에 대한 적합성 여부를 확인하고, 처분효율을 평가하였다. 개선된 처분시스템은 기존 처분시스템에 비하여 처분면적은 약 20% 감소되고 처분밀도는 약 20% 향상됨을 확인하였고, 처분용기와 완충재 재료도 상당량 절감됨을 확인하였다. 본 연구의 결과는 향후 사용후핵연료 관리정책 수립 및 실제 사업을 위한 처분시스템 설계를 위한 자료로 활용될 수 있다.

본 연구에서는 기존 상용 SCR 촉매보다 비표면적, 경량성 및 온도 응답성이 우수한 SCR 촉매의 개발을 목적으로 바나듐과 텅스텐의 함량과 바인더의 첨가량을 달리하여 Metal foam 형태의 지지체에 코팅하여 SCR 촉매를 제조한 후, 실험실 규모의 마이크로 상압반응기상에서 공간속도별로 NOx 저감 성능을 측정하였다. 촉매의 특성은 Porosimeter, SEM(scanning electron microscope), EDX(energy dispersive x-ray spectrometer) 및 ICP(inductively coupled plasma), 실체현미경(Stereomicroscope) 기기를 이용하여 분석하였다. 연구 결과 NOx 저감 성능은 공간속도가 증가할수록 감소하였고, 바나듐과 텅스텐의 함량이 3.5 wt.% 일 때 가장 우수한 것으로 확인하였다. 또한, 바인더 첨가량이 많을수록 NOx 저감 성능이 감소하는 것으로 나타났는데, 이는 촉매 표면상의 활성점수가 바인더에 의해 점유되어 감소된 것에 따른 것으로 판단된다. 또한 표면 코팅 상태 분석을 통하여 바인더의 첨가량이 적절히 조절 되어야 함을 알 수 있었다.

원전 해체를 준비함에 있어 정성적 또는 정량적 위험도 평가는 필수요소이다. 해체 공정간 발생하는 방사선학적 및 비방사선학적 위험요소는 해체 작업자 및 대중의 안전을 보장하기 위해 사전에 평가되어야 한다. 현재 해체 경험이 많은 미국의 기 존 사업자들 및 NRC의 경우 위험의 중대성만 평가하는 결정론적 위험도 평가에 집중하고 있다. 하지만 최근 IAEA는 위험도 매트릭스를 활용한 위험도평가를 결정론적 위험도 평가의 대체안으로 제안하고 있다. 따라서 본 연구에서는 위험도평가에 앞서 해체 공정 별 해체 활동을 Risk Breakdown Structure에 맞추어 정리하였고, 미국 20여개 해체 원전에서 해체 공정별 위험도 평가 시행 중 선정한 해체 활동간 잠재적 사고를 해체 활동에 맞게 체계적으로 정리하였다. 그리고 복합 리스크 매트릭 스를 개발 및 활용하여 해체 공정간 방사선학적 및 비방사선학적 위험요소의 위험도를 평가하여 정량적으로 수치화 하였다.

In this study, a plate heat exchanger was developed for applying to a heat pump system using the heated effluent from a thermal power plant. Since seawater is used as a heat source and a heat sink in this heat pump system, Titanium was chosen as the heat plate material for its high corrosion resistance. One of the purposes of the study was to get an optimized distribution area in the heat plate in order that better thermal performances could be achieved through equal flow rates along the heat transfer area. It was revealed from the performance tests that the mean heat transfer rate and the overall heat transfer coefficient were enhanced by 2.9% and 7.7%, respectively, compared to those measured before the design optimization.

Recently, the continuing operation of nuclear power plants has become a major controversial issue in Korea. Whether to continue to operate nuclear power plants is a matter to be determined considering many factors including social and political factors as well as economic factors. But in this paper we concentrate only on the economic factors to make an optimum decision on operating nuclear power plants. Decisions should be based on forecasts of plant accident risks and large and small accident data from power plants. We outline the structure of a decision model that incorporate accident risks. We formulate to decide whether to shutdown permanently, shutdown temporarily for maintenance, or to operate one period of time and then periodically repeat the analysis and decision process with additional information about new costs and risks. The forecasting model to predict nuclear power plant accidents is incorporated for an improved decision making. First, we build a one-period decision model and extend this theory to a multi-period model. In this paper we utilize influence diagrams as well as decision trees for modeling. And bayesian statistical approach is utilized. Many of the parameter values in this model may be set fairly subjective by decision makers. Once the parameter values have been determined, the model will be able to present the optimal decision according to that value.

In this paper, we study the existing results of the structure-soil-structure interaction (SSSI) effect on seismic responses of structures and summarize important parameters. The parameters considered in this study are a combination of buildings in the power block of a nuclear power plant, the characteristics of earthquake ground motions and its direction, and the characteristics embedded under the ground. Based on these parameters, the seismic analysis model of the structures in the power block of the nuclear power plant is developed and the structure-soil-structure interaction analyses are performed to analyze the influence of the parameters on the seismic response. For all analyses, the soil-structure interaction (SSI) analysis program CNU-KIESSI, which was developed to enable large-sized seismic analysis, is used. In addition, the SSI analyses is performed on individual structures and the results are compared with the SSSI analysis results. Finally, the influence of the parameters on the seismic response of the structure due to the SSSI effect is reviewed through comparison of the analysis results.

Power plants consume a major fraction of water to generate electricity, typically in the range between 30 - 50% of all fresh water sources. Most of the water from plants are lost with heat through stack and cooling towers. It has been reported that if 20% of these water can be recycled, power plants can be self-sustainable, allowing them to be located with higher flexibility. Membrane contactor can be an effective solution to harness this source of water, but most of the work have been focused on dense vapor separation membranes with limited success. In this work, we investigated potential application of membrane condenser technology to harness fresh water from power plants.

The probabilistic seismic safety assessment is one of the methodology to evaluate the seismic safety of the nuclear power plants. The site characteristics of the nuclear power plant should be reflected when evaluating the seismic safety of the nuclear power plant. The Korea seismic characteristics are strong in high frequency region and may be different from NRC Regulatory Guide 1.60, which is the design spectrum of nuclear power plants. In this study, seismic response of a nuclear power plant structure by Pohang earthquake (2017.11.15. (KST)) is investigated. The Pohang earthquake measured at the Cheongsong seismic observation station (CHS) is scaled to the peak ground acceleration (PGA) of 0.2 g and the seismic acceleration time history curve corresponding to the design spectrum is created. A nuclear power plant of the containment building and the auxiliary buildings are modeled using OPENSEES to analyze the seismic response of the Pohang earthquake. The seismic behavior of the nuclear power plant due to the Pohang earthquake is investigated. And the seismic performances of the equipment of a nuclear power plant are evaluated by the HCLPF. As a result, the seismic safety evaluation of nuclear power plants should be evaluated based on site-specific characteristics of nuclear power plants.