본 논문에서는 원전해체 시 적용 가능한 제염기술을 조사하여 분석하였다. 이를 기반으로 최적의 제염기술을 선정하기 위 해 의사결정 기법(EXPERT-CHOICE)을 사용하여 기술성을 평가하였다. 이 평가방법은 해당 분야의 전문가로 이루어진 전 문가 집단에 의해 수행되는 것이 일반적이다. 가중치를 고려한 결과는 각 기준에 대한 가중치에 평가점수를 곱한 총합을 구 하는 식으로 수행하였다. 평가 점수를 3단계로 하여 High, Medium, Low로 구분한 후 가중치를 부여하여 차별화 시킬 수 있 다. 하위분류 기준의 세분화와 각 기준 별 가중치의 추가 정량화를 통하여 기술성 분석의 수준을 제고할 수 있고, 좀 더 설 득력 있는 결과의 도출을 예상할 수 있다. 평가의 기본 가정은 각 기준 별 가중치를 전문가 조사에 의해 부여하며, 평가 기 준은 High에 좀 더 비중을 주는 식으로 차별화 하였다. 이를 반영하면 H, M, L는 대략“10:5:1”의 비율로 평가 점수를 부여 받는데, 이는 EXPERT-CHOICE 기법의 최적화 분석에 따른 것이다. 최고 및 최저값을 제외한 나머지 결과값의 평균을 평가 치로 고려하였다.

복합제품시스템이란 고도의 엔지니어링과 설계 기술이 집약되어 있는 복잡한 시스템 형태의 제품으로 국가 경제 발전 및 에너지, 교통, 통신 등 사회 인프라 구축과 밀접 하게 연계되어 있다. 이에 따라 복합제품시스템의 기술진화를 이해하기 위해서는 기술개발 주체의 기술진보 노력을 넘어서 복합제품시스템을 둘러싼 거시환경요인이 기술진화에 미친 영향을 복합적으로 고찰하는 것이 필요하다. 이에 따라 본 연구에서는 원자력 발전 플랜트 사례를 중심으로 복합제품시스템 기술진화에 대한 정책, 경제, 그리고 사회적 요인의 영향을 종단적으로 서술하였다. 인터뷰에 기반한 1차 자료와 다양한 참고 문헌에 기반한 2차 자료를 복합적으로 활용한 결과, 원전 기술의 진화는 “원자력의 평화적 활용을 위한 응용연구”(1950년대～1960년대), “원자력 발전 시장 확산－1차 르네상스”(1970년대), “원자력 발전 안전성 제고와 후발국의 추격”(1980년대～2000년대 후반), 그리고 “원자력 발전 시장 2차 르네상스 를 위한 안전성의 최우선화와 차세대 원자로 기술 개발”(2010년대 후반～현재)의 4단계에 걸쳐 진행되는 것으로 나타났다. 또한 각 단계별 기술진화에 있어 각국의 에너지 정책과 원자력 발전 연구개발 투자와 같은 정책적 요인, 경기 사이클에 의한 전력 수요의 변화, 전력원 간 경쟁과 같은 경제적 요인, 그리고 안전성에 대한 사회적 수용과 환경오염에 대한 인식 등 의 사회적 요인 등이 중요한 영향을 미쳤음을 확인하였다. 본 사례 연구는 보다 거시적인 관점에서 복합제품시스템의 기술진화를 고찰할 수 있는 이론적 접근방법을 제시하였다는 점에서 그 의의가 있다. 따라서 복합제품시스템을 육성하고자 하는 국가들은 기술개발 투자와 노력뿐 아니라 정책과 경제, 사회적 요인을 통합적으로 고려하여 이를 기술진화에 활용하기 위한 노력을 경주해야 할 것이다.

The Auxiliary Building Controlled Area Emergency Exhaust Air Cleaning Units (ACU) should be taken into account in the accident analysis that the entire gaseous radioactive material is exhausted to the environment through the auxiliary building without any filtration until the pressure reaches a negative pressure, approximately -0.25 inch, water gauge, when the ACU operation is credited in the analysis. Thus, this paper performed thermal-hydraulic analysis using GOTHIC program and showed the exhaust flow from each room in the auxiliary building controlled area to maintain room pressure not greater than (-) 0.25 inch water gauge.

In order to modeling seismic isolation system such as lead-rubber bearing (LRB), bilinear model is widely used by many researchers. In general, an actual force-displacement relationship for LRB has a smooth hysteretic shape. So, Bouc-Wen model with smooth hysteretic shape represents more accurately actual hysteretic shape than bilinear model. In this study, seismic responses for seismically isolated nuclear power plant (NPP) with LRB modelled by Bouc-Wen and bilinear models are compared with those of NPP without seismic isolation system. To evaluate effect of earthquake characteristics for seismic responses of NPP isolated by LRB, 5 different site class earthquakes distinguished by Geomatrix 3rd Letter Site Classification and artificially generated earthquakes corresponding to standard design spectrum by Reg. Guide 1.60 are used as input earthquakes. From the seismic response results of seismically isolated NPP, it can be observed that maximum displacements of seismic isolation modelled by Bouc-Wen model are larger than those by bilinear model. Seismic responses of NPP with LRB is significantly reduced than those without LRB. This reduction effect for seismic responses of NPP subjected to Site A (rock) earthquakes is larger than that to Site E (soft soil) earthquakes.

The Gyeong-Ju earthquake in the magnitude of 5.8 on the Richter scaleoccurred in September 12, 2016. Because there are many nuclear power plants (NPP) near the epicenter of the Gyeong-Ju earthquake, the seismic stability of nuclear power plants is becoming a social problem. In order to evaluate the safety of seismically isolated NPP, the seismic response of a NPP subjected to the Gyeong-Ju earthquake was compared with those of 30 sets of artificial earthquakes corresponding to the nuclear standard design spectrum (NSDS). A 2-node model and a simple beam-stick model were used for the seismic analysis of seismically isolated NPP structures. Using 2-node model, the effect of internal temperature rise, decrease of shear stiffness, increase of lateral displacement and decrease of vertical stiffness according to nonlinear behavior of lead-rubber bearing (LRB) were evaluated. The displacement response, the acceleration response, and the shear force response of the seismically isolated nuclear containment structure were evaluated using the simple beam-stick model. It can be observed that the seismic responses of the isolated nuclear structure subjected to Gyeong-Ju earthquake is significantly less than those to the artificial earthquakes corresponding to NSDS.

This study intends to evaluate the conservativeness of the fixed-base analysis as compared to the soil-structure interaction (SSI) analysis for the seismically isolated model of a nuclear power plant in Korea. To that goal, the boundary reaction method (BRM), combining frequency-domain and time-domain analyses in a twofold process, is adopted for the SSI analysis considering the nonlinearity of the seismic base isolation. The program KIESSI-3D is used for computing the reaction forces in the frequency domain and the program MIDAS/Civil is applied for the nonlinear time-domain analysis. The BRM numerical model is verified by comparing the results of the frequency-domain analysis and time-domain analysis for the soil-structure system with an equivalent linear base isolation model. Moreover, the displacement response of the base isolation and the horizontal response at the top of the structure obtained by the nonlinear SSI analysis using BRM are compared with those obtained by the fixed-base analysis. The comparison reveals that the fixed-base analysis provides conservative peak deformation for the base isolation but is not particularly conservative in term of the floor response spectrum of the superstructure.

후쿠시마 원전사고 이후 광역의 방사성 오염부지가 발생되었으며, 이에 대한 제염작업으로 인하여 다량의 제염폐기물이 발 생하였다. 일본에서는 이를 보관하기 위하여 각 지역에 임시저장시설이 운영되고 있으며, 이들 시설들은 피난지시해제가 이루어진 지역의 일반인에 대하여 방사선학적 영향을 미칠 것으로 판단된다. 본 연구에서는 임시저장시설 인근에 거주하 는 일반인의 방사선학적 안전성 확보를 위하여 임시저장시설 특성에 따른 거리별 공간 방사선량률 및 선량제한치를 만족하 는 임시저장시설로부터의 이격거리를 평가하였다. 이를 위해 임시저장시설의 형태 및 크기, 복토 두께 등을 고려하였으며, MCNPX를 이용하여 방사선량률을 평가하였다. 복토에 의한 차폐효과는 두께가 10 cm일 때 68.9%, 30 cm일 때 96.9%, 50 cm 일 때 99.7%로 나타났다. 임시저장시설 형태에 따른 공간 방사선량률은 지상 보관형일 때 가장 높게 나타났으며, 이어서 반 지하 보관형, 지하 보관형일 순으로 나타났다. 임시저장시설 크기에 따른 공간 방사선량률은 5 × 5 × 2 m 시설을 제외한 시 설에 대하여 유사하게 나타났다. 이는 임시저장시설 내 적재된 제염폐기물에 의하여 자기차폐가 이루어지기 때문이다. 최종 적으로 크기가 50 × 50 × 2 m이고, 복토가 없는 임시저장시설의 경우, 지상 보관형의 평가된 이격거리는 14 m(최소농도), 33 m(최빈농도), 57 m(최대농도)이며, 반지하 보관형의 이격거리는 9 m(최소농도), 24 m(최빈농도), 45 m(최대농도), 지하 보관형의 이격거리는 6 m(최소농도), 16 m(최빈농도), 31 m(최대농도)로 나타났다.

Recently, many people have become interested in seismic stability enhancement and a chain of research and development be proceed for application of nuclear power plant according to increase the frequency and magnitude of earthquake event. Such as seismic isolation system is applied to general structure (architecture, bridge and LNG tank etc.) from ancient times. But the application results is limited for Nuclear power plant. In this paper, we proposed a stability of variable axial load from beyond design basis earthquake in Nuclear power plant. Also, the change of stiffness in isolator from the application of generally design equation is not equal to according to change in axial load compare with the experimental result in variable axial load. Therefore we proposed the empirical formula of design equation from test result of full-scale multi-lead rubber bearing for seismic analysis with real behavior (variable axial load) in the earthquake motion.

The Eradi Quake System (EQS) is a seismic isolation bearing system designed to minimize forces and displacements experienced by structures subjected to ground motion. The EQS dissipates seismic energy through friction of Poly Tetra Fluoro Ethylene (PTFE) disk pad. In general, a force-displacement relationship of EQS has post yield stiffness hardening during large inelastic displacement. In this study, seismic responses of seismically isolated nuclear power plant (NPP) subjected to design basis earthquake (DBE) and beyond design basis earthquakes (150% DBE and 167% DBE) are compared considering the post yield stiffness hardening effect of EQS. From the results, it can be observed that if the post-yield stiffness hardening effect of EQS is increased, the displacement response of EQS is reduced, and the acceleration and shear responses of containment structures of NPP is increased.

대규모 지진에 대한 원전의 안전성을 확보하는 방안으로 기존 원전 구조물에 면진장치를 설치하는 방안이 도입되고 있다. 면진장치를 설치함으로써 상부구조와 지반의 거동을 격리시킬 수 있고, 구조물 자체의 고유주기가 길어지게 되는데, 이를 통 해 지진하중에 대한 구조물의 응답을 감소시킬 수 있게 된다. 특히 원전구조물 설계 시 원전구조물 자체뿐만 아니라 원전 내 부 기기에 대한 안전성 확보가 필수적이다. 이를 위해 특정 층에 위치한 기기의 설계를 위해 각 층의 최대 요구 응답을 나타 내는 층응답스펙트럼이 일반적으로 사용된다. 본 논문에서는 원전 구조물의 지진해석을 통해 특정 층의 층응답스펙트럼을 평가하고, 면진 장치의 거동 특성중 하나인 2차 경화에 대한 영향 또한 평가하였다.

대규모 지진에 대한 원전의 안전성을 확보하는 방안으로 기존 원전 구조물에 면진장치를 설치하는 방안이 도입되고 있다. 면진장치를 설치함으로써 상부구조와 지반의 거동을 격리시킬 수 있고, 구조물 자체의 고유주기가 길어지게 되는데, 이를 통해 지진하중에 대한 구조물의 응답을 감소시킬 수 있게 된다. 특히 원전구조물 설계 시 원전구조물 자체뿐만 아니라 원전 내부 기기에 대한 안전성 확보가 필수적이다. 이를 위해 특정 층에 위치한 기기의 설계를 위해 각 층의 최대 요구 응답을 나타내는 층응답스펙트럼이 일반적으로 사용된다. 본 논문에서는 원전 구조물의 지진해석을 통해 특정 층의 층응답스펙트럼을 평가하고, 면진 장치의 거동 특성중 하나인 2차 경화에 대한 영향 또한 평가하였다.

본 연구에서는 항 내부에서 부하되는 오염물질이 파랑 및 흐름 조건으로 인하여 항외로 유출되는 과정을 수리실험을 통해 알아보았다. 월성원자력발전소 항내에 오염물질이 부하 되었을 시, 실험인자를 변화시켜가며 추적자를 활용한 흐름거동 조 사를 수행하였다. 각 실험의 결과는 지수 함수에 따른 항내 오염물이 감소하는 경향이 나타나며, 항외 유출에 걸리는 시간의 기울기는 각각 다른 결과를 보여주었다. 관측된 데이터로부터 회귀식을 도출한 결과, 흐름 관측의 경우 유입되는 모터의 회 전 속도 30, 20, 10 rpm에서 좌측 항내의 오염물이 50% 유출률에 도달하는 시간은 각각 2.70, 10.40, 26.39 days를 보였다. 모터의 회전속도가 30 rpm인 실험에서 유출되는 감소 추세가 가장 뚜렷하게 나타났으며, 회전속도 10 rpm인 실험에서 기 울기는 완만하였다. 파랑 관측의 우측 영역의 오염물이 50% 유출률에 도달하는 시간은 4.59 days로 나타났으며, 좌측영역 의 경우 15.35 days의 결과를 보였다.

In order to improve seismic safety of nuclear power plant (NPP) structures in high seismicity area, seismic isolation system can be adapted. In this study, friction pendulum system (FPS) is used as the seismic isolation system. According to Coulomb‘s friction theory, friction coefficient is constant regardless of bearing pressure and sliding velocity. However, friction coefficient under actual situation can be changed according to bearing pressure, sliding velocity and temperature. Seismic responses of friction pendulum system with constant friction and various velocity-dependent friction are compared. The velocity-dependent friction coefficients of FPS are varied between lowand fast-velocity friction coefficients according to sliding velocity. From the results of seismic analysis of FPS with various cases of friction coefficient, it can be observed that the yield force of FPS becomes larger as the fast-velocity friction coefficient becomes larger. Also, the displacement response of FPS becomes smaller as the fast-velocity coefficient becomes larger.

The tsunami hazard analysis is performed for testing the application of probabilistic tsunami hazard analysis to nuclear power plant sites in the Korean Peninsula. Tsunami hazard analysis is based on the seismic hazard analysis. Probabilistic method is adopted for considering the uncertainties caused by insufficient information of tsunamigenic fault sources. Logic tree approach is used. Uljin nuclear power plant (NPP) site is selected for this study. The tsunamigenic fault sources in the western part of Japan (East Sea) are used for this study because those are well known fault sources in the East Sea and had several records of tsunami hazards. We have performed numerical simulations of tsunami propagation for those fault sources in the previous study. Therefore we use the wave parameters obtained from the previous study. We follow the method of probabilistic tsunami hazard analysis (PTHA) suggested by the atomic energy society of Japan (AESJ). Annual exceedance probabilities for wave height level are calculated for the site by using the information about the recurrence interval, the magnitude range, the wave parameters, the truncation of lognormal distribution of wave height, and the deviation based on the difference between simulation and record. Effects of each parameters on tsunami hazard are tested by the sensitivity analysis, which shows that the recurrence interval and the deviation dominantly affects the annual exceedance probability and the wave heigh level, respectively.