원자력 발전소에 설치되는 안전관련 기기의 손상은 심각한 사고로 이어질 수 있으므로 반듯이 지진안전성을 확보하여야 한 다. MCC, Switchgear, Inverter, Battery charger 등의 전기캐비닛은 대표적인 안전관련 기기이다. 대부분의 실험적 연구는 실험대 상기기의 크기와 실험장비의 성능한계 등으로 인하여 주요부품을 대상으로 하며, 실제 원자력발전소에 납품하는 전기캐비닛을 이용하 여 3축 동시가진에 의한 진동대 실험을 수행한 연구는 많지 않다. 따라서 실제기기를 대상으로 3축 진동대 실험을 통하여 내진성능과 한계상태를 직접적으로 평가하기 위한 연구가 필요하다. 이러한 한계상태평가의 주요 목적은 다양한 부품으로 구성된 캐비닛 단위 실 제기기의 임계 가속도 및 고장 모드를 조사하는 것이다. 본 논문에서는 3축 진동대 실험으로 한계상태 내진성능실험을 수행하여 원자 력발전소에 납품되는 것과 동일한 4종의 전기캐비닛들의 한계상태를 분석하였다.

중국은 경제성장에 치우친 나머지 중국의 환경오염 문제가 국제화되자, 이에 대한 원인을 화석연료의 과다한 사용으로 보고, 이를 해결하고자 화석 연료를 줄이는 대신 안정적인 전력공급을 위해 원자력에너지로의 전환을 계 획하며 많은 원자력 발전소의 추가 건립을 추진하고 있다. 그러나 2011. 3. 후쿠시마 원자력 발전소 사고에서 보았듯이, 효율적인 측면에서 원자력 발 전소는 여느 에너지 공급원보다 대기오염 발생률이 낮고 안정적인 전력을 공급해 주는 것은 사실이지만, 사고 발생 시 국민의 건강과 생명을 위협할 수도 있다. 그럼에도 불구하고 경제성장에 필요한 안정적인 에너지 공급원 이 절실하게 필요한 중국으로서는 이러한 위험을 감수하고라도 경제성장을 위해 선택할 수밖에 없는 에너지원이 원자력에너지일 것이다. 중국은 원자력 발전 기술 수준이 세계적이고, 일부 원자력 발전 기술 분 야의 경우는 세계 최초이며 다른 나라에도 수출하고 있을 정도라며 자부심 을 드러내고 있다. 그러나 동북아시아에서 중국의 지리적 위치와 중국 내 추가 건립되는 원자력 발전소의 입지 현황 등을 고려하면, 제2의 후쿠시마 원자력 발전소 사고와 같은 사고의 발생 가능성을 배제할 수는 없다. 따라서 이 논문에서는 중국의 원자력 발전소 건립계획이 경제성장에 맞춘 부득이한 현실적 선택이라면, 국민의 건강과 안전보장을 위해 최소한의 예 측이 담보할 수 있도록 관련 원자력 안전 관련법의 개정이 필요하다. 이를 위해 첫째, 중국의 원자력 발전소 추가 건립의 위험성을 검토하고, 둘째, 원 자력 발전소 관련 법제를 안전 관련 법제를 중심으로 살펴보고, 셋째, 원자 력의 비중이 가장 높은 프랑스의 법제와 최근에 원자력 사고로 관련 법제를 정비한 일본의 법제 및 한국의 법제를 살펴본 후, 마지막으로 중국의 원자 력 관련 법제가 나아가야 할 방향 및 시사점을 제시하고자 하였다.

지구온난화 문제에 대응하기 위해 온실가스 배출 저감을 위한 다양한 규제와 정책이 시행되고 있다. 이러한 배경 속에서 탄소중립을 목표로 하는 국가들이 늘어나고 있으며, 이에 따라 소형원자로모듈(Small Modular Reactor 이하 SMR)이 새로운 발전소 모델 로 주목받고 있다. SMR은 전통적인 대형 원자력 발전소 크기의 5~10% 수준이지만, 수백 메가와트(MW)급의 발전 용량을 갖춘 고효율 시스템이다. 이 발전소는 화석 연료 기반 발전소에 비해 탄소 발생을 줄일 수 있으며, 신재생에너지의 불안정한 에너지 공급을 보완할 수 있는 장점이 있다. 하지만, 원자력 발전소는 사고 시 방사선물질 누출의 위험성이 있어 주변 주민의 반대를 받아 왔다. 이러한 문제 를 해결하기 위해 부유식 소형 원자력 발전선이 주목받고 있다. 부유식 소형 원자력 발전소는 해양에 설치되어 부지확보, 인근 거주민 보상, 협의 과정이 간소화되고, 자연재해에 대한 안전성이 높다. 본 연구에서는 SMR 발전선의 파랑 중 예인 안정성을 평가 하였다. 해 상상태 3, 4, 5에서의 운동해석 결과, 해상상태 5 이하에서는 예인하여 목적지까지 이동하는데 필요한 내항성능 기준을 만족시킬 수 있 음을 확인하였다.

As climate change and population growth raise the likelihood of natural disasters, it becomes crucial to comprehend and mitigate these risks in vital infrastructure systems, especially nuclear power plants (NPPs). This research addresses the necessity for evaluating multiple hazards by concentrating on slope failures triggered by earthquakes near NPPs over a timeframe extending up to a return period of 100,000 years. Utilizing a Geographical Information System (GIS) and Monte Carlo Simulation (MCS), the research conducts a comprehensive fragility assessment to predict failure probability under varying ground-shaking conditions. According to the Newmark displacement method, factors such as Peak Ground Acceleration (PGA), slope angle, soil properties, and saturation ratio play significant roles in determining slope safety outcomes. The investigation aims to enhance understanding seismic event repercussions on NPP-adjacent landscapes, providing insights into long-term dynamics and associated risks. Results indicate an increase in slope vulnerability with longer return periods, with distinct instances of slope failures at specific return periods. This analysis not only highlights immediate seismic impacts but also underscores the escalating risk of slope displacement across the extended return period scales, crucial for evaluating long-term stability and associated hazards near nuclear infrastructure.

In this study, the seasonal distribution was surveyed using acoustic in the coastal waters around nuclear power plants. Acoustic surveys were conducted in June, September, December 2022, and March 2023 in the coastal waters of Uljin-gun. According to the results of this study, zooplankton were distributed at the depths from 0 m to 50 m in the waters around nuclear power plants. Zooplankton appeared in summer (June), autumn (September), and spring (March). In the survey area, fish were distributed at the depths from 25 m to 190 m, appearing in the summer (June), autumn (September), winter (December) and spring (March). The SV of zooplankton appearing in the survey area ranged from -98.0 dB to -78.0 dB, and it exhibited a one-class in the frequency distribution of SV. The SV of fish appearing in the survey area ranged from -36.0 dB to -35.0 dB and -98.0 dB to -53.0 dB, and it exhibited two-class in the frequency distribution of SV.

본 논문에서는 LS-DYNA를 활용한 원자력발전소 설치 로드블록 차량 시뮬레이션 방법을 소개한다. 차량 강습 위협이 원자력 발전 소의 설계기준위협으로 포함된 이후로 차량 강습을 대비하기 위한 차량 방벽(Anti-ram barrier)의 성능 평가 소요가 커지고 있다. 차량 방벽은 일반적으로 충돌 실험을 통하여 성능을 인증 받는다. 하지만 국내에서는 차량 방벽에 대한 성능 시험 시설이 마련되어 있지 않 아, 시뮬레이션을 통한 차량 방벽 성능 검증이 필요하다. LS-DYNA는 충돌 시뮬레이션에 특화되어 있으며, NCAC를 비롯한 여러 기 관에서 충돌 시험과의 타당성 검증을 완료한 수치 모델을 배포하고 있다. 본 논문에서는 로드블록의 가장 핵심적인 차량 차단막 모듈 의 FE 모델을 구축하여 충돌 시뮬레이션을 수행하였다. 계산된 결과는 NCHRP 179의 차량 안전 시설 충돌 시뮬레이션 검증 기준을 준용하여 검증하였다. 그 결과 모래시계 에너지(hourglass energy)가 총 에너지의 5%를 넘지 않고 내부 에너지의 10%를 넘지 않는 것 을 확인하였으며, added mass가 1% 미만으로 기준인 10%를 넘지 않는 것을 확인하였다. 향후 FE 모델을 활용하여 물리적 방벽의 성 능을 평가하여 데이터 베이스를 구축할 예정이다.

In assessing the seismic safety of nuclear power plants, it is essential to analyze the structures using the observed ground motion. In particular, spatial variation in which the characteristics of the ground motion record differ may occur if the location is different within the site and even if the same earthquake is experienced. This study analyzed the spatial variation characteristics of the ground motion observed at the structure and site using the earthquake records measured at the Hamaoka nuclear power plant. Even if they were located on the same floor within the same unit, there was a difference in response depending on the location. In addition, amplification was observed in Unit 5 compared to other units, which was due to the rock layer having a slower shear wave velocity than the surrounding bedrock. Significant differences were also found in the records of the structure’s foundation and the free-field surface. Based on these results, the necessity of considering spatial variation in the observed records was suggested.

The spatial variation characteristics of seismic motions at the nuclear power plant's site and structures were analyzed using earthquake records obtained at the Fukushima nuclear power plant during the Great East Japan Earthquake. The ground responses amplified as they approached the soil surface from the lower rock surface, and the amplification occurred intensively at about 50 m near the ground. Due to the soil layer's nonlinear characteristics caused by the strong seismic motion, the ground's natural frequency derived from the response spectrum ratio appeared to be smaller than that calculated from the shear wave velocity profile. The spatial variation of the peak ground acceleration at the ground surface of the power plant site showed a significant difference of about 0.6 g at the maximum. As a result of comparing the response spectrums at the basement of the structure with the design response spectrum, there was a large variability by each power plant unit. The difference was more significant in the Fukushima Daiichi site record, which showed larger peak ground acceleration at the surface. The earthquake motions input to the basement of the structure amplified according to the structure's height. The natural frequency obtained from the recorded results was lower than that indicated in the previous research. Also, the floor response spectrum change according to the location at the same height was investigated. The vertical response on the foundation surface showed a significant difference in spectral acceleration depending on the location. The amplified response in the structure showed a different variability depending on the type of structure and the target frequency.

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.

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.

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.

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.

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.

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.

핵종재고량 관리는 처분시설의 안전한 관리를 위해서는 필수적이다. 본 논문에서는 원자력발전소의 잡고체폐기물에 대하 여 기존 발생된 폐기물 자료를 반영한 예측방사능량과 실제 처분시설을 운영하면서 인수되어 처분검사까지 완료된 실제방 사능량을 비교분석하였다. 극저준위방사성폐기물에서는 137CS, 90Sr, 99Tc 그리고 129I 핵종이 예측방사능량보다 실제방사능량 이 높게 평가되었으며, 저준위방사성폐기물에서는 모든 핵종에서 예측방사능량이 실제 방사능량보다 높게 평가되었다. 또 한 척도인자에 의한 예측방사능량의 민감도 분석을 통해 준위별 수량 및 총방사능량의 변화추이를 분석하였다. 향후 중저준 위방사성폐기물 처분시설의 안전한 운영과 Safety Case 구축을 위한 기초자료로 활용될 것으로 판단된다.

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 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.