• 대한전기학회:학술대회논문집
• /
• 대한전기학회 2009년도 제40회 하계학술대회
• /
• pp.2011_2012
• /
• 2009

내환경검증은 원자력발전소 안전성 관련 계통의 기기가 정상운전 및 설계기준 사고 환경에서 안전기능을 수행할 수 있는지를 검증하는 것이다. 기기검증 평가에 관한 사항은 원자력법시행규칙 '제19조의2(주기적안전성평가의 세부내용)에 따르며 세부평가 대상범위는 안전기능을 확보하기 위한 안전관련 전기기기, 기능이 상실되면 안전관련 기능 수행을 저해하는 비 안전관련 기기, 규제지침 Reg Guide 1.97에서 요구하는 사고 후 감시기기 등이며 국내의 경우에는 경수로형 원전 안전심사지침 제3.11에 따른 내환경검증 기계류 기기의 비금속 부품 등이 추가로 해당된다.

• 한국압력기기공학회 논문집
• /
• 제20권1호
• /
• pp.7-15
• /
• 2024

Environmental qualification is required for safety related electrical equipment under harsh environments located in nuclear power plants according to 10 CFR 50.49 and RG 1.89. As analog technology has recently been replaced by digital technology, NRC established RG 1.209 as a regulatory guideline for environmental qualification of safety related computer-based I&C system located in mild environments, requiring evaluation for electromagnetic compatibility, smoke exposure and type test for actual service conditions such as temperature and humidity. In this paper, the trend of environmental qualification for digital equipment is analyzed by comparing the environmental qualification requirements between digital and analog equipment.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 2003년도 추계학술발표대회 요약집
• /
• pp.478.2-478.2
• /
• 2003

• 기계와재료
• /
• 제12권4호통권46호
• /
• pp.122-131
• /
• 2000

• 한국원자력학회:학술대회논문집
• /
• 한국원자력학회 2001년도 추계학술발표회요약집
• /
• pp.327.2-327
• /
• 2001

• 한국압력기기공학회 논문집
• /
• 제15권1호
• /
• pp.1-7
• /
• 2019

In this paper, the regulations and technical standards related to qualification of safety grade equipment in nuclear power plants are critically reviewed with the qualification procedure in terms of structures, systems, and equipment in nuclear power plants. These facilities should be designed and constructed to protect from natural conditions or disasters and to perform their safety functions even in case of postulated accidents. Equipment Qualification is to demonstrate that the safety related equipment is designed and constructed to perform their safety functions under normal and accident conditions. It is classified into environmental qualification and seismic qualification.

• 에너지공학
• /
• 제23권1호
• /
• pp.90-94
• /
• 2014

본 논문은 원자력발전소의 내환경기기검증(EQ)을 위한 HVAC 과도분석 방법에 대한 내용을 기술하고 있다. 분석 대상 격실은 비안전관련 HVAC 계통에 의해 공급되는 격실 중에 원자로 안전정지를 담당하는 중요기기가 위치한 구역/격실을 선정하였다. 그리고 해당 HVAC 계통이 공급되는 건물별로 HVAC 과도시 온도조건을 분석하였다. 본 분석을 위해서 GOTHIC 전산코드를 사용하였다. 온도분석 결과는 원자로 보조건물 환기계통(DVN)의 W315/W415 격실에서 $82.2^{\circ}C$로 가장 높은 온도값을 나타내며, 제어봉구동장치 전원공급건물 및 보조급수펌프실(DVG) 계통의 W229 (Auxiliary feedwater pump room) 격실에서 $52.7^{\circ}C$, 기기냉각건물 환기계통(DVI)의 전 격실에서 $42.9^{\circ}C$, 전기건물 주환기 계통(DVL)의 L207 (Hot workshop) 격실에서 $57.3^{\circ}C$를 각각 나타났다. 이러한 온도값은 일반적인 원전의 기기검증 제한값인 $171^{\circ}C$이하이므로 내환경검증 요건을 만족하는 온도이다.

• 에너지공학
• /
• 제16권3호
• /
• pp.103-112
• /
• 2007

국내 1970년대에 설계 및 건설된 원자력발전소에 대해 침수분석을 수행한 결과 기기냉각수펌프 및 열교환기 건물, 주/보조건물, 중간건물 주증기 헤더 격실, 중간건물 주급수관 지역 및 하부층 등이 침수사고에 매우 취약하며 발전소 안전정지능력을 저해할 정도로 침수 영향이 심각한 것으로 판명되었다. 이들 지역에서의 침수원은 주급수관 파단이다. 현재 원자력발전소 내환경기기검증에서 주급수관 파단 방출량 계산은 수계산(Hand calculation)방법으로 Henry-Fauske 임계유량 모델 사용하고 있다. 이 방법은 배관파단 위치에서의 차압으로 계산되며, 실제 원자력발전소의 각종 제어로직에 의한 격리신호를 반영하지 못하므로 지나치게 보수적으로 파단 방출유량이 계산된다. 이러한 문제점을 개선하기 위해 원자력발전소 열수력계통 해석 전산코드인 RETRAN을 사용하여 원자력발전소 일/이차측 계통과 제어로직을 모사하고, 주급수관 파단 방출량 분석을 위한 입력가정과 해석방법을 개발하였다. 침수위 분석은 웨스팅하우스형 원자력발전소 격납건물 외부 하부격실에 대해 적용하였다. 전산코드 해석에서 각종 제어계통과 로직을 고려하였으며, 가장 제한적 사고조건을 계산하기 위해 노심출력, 파단형태, 면적, 위치 등의 조합으로 구성된 18개 사고 사례를 분석하였다. 그 결과 가장 제한적 사례 분석에서는 기존 수계산 분석에서보다 파단 방출유량이 크게 줄었고, 하부격실의 침수위도 상당히 낮아졌다.

• 한국재난정보학회 논문집
• /
• 제13권3호
• /
• pp.358-365
• /
• 2017

전세계적으로 재난에 의한 피해가 급증하면서 인명피해를 줄이기 위한 장비에 대한 기술 개발이 필요한 실정이다. 이에 소방안전 및 119구조 구급기술연구개발사업의 지원으로 "인명구조용 소방대원 근력지원장치 개발(2015 ~ 2018)" 과제를 통하여 재난환경 및 재난 대응 시나리오를 고려한 리프팅 성능(양중하중 100 kg 이상, 양중높이 1 m 이상, 양중거리 60 cm 이상, 양중속도 0.2 m/s 이상)을 만족하는 장비를 개발 중에 있다. 본 연구는 장치의 유용성을 판단하기 위해 양중성능 및 내환경 시험법을 제안하였고, 양중성능시험의 동역학 해석을 통해 근력지원장치의 상세사양을 분석 및 검증하였다. 본 연구를 통하여 제안한 시험 방법은 근력지원장치의 안정적인 성능 구현여부를 평가하는데 실용적으로 적용할 수 있을 것으로 판단된다.

• 동력기계공학회지
• /
• 제20권5호
• /
• pp.52-59
• /
• 2016

Environmental Qualification has been almost developed except those of Non-Material Sub-components for valves and pumps though the time has only passed about 10years since EQ test launch of Korea. However EQ test has been performed by a few of engineers under the conditions that experience of EQ test is insufficient and EQ system is not developed completely. In recent years, Strengthen Nuclear Safety Regulation is being done Strictly Nuclear safety components Verification Procedure for Non-Material Sub-components, but the reports contain only performance test results, not Enviro nmental test methods relating to real Aging Degradation. In this Study, there were developed to performance systematically research to acquire EQ technology for five specimens of the Non-Material Sub-components in the Nuclear Power Plant.