• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제35권2호
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• pp.57-62
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• 2010

원전 계획예방정비기간 증기발생기 수실작업, 가압기 전열관교체 또는 압력관피더 제거작업 지역 등은 높은 방사선량률을 보이는 지역으로, 짧은 시간 동안의 작업으로 작업종사자는 높은 피폭을 받을 가능성이 있다. 특히, 방사성물질과 접촉하는 손 부위는 높은 피폭이 일어날 수 있다. 이런 점을 고려하여 국내 가압경수로원전과 가압중수로원전의 계획 예방정비기간 중 증기발생기 수실 노즐댐 설치와 제거작업, 원자로 냉각재펌프 보수작업, 원자로헤드 보수 및 검사작업 등과 같은 고피폭 접촉작업에서 방사선작업종사자의 말단선량을 측정하기위한 현장시험을 실시하였다. 여기에 참여한 작업종사자는 가슴과 등 부위에 일상적인 절차에 따른 복수선량계를 패용한 것 이외에 손목에 개인선량계를 추가로 패용하였고, 손가락 부위에는 말단선량계 (Extremity dosimeter)를 패용하였다. 그 결과, 손가락이 받는 등가선량은 각각 손목이 받는 등가선량 및 가슴 또는 등 부위가 받는 등가선량과 일정한 비율로 평가됨을 확인하였다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제16권3호
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• pp.389-396
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• 2018

국내 가동원전 중 2-루프 가압경수로인 고리1호기는 약 40년 운전한 후, 2017년 6월 18일 영구정지되었다. 영구정지된 고리 1호기는 주요 해체작업을 수행하기전에 계통내 선량률을 저감시켜 작업자피폭을 최소화하기 위한 계통제염을 수행할 예정이다. 일반적으로, 계통제염 범위는 원자로압력용기, 가압기, 증기발생기, 화학 및 체적제어계통, 잔열제거계통 및 원자로 냉각재계통 주요배관을 포함한다. 이러한 계통 및 기기 등을 효율적으로 제염하기 위해서는 제염과정에서 원자로냉각재계통내 유동특성을 평가할 필요가 있다. 계통제염을 위해 순환유량을 제공하는 방법은 다양하나, 본 논문에서는 잔열제거펌프 운전에 따른 고리1호기 원자로냉각재계통내 유동특성을 평가하였다. 잔열제거펌프를 이용한 계통제염은 원자로냉각재 내 유량의 불균형을 초래하여 계통내 기기 및 배관 등에 불순물을 침적시켜 제염이 효율적이지 않다는 것으로 평가되었다.

• 비파괴검사학회지
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• 제35권4호
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• pp.268-274
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• 2015

용접 오버레이법은 1980년 초반에 배관 용접부 결함의 임시 보수방법으로 미국발전소에 처음 사용되었다. 원자력발전소의 배관 오버레이 용접부는 초음파검사 기술을 이용하여 주기적으로 검사되어야 한다. 최근 위상배열 초음파 기술 발달로 휴대하기 좋은 소형 장비를 이용할 수 있게 되었다. 현재, 완화기법 및 또는 복잡한 형상의 검사체의 표면검사 조건을 개선하기 위한 선제적인 용접 오버레이 기법 적용이 일반적으로 사용되고 있다. 복합적인 형상(용접 오버레이, 기존 용접부 및 모재)의 적당한 검사를 위해서는 여러 개의 일반 초음파검사용 초점 탐촉자들이 필요하게 된다. 대안으로 위상배열 초음파 탐촉자는 일반 초음파검사 탐촉자와 비교하여 더 좋고 빠른 커버리지를 제공하기 위해 다양한 초점거리에서 여러 검사 각도를 동시에 발생시킬 수 있다. 그래서, 이 기술은 검사 속도 증가, 비용 절감, 방사선 피폭을 줄일 수 있다. 이 논문에서는 현장검사에서 검출된 PAUT 신호에 대한 신호 분석 결과를 설명하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권5호
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• pp.645-660
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• 1995

표준원전을 대상으로하여 저수위 운전시의 잔열제거제통상실사고를 RELAP5/MOD3 및 RELAP5/MOD3.1 전산프로그램을 이용하여 분석하였다. 증기발생기가 이용가능할 때 원자로냉각재계통에 배기 경로가 없는 경우와 배기경로가 있는 경우에 대하여 분석을 수행하였다. 배기경로가 없는 경우에 대해 RELAP5 /MOD3 전산프로그램과 RELAP5 /MOD3.1 전산프로그램으로 비교 분석을 수행하였다. 분석 결과 두 전산프로그램의 계산결과는 정성적인 면 뿐 아니라 정량적 인면도 비교적 잘 일치하였다. 그러나 계산결과로부터 RELAP5 /MOD3의 경우에는 벽 열전달모델의 결함이 발견되어 배기경로가 있는 경우에 대해서는 RELAP5 /MOD3.1 전산프로그램을 이용하여 분석을 수행하였다. 분석결과 원자로정지후 하루가 지났을때 배기경로가 없는 경우에는 두개의 증기발생기로도 잔열이 충분히 제거되지 않아 원자로계통의 압력이 지속적으로 증가하여 사고개시 후4,000초 정도에 원자로계통의 임시밀봉재의 설계압력인 0.24MPa에 도달하였다. 가압기 안전밸브 용량의 세배정도 크기의 배기경로가 있는 경우에는 10,000 초가 지나도 원자로냉자재계통의 압력이 0.24 MPa에 도달하지 않았으며 노심노출이 초래되지 않았다. 분석결과의 상세한 검토를 통해서 저수위 운전시 잔열제거능력 상실사고가 발생하였을 경우 REL-AP5/MOD3.1을 이용한 사고해석 방법론의 타당성을 제안하였으며 또한 적절한 배기용량을 산정하기 위한 자료를 제공하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권2호
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• pp.203-215
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• 1995

소형냉각재 상실사고시 원자로냉각재펌프( RCP )의 지속적인 운전은 원자로냉각재의 불필요한 누출을 초래하여 심각한 노심노출 및 이에따른 핵연료 손상을 야기시킬 수 있다. TMI 사고 후 미국 NRC의 요구에 따라 CE형 발전소 사용자 단체에서는 “T2/L2”라는 RCP 트립전략을 개발하여 CE형 발전소에 적용 가능토록 일반비상운전지침서에 반영하였다. 상기 T2/L2 RCP 트립전략은 사고후 원자로 냉각재 계통의 압력이 감소하여 RCP 트립설정치에 도달하면 처음 두대의 RCP를 우선 정지시키고, 사고가 LOCA임이 확인되면 나머지 두대의 RCP를 정지시키는 방식을 채택하고 있다. 본 논문에서는 영광3, 4호기의 RCP 트립설정치를 분석, 선정하고 T2/L2 전략의 안전운전양상을 입증하였다 분석결과, 최악의 파단크기로 밝혀진 0.15 ft$^2$의 고온관 파단 LOCA 영광3, 4호기 RCP 트립설정치는 가압기 압력 1775 psia로 나타났으며, 운전원이 마지막 두대의 RCP를 트립시키지 못하였을 경우 혹은 최악의 시점에서 정지시켰을 경우에도 영광3, 4호기의 노심냉각능력은 확보될 수 있음이 확인되었다. 또한 영광3, 4호기의 RCP 트립전략은 미국 NRC가 요구하는 최대 핵연료피복재온도 관점에서의 10 CFR 50.46 요구조건과 운전원 조치시간 관점에서의 ANSI 58.8 요구조건도 충분히 만족함이 판명되었다 따라서, 1775 psia의 RCP 트립설정치를 사용한 영광3, 4호기의 T2/L2 RCP 트립전략은 사고시 운전원에게 향상된 운전지침을 제공할 수 있을 것으로 판단된다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제27권4호
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• pp.470-482
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• 1995

2025 MWt 가압경수로인 울진 3, 4호기에는 설계기준초과사고인 완전급수상실사고를 완화하기 위하여 안전감압계통이 채택되었다. 본 논문은 울진 3, 4호기의 안전감압계통의 방출유량을 결정하기 위한 해석방법 및 결과에 대하여 논의하였다. 안전감압계통의 방출용량을 다음과 같은 두가지의 설계요건에 따라 결정하였다 : 1) 두 개의 고압안전주입펌프 중 하나의 펌프만이 작동하고 운전원이 안전감압계통의 한 계열의 감압경로를 가압기안전밸브가 열리자마자 개방하였을 경우 노심노출을 방지하여야 한다 2) 두 개의 고압안전주입펌프가 모두 작동하고 두 계열의 안전감압경로를 가압기안전밸브가 열린 후 30분 뒤에 개방하였을 경우 노심노출을 방지하여야 한다. CEFLASH-4AS/REM 전산코드의 모델 및 해석 결과의 타당성을 검토하기 위하여 REL-AP5/MOD3를 이용한 해석을 수행하였다. 운전원의 복구과정이 없을 경우와 운전원이 충전 및 유출운전에 의해 사고를 완화하는 경우의 완전급수상실사고 경위에 대해 수치모사를 수행하였다. 두 사고 경 위에 대해 CEFLASH-4AS/REM에 의해 예측된 원자로계통의 주요 열수력학적 거동이 RELAP5 /MOD3에 의한 결과와 정성·정량적으로 잘 일치하는 것을 알 수 있었다. 결론적으로 울진 3, 4호기에 대해 완전급수상실사고시 안전감압계통을 이용한 충전 및 유출운전에 의해 잔열제거 및 일차계통냉각재 재고량 유지가 성공적으로 이루어짐을 수치모사를 통해 확인 할 수 있었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제50권3호
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• pp.356-367
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• 2018

A series of tests dedicated to station blackout (SBO) accident scenarios have been recently performed at the $Prim{\ddot{a}}rkreislauf-Versuchsanlage$ (primary coolant loop test facility; PKL) facility in the framework of the OECD/NEA PKL-3 project. These investigations address current safety issues related to beyond design basis accident transients with significant core heat up. This work presents a detailed analysis using the best estimate thermal-hydraulic code TRACE (v5.0 Patch4) of different SBO scenarios conducted at the PKL facility; failures of high- and low-pressure safety injection systems together with steam generator (SG) feedwater supply are considered, thus calling for adequate accident management actions and timely implementation of alternative emergency cooling procedures to prevent core meltdown. The presented analysis evaluates the capability of the applied TRACE model of the PKL facility to correctly capture the sequences of events in the different SBO scenarios, namely the SBO tests H2.1, H2.2 run 1 and H2.2 run 2, including symmetric or asymmetric secondary side depressurization, primary side depressurization, accumulator (ACC) injection in the cold legs and secondary side feeding with mobile pump and/or primary side emergency core coolant injection from the fuel pool cooling pump. This study is focused specifically on the prediction of the core exit temperature, which drives the execution of the most relevant accident management actions. This work presents, in particular, the key improvements made to the TRACE model that helped to improve the code predictions, including the modeling of dynamical heat losses, the nodalization of SGs' heat exchanger tubes and the ACCs. Another relevant aspect of this work is to evaluate how well the model simulations of the three different scenarios qualitatively and quantitatively capture the trends and results exhibited by the actual experiments. For instance, how the number of SGs considered for secondary side depressurization affects the heat transfer from primary side; how the discharge capacity of the pressurizer relief valve affects the dynamics of the transient; how ACC initial pressure and nitrogen release affect the grace time between ACC injection and subsequent core heat up; and how well the alternative feeding modes of the secondary and/or primary side with mobile injection pumps affect core quenching and ensure stable long-term core cooling under controlled boiling conditions.