TD-100이란 필요성 및 기존사용1td-100의 필요성 및 기존사용 1 기존에 세척 소독 방법은 싱크대 수조의 흐르는 물에 세척하고 일정한 용기에
연구 필요성 (1/3) - KINS연구 필요성 (2/3) 국내∙외 안전 현안 및 규제기술...
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Contents
연구 필요성
전단계 연구
연구 내용
추진전략 및 중점사항
예상 연구 성과
요 약
2 Korea Institute of Nuclear Safety
연구 필요성 (1/3)
국내∙외 원자력 환경 및 시사점
후쿠시마 원전 사고 이후 노후 원전의 안전성에 대한 국민의 관심이 증폭됨
• 후쿠시마 제1원전 1호기는 40년 운전, 2~4호기는 30년 이상 운전
국내 가동원전 21기 중 9기가 20년 이상 장기운전, 1기는 30년 이상 계속운전 중임 (전세계 150여개 원전이 30년 이상 운전)
경년열화는 시간이 지남에 따라 누적되어 결국 원전 주요기기의 손상 및 기능 상실을 초래할 수 있음
경년열화로 인한 손상을 평가할 수 있는 건전성 평가 기술과 효과적인 경년열화 관리 및 완화를 위한 규제기술 개발이 필요
Global Nuclear Reactor, By Age(2010.6)
3
연구 필요성 (2/3)
국내∙외 안전 현안 및 규제기술 개발의 필요성
가동년수 증가에 따라 증기발생기, 원자로헤드 등 노후 기기의 교체와 경년열화 완화대책이 개발, 적용되고 있음
• 기기 교체 및 경년열화 완화대책 적용을 위한 심사 및 검사지침 개발 필요
경년열화 평가 및 관리가 상대적 미흡한 기기에서 경년열화로 인한 손상 사례 증가
• 원자로내부구조물, 접근제한설비 등에 대한 건전성 평가 및 효과적 경년열화 관리를 위한 규제기준 개발 필요
[증기발생기 교체계획] [배플포머볼트 균열] [RVI* 경년열화 취약부] [접근제한설비 경년열화]
4 *RVI: 원자로내부구조물 Korea Institute of Nuclear Safety
연구 필요성 (3/3)
국내∙외 안전 현안 및 규제기술 개발의 필요성
일본에서 발생한 극한자연재해에 대한 국내 원전의 안전성 확인 필요
• 설계기준초과지진에 대한 원전 주요기기 내진 안전성 평가 및 이에 대한 규제기준 개발 필요
신규 규제 수요 및 규제 요건 변경에 대비한 선행 연구 필요
• 대형냉각재상실사고(LB-LOCA) 재정의 대비 활성 손상 기구 또는 경년열화를 고려한 확률론적 건전성 평가 기법 개발 필요
설계기준초과지진에 대한 내진 안전성 평가 모델 활성손상기구 고려를 위한 확률론적 건전성 평가
기법 개발
5 Korea Institute of Nuclear Safety
전단계 연구 (1/6)
과제명 연구성과물
1 월성1호기 계속운전 경년열화관리계획 및 시간제한수명평가 규제기술 개발
월성1호기 경년열화관리계획 및 시간제한수명평가 규제검증기술
증기발생기 세관 건전성 평가 코드 등 규제평가코드(9건) 유동가속부식 평가지침 등 평가지침(3건) 및 규제지침(6건)
2 원전 PWSCC* 및 열피로 규제지침 및 경년열화 종합관리방안 개발
PWSCC 규제지침 열피로에 의한 배관 건전성 평가 규제지침 경년열화 종합관리 고시
3 이종용접부 가동중검사 기량검증 및 열화민감소재 신뢰성평가 규제기술 개발
이종금속용접부 가동중검사 기량검증 체계 평가를 위한 규제지침
열화민감소재 재료열화관리 프로그램
4 원자력발전소 안전관련 케이블 및 전동기 진단 규제기술 개발
안전관련 케이블 및 전동기 열화평가 및 상태감시 규제기술
국내외 케이블 데이터베이스 케이블 관리 관련 규제기준 및 지침
6 * PWSCC: 일차냉각수응력부식균열 Korea Institute of Nuclear Safety
전단계 연구 (2/6)
월성1호기 계속운전 경년열화관리계획 및 시간제한수명평가 규제기술 개발 월성1호기 계속운전 AMP(9항목) 및 TLAA(7항목)에 대한 규제기술 개발
규제지침서 및 평가지침서 개발
• 규제지침: 결함위치탐지계통 배관, 증기발생기 세관관리, 유동가속부식 등
• 평가지침: Weak Link, 고에너지배관 파단해석 등
평가프로그램 개발
• 결함연료 위치탐지계통 마모 평가 검증, 증기발생기 세관 건전성평가 검증, 압력관 결함해석 검증, 부등침하 해석 검증 등을 위한 프로그램 개발
데이터베이스 구축
• 월성 1호기 증기발생기 세관 검사결과 및 월성 1호기 2차측 배관 정보 등을 데이터베이스로 구축
7 Korea Institute of Nuclear Safety
[규제지침(증기발생기 세관)] [평가지침(Weak Link)] [부등침하 해석 검증프로그램] [압력관 결함 해석 검증프로그램]
전단계 연구(3/6)
원전 PWSCC 및 열피로 규제지침 및 경년열화 종합관리방안 개발 PWSCC, 열피로에 대한 규제 기술 및 경년열화 관리를 위한 고시안을 개발함.
PWSCC 규제기술 개발
• PWSCC 규제관리시스템(R-PWSCC) 및 잔류응력 평가 프로그램 등 개발
• 규제지침 개발: PWSCC 현황조사, 건전성평가, 완화대책, 손상처리, 검사 지침
배관 열피로 규제기술 개발
• 건전성평가 수행: 분기관 및 Mixing Tee에 관한 열유동 및 피로 해석
• 규제지침 개발: 분기관 및 Mixing Tee에 관한 규제지침(선정기준, 상세평가 등)
경년열화 종합관리 교과부고시(안) 개발
• 각 원전별 경년열화 데이터베이스 및 경년열화 규제관리시스템(R-Aging) 구축
• 경년열화 종합관리 교과부고시(안) 개발
– 발전소 전 수명기간(설계→제작 및 건설→운전→계속운전)에 걸친 경년열화 관리를 위함
8 Korea Institute of Nuclear Safety
[Mixing Tee 열유동 해석] [경년열화 규제관리시스템] [PWSCC 규제 지침] [PWSCC 규제관리시스템] [열피로 규제지침]
전단계 연구(4/6)
이종용접부 가동중검사 기량검증 및 열화민감소재 신뢰성평가 규제기술 개발 이종금속용접부 기량검증 능력을 향상하고, 열화민감소재에 대한 평가기술을 개발함.
이종금속용접부 가동중검사 기량검증 평가기술 개발
• 국제공동연구(PINC, PARENT) 참여하여 용접 노즐(DMW*, BMI**, WOL***)에 대한 국제 다자간 비교시험에 착수하여 라운드로빈 테스트 수행
• 이종금속용접부 내 UT 빔 추적모델개발
보수용접부 잔류응력완화를 위한 기술개발
• 레이져피닝, 유도가열열처리, WOL, Inlay에 대한 해석을 수행, 잔류응력 완화정도 비교 분석
열화민감소재 PMMD 프로그램 평가기술 개발
• 원자력재료열화연구회(PRIMA NET) 구축 및 PMMD 국제포럼(IFRAM) 구성
• Working Group을 통한 가동원전 재료열화연구 우선순위 도출
9 Korea Institute of Nuclear Safety
[노즐배관/BMI 시험편 좌표선정] [열화연구 우선순위 도출] [DMW 내 UT 빔 추적모델] [잔류응력 완화효과(LP+)]
*DMW: 이종금속용접부, **BMI:하부계측노즐, ***WOL: 오버레이용접, +LP: 레이저피닝
전단계 연구(5/6)
원자력발전소 안전관련 케이블 및 전동기 진단 규제기술 개발 케이블 열화감시 및 전동기 고장진단에 대한 규제기술을 개발함.
안전관련 케이블 열화 진단 기술 개발
• 국내외 케이블 종류/재질 데이터베이스 구축
• 3단자 체적저항률을 이용한 케이블 열화 진단 기술 개발
• 열화평가 장비개발 특허 (고저항 절연재료인 절연체의 3단자 체적저항률 측정)
• 케이블 상태감시 및 열화평가 규제기준 및 규제지침 개발
안전관련 유도전동기 진단 및 규제 기술 개발
• 전동기 운전 특성 연구(전원 모선 사고, 외부 과도현상(낙뢰)에 대한 동작 평가)
• 입력 전원 신호 분석을 통한 고장 진단 및 전동기 결함 예측기술개발
– 회전자 바 파손 및 편심 불량 신호 확인 가능
• 유도전동기 토크-속도-전류(TSC) 특성 해석: 신월성 FSAR 심사에 반영
– 격납건물 살수 펌프 전동기 TSC 검증 및 개선 요구
10 Korea Institute of Nuclear Safety
[고저항 절연재료 케이블 저항률 측정 기술] [유도전동기 토크-속도-전류 특성 해석]
G
MTr
UAT #1
1E 4.16kV A
UAT #2
Kori #1
Generator
GCB
G
RCP
EDG
ESF
N-1E 4.16kV A
1E 480V A
120V vital bus A
125V Battery
Inverter
1E 4.16kV BRCP
EDG
N-1E 4.16kV B
1E 480V B
Kori #2
Generator
CB 120
CB 220 CB 320
CB 420
CB 520
T/L #2 T/L #1
To SUT
G
MTr
UAT #1
1E 4.16kV A
UAT #2
Kori #1
Generator
GCB
G
RCP
EDG
ESF
N-1E 4.16kV A
1E 480V A
120V vital bus A
125V Battery
Inverter
1E 4.16kV BRCP
EDG
N-1E 4.16kV B
1E 480V B
Kori #2
Generator
CB 120
CB 220 CB 320
CB 420
CB 520
T/L #2 T/L #1
To SUT
[전동기 지락사고 모의 시뮬레이션]
전단계 연구 (6/6)
•경년열화 관리프로그램 •시간제한 수명평가
월성1호기 계속운전 평가
• PWSCC, 열피로, PTS*
설계 미반영 경년열화 평가
•이종금속용접부 검사 •케이블/전동기 감시
경년열화 검사 및 감시
•기기 보수 및 교체 •경년열화 완화대책
노후 기기 관리 규제 요건 개발
•원자로내부구조물 •접근제한설비
경년열화 관리 미흡 기기 선정
•기기 내진 검증 요건 • LB-LOCA+ 재정의
안전 현안/ 규제 요건 변경 대비
경년열화 데이터베이스
경년열화 규제검증코드
경년열화 법령 및 기준
경년열화 규제관리 시스템 구축
• 원전 노후화로 주요기기 교체 및 완화대책 본격 수행
• 관리 및 연구개발 미흡 기기의 경년열화 손상 사례 증가
• 설계기준초과지진에 대한 주요기기 내진 검증 필요
• LB-LOCA 재정의 대비 경년열화 기구 반영 파손확률 평가
규제기준/규제지침
심사/검사지침
기술지침
데이터베이스
검증평가 프로그램
전단계 연구결과와 통합하여
종합적 경년열화 관리 시스템
구축
전단계 및 현 기획 과제와의 연계성
11 *PTS: 가압열충격 +LB-LOCA: 대형냉각재상실사고 Korea Institute of Nuclear Safety
연구 내용 (1/5)
연구 목표 설정
장기가동원전 안전성 확보 규제기술 개발
원전 주요기기 동적영향 및 파손확률 평가 규제기술 개발
접근제한설비 경년열화평가 및 핵심기기 열화관리 규제기술 개발
원자로내부구조물 경년열화관리 및 평가 규제기술 개발
12 Korea Institute of Nuclear Safety
연구 내용 (2/5)
과제명
목 표
장기가동원전 안전성 확보 규제기술 개발
• 접근제한설비 경년열화평가 및 핵심기기 열화관리 규제기술 개발 • 원자로내부구조물 경년열화관리 및 평가 규제기술 개발 • 원전 주요기기 동적영향 및 파손확률 평가 규제기술 개발
내 용
제1세부과제 제2세부과제 제3세부과제
• 접근제한설비
가동중검사 요건 개발
• 접근제한설비 건전성
평가 및 완화대책 평가
• 핵심기기 교체 등에
관한 심사 및 검사지침
개발
• 예방적 재료열화관리
종합 가이드라인 구축
• 원자로내부구조물
경년열화관리
규제기술 개발
• 원자로내부구조물
건전성평가 규제검증
체계 구축
• 원자로내부구조물
건전성평가 지침 개발
• 원전 기기 성능기반
내진설계 규제요건
개발
• 환경피로 및 가상
배관파단 동적영향
평가 규제기술 개발
• LB-LOCA 재정의 대비
배관파손확률평가
규제기술 개발
13 Korea Institute of Nuclear Safety
연구 내용 (3/5)
제1세부 접근제한설비 경년열화평가 및 핵심기기 열화관리 규제기술 개발
필요성
• 접근이 제한되어 검사/관리가 미흡하였던 접근제한설비의 손상 사례 증가로 인해 검사 신뢰성 확보, 완화대책 개발 요구
• 설비 노후화로 인해 핵심기기 교체/보수 사례 증가 예상 • 재료 열화를 사전에 예방하기 위한 예방적 재료열화 관리 요구
[기기교체] [매설배관 누설] [매설배관 막힘] [열화민감도 분석]
내 용
• 접근제한설비 경년열화 평가 접근제한설비 경년열화평가 및 완화대책 기술지침 개발 접근제한설비 데이터베이스 구축
• 핵심기기 열화관리 규제기술 개발 핵심기기 열화관리(보수/교체 포함) 심사지침 개발 핵심기기 열화관리(보수/교체 포함) 검사지침 개발
• 예방적 재료열화관리 종합 가이드라인 구축 예방적 재료열화관리 기술지침 개발
14 Korea Institute of Nuclear Safety
연구 내용 (4/5)
제2세부 원자로내부구조물 경년열화관리 및 평가 규제기술 개발
필요성
• 원자로내부구조물 배플포머볼트 균열 발생 등 손상사례 증가 • 원자로내부구조물 건전성 평가 기술기준 및 평가절차 미흡 • 장기가동운전을 위한 원자로내부구조물 경년열화관리 강화 및 규제방안 제시 필요
[RVI* 경년열화 취약부] [배플포머볼트 균열발생] [원자로내부구조물 건전성 평가]
내 용
• 원자로내부구조물 경년열화 평가 원자로내부구조물 경년열화 데이터베이스 구축 원자로내부구조물 경년열화 관리 프로그램 심사지침 개발
• 원자로내부구조물 건전성 평가 원자로내부구조물 FSI+ 및 하중지지능력 평가 원자로내부구조물 지진해석 프로그램 개발
• 원자로내부구조물 건전성 평가 검증체계 구축 원자로내부구조물 건전성 평가 기술지침 개발 원자로내부구조물 건전성 평가 검증 프로그램 개발
15 *RVI: 원자로내부구조물 +FSI: 유체-구조물 상호작용 Korea Institute of Nuclear Safety
연구 내용 (5/5)
제3세부 원전 주요기기 동적영향 및 파손확률 평가 규제기술 개발
필요성
• 설계기준초과지진에 대한 원전 주요기기 내진 안전성 평가 요구 • 원전 주요기기 환경피로 및 동적영향 평가 관련 규제기준 개발 필요 • LB-LOCA 재정의 대비 활성 손상 기구 또는 경년열화를 고려한 확률론적 건전성 평가 기법 개발 필요
[후쿠시마원전사고] [지진 대비 기기 내진안전성 평가] [확률론적 건전성 평가]
내 용
• 원전 주요기기 동적영향 평가 설계기준초과 동적하중에 대한 안전여유도 평가 기술 개발
• 환경피로 및 가상배관파단 동적영향 평가 환경피로를 고려한 가상배관파단 동적영향 평가 프로그램 개발 가상배관파단 동적영향 평가 규제기준 개발
• LB-LOCA 재정의 대비 확률론적 건전성 평가 기술 및 규제요건 개발 가동원전 배관 손상 데이터베이스 구축 LB-LOCA 재정의 대비 기술지침 개발
16 Korea Institute of Nuclear Safety
추진전략 및 중점사항
CODAP, IFRAM, PARTRIDGE*
연구결과 신뢰성 확보
국제공동연구 참여
규제현안/경험 적극 반영 규제활용성 극대화
규제전문인력 연구수행
경년열화 관리 건전성 평가 신규 규제 수요
기기교체/보수 심사/검사지침
접근제한설비/완화대책 평가
1
과제
설계기준초과 동적 하중/내진검증
활성열화기구 반영 확률론적 건전성 평가
3
과제
2
과제
RVI 경년열화관리 프로그램 심사지침
RVI 건전성 평가 검증체계 구축
규제기술 개발 연구 수행
•주기적안전성평가 심사 •계속운전 심사 •경년열화관리 프로그램 심사
•건전성 평가 규제검증 •접근제한설비 검사 •기기 보수/교체 심사 •기기 보수/교체 검사 •설계기준초과하중 대비 설비보강 요건 도출
•내진검증 심사 • LB-LOCA 규제요건 개발
장기가동원전 안전성확보 [규제활용]
17 * CODAP: Component Operational Experience, Degradation and Aging Program, *IFRAM: International Forum for Reactor Aging Management * PARTRIDGE: Probabilistic Analysis as a Regulatory Tool for Risk-Informed Decision Guidance
예상 연구 성과 (1/2)
• 원자로내부구조물 경년열화관리 심사지침
• 원자로내부구조물 건전성평가 기술지침
• 원자로내부구조물 경년열화 데이터베이스
• 원자로내부구조물 지진해석 프로그램
• 원자로내부구조물 한계하중 평가 프로그램
• 원자로내부구조물 건전성평가 검증 프로그램
원자로내부구조물 경년열화관리 및 평가 규제기술 개발
• 환경영향을 고려한 배관 피로평가 기술지침
• 배관파손확률 평가 기술지침
• LB-LOCA 재정의 기술지침
• 국내외 건설/가동원전 배관 손상 데이터베이스
• 배관파손확률 평가 프로그램(활성열화기구 고려)
• 가상배관 동적영향 평가 프로그램
원전 주요기기 동적영향 및 파손확률 평가 규제기술 개발
• 핵심기기 열화관리(보수/교체 포함) 심사지침
• 핵심기기 열화관리(보수/교체 포함) 검사지침
• 접근제한설비 가동중검사 요건 및 검사지침
• 접근제한설비 경년열화 완화대책 평가 기술지침
• 예방적 재료열화관리 기술지침
• 예방적 재료열화평가 데이터베이스
접근제한설비 경년열화평가 및 핵심기기 열화관리 규제기술 개발
최종 연구 성과
18 Korea Institute of Nuclear Safety
예상 연구 성과 (2/2)
1차년도(2012년도) 연구 성과
• 원자로내부구조물 경년열화 데이터베이스
• 원자로내부구조물 균열발생 평가 보고서
• 원자로내부구조물 주요부위 유동특성분석 보고서
원자로내부구조물 경년열화관리 및 평가 규제기술 개발
• 원전 주요 기기 내진설계 기술분석 보고서
• 건설/가동원전 국내외 배관 손상 데이터베이스
• 가상 배관파단 동적영향 평가 기술분석 보고서
원전 주요기기 동적영향 및 파손확률 평가 규제기술 개발
• 균열탐지확률 50% 이하 접근제한설비 기술분석 보고서
• 국내외 가동원전 핵심기기 보수/교체사례 분석 보고서
• 예방적 재료열화평가 우선순위 데이터베이스
접근제한설비 경년열화평가 및 핵심기기 열화관리 규제기술개발
19 Korea Institute of Nuclear Safety
요 약
가동원전 운전연수의 증가와 후쿠시마 원전 사고로 인해 장기가동원전 안전성에 대한 사회적 관심이 증가하고 있음.
전단계(2010년~2011년) 연구를 통하여 다음 항목에 대한 경년열화 관리 규제기술 및 경년열화 종합관리 방안을 마련함.
월성 1호기 계속운전 AMP 및 TLAA
이종금속용접부 PWSCC, 배관 열피로, 케이블 및 전동기 열화
규제 현안, 신규 규제 수요 등을 고려하여 다음에 대한 연구를 수행할 예정임.
접근제한설비 경년열화평가 및 핵심기기 열화관리 규제기술 개발
원자로내부구조물 경년열화관리 및 평가 규제기술 개발
원전 주요기기 동적영향 및 파손확률 평가 규제기술 개발
최종 연구 성과물을 전단계 연구성과와 통합하여 경년열화 규제관리 시스템에 반영하고, 규제활동에 적극 활용할 예정임.
20 Korea Institute of Nuclear Safety
Korea Institute of Nuclear Safety 21