원자력발전소 주요설비의 내진성능 평가를 위한 진동대 실험

김민규 ( Kim Min Kyu ) 한국구조물진단유지관리공학회 2021 한국구조물진단유지관리공학회 학술발표대회 논문집 Vol.25 No.2

원자력발전소는 발전소가 건설되어지 해당 부지의 지리적 지형적 특성을 고려하고 부지에서 발생가능한 지진력에 대하여 충분한 안전성을 확보하도록 설계된다. 그럼에도 불구하고 발전소에 설치되는 모든 기기들은 발전소의 설계지진동에 충분히 견딜수 있는 가를 평가하기 위한 내진검증 시험을 거치게 된다. 그러나 내진검증 시험으로는 설계지진 이상의 지진이 발생하였을 경우 기기들의 안전성을 확인할 수 없게 된다. 따라서 실제 원자력발전소가 어느정도의 지진동에 안전성을 확보하고 있는지를 확인하려면 주요 구조물과 기기에 대한 극한 지진하중에 대한 진동대 실험을 통해서 내진성능 평가 실험을 수행하여야 한다. 이러한 실험은 진동대의 성능을 최대한 이용하여 수행되고 때로는 진동대의 최대성능을 발휘하더라도 구조물 또는 기기의 파괴를 확인 할 수 없는 경우도 발생한다. 따라서 본 논문에서는 원자력발전소의 주요설비의 내진성능 평가를 위하여 기존에 수행하였던 주요 실험을 소개하고 이러한 실험 결과들을 근거로 하여 향후 좀 더 정확한 내진성능 평가를 위하여 필요한 진동대의 성능에 대한 제안을 하였다.

원자력전지용 열전소자의 발전성능해석

한승우,아지즈 한국항공우주학회 2015 한국항공우주학회 학술발표회 논문집 Vol.2015 No.11

우주탐사선의 전력원으로 사용되는 방사성 동위원소 열전발전기(RTG: Radioisotope Thermoelectric Generator)는 대표적인 원자력 전지이다. 본 연구에서는 원자력 전지에 사용하는 열전소자에 대하여 유한요소해석(Finite element method)을 이용하여 발전성능을 평가하고자 한다. 이때 유한요소해석은 전기장과 온도장을 연계하여 수행하게 된다. 해석결과를 통하여 주어진 온도조건에 대하여 열전소자의 전형적인 발전특성인 발전량-저항 특성곡선, 전압-전류 특성곡선을 얻을 수 있게 된다. 이러한 해석 결과는 열전소자의 소재선정, 구조설계, 치수 및 형상 결정 등 원자력전지 설계를 위한 유용한 데이터로 활용할 수 있다. RTG(Radioisotope thermoelectric generator) is the representative power generator for spacecraft. In this study, FEA(Finite element analysis) of thermoelectric modules for RTG was carried out in order to evaluate power production performance. Electrical fields and thermal fields coupled problems are solved in thermoelectric analysis. The relationships between power output and electrical resistance, voltage and current of thermoelectric modules according to temperature differences are obtained as results. These analysis results are useful in the design of RTG; materials selection, structural design, dimension decision and shape decision.

원전 전기캐비넷의 지진취약도 재평가를 위한 진동대 실험

김민규,최인길,Kim, Min-Kyu,Choi, In-Kil 한국전산구조공학회 2011 한국전산구조공학회논문집 Vol.24 No.3

본 연구에서는 원자력발전소의 주요 설비중의 하나인 전기설비를 대상으로 지진취약도 재평가를 위한 진동대 실험을 수행하였다. 원자력발전소 내에는 많은 전기설비들이 설치되어 있으며, 이러한 전기설비의 손상은 전기설비 자체의 손상에서 그치는 것이 아니고 발전소 전체의 안전성에 큰 영향을 미칠 수 있다. 따라서 원자력발전소의 확률론적 지진안전성 평가에서는 주요 전기설비에 대한 지진취약도 결과를 활용한 평가를 수행하고 있다. 본 연구에서는 기존의 확률론적 지진안전성 평가에서 사용하고 있는 전기설비의 지진취약도 값에 대한 재평가를 위하여 원자력발전소에서 사용하고 있는 주요 기기에 대한 진동대 실험을 수행하였다. 평가대상 전기설비로는 480V MCC를 선정하였으며, 진동대 실험을 위하여 NRC 설계지진, 등재해도 스펙트럼에 의한 인공지진 그리고 PAB165'에서의 층응답스펙트럼을 이용한 인공지진의 3가지 지진파를 이용하였다. 설계지진동 수준인 최대지반가속도 0.2g부터 단계적으로 입력수준을 증가시키면서 실험을 수행하였다. NUREG/CR-5203에서 제시하고 있는 방법에 의거하여 캐비넷에서의 증폭비를 비교하였으며, EPRI TR-103959의 방법으로 취약도 평가를 수행하여 기존의 확률론적 지진안전성 평가에서 사용하고 있는 지진취약도 결과와 비교하였다. 결론적으로 기존의 보고서에서 제시하고 있는 취약도 결과가 다소 보수적으로 평가하고 있음을 알 수 있었다. In this study, a seismic behavior of electrical cabinet system in Nuclear Power Plants(NPPs) was evaluated by the shaking table test. A 480V Motor Control Centers(MCCs) was selected for the shaking table test, and a real MCC cabinet for the Korea Nuclear Power Plant site was rented by manufactured company. For the shaking table tests, three kinds of seismic input motions were used, which were a US NRC Reg. guide 1.60 design spectrum, a UHS spectrum and PAB 165' floor response spectrum(FRS). Especially, the UHS input motion was selected for an evaluation of structural seismic amplification effects, three directional accelerations were measured at three points outside on the cabinet system and also that of the incabinet response amplification, accelerations were measure at two points which were mounted in electrical equipment such as relay. Seismic amplification effect is determined at the outside and inside of a cabinet as input seismic motion, and compared to the results which are calculated by analytical method based on NUREG/CR-5203.

지진격리된 원자력발전소 연결배관의 실제 손상 기반 지진취약도 분석

전법규 ( Jeon Bubgyu ),김성완 ( Kim Sungwan ),윤다운 ( Yun Dawoon ),임승현 ( Eem Seunghyun ),함대기 ( Hahm Daegi ) 한국복합신소재구조학회 2021 복합신소재구조학회논문집 Vol.12 No.3

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 분석을 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. A seismic isolation system installed in a nuclear power plant (NPP) can withstand a load caused by an earthquake. However, a larger relative displacement may occur in the system compared with its absence. Therefore, the seismic risk in an interface piping system that connects base-isolated and general structures can increase. Hence, seismic-fragility analysis of these piping systems is necessary. In this study, a seismic-fragility analysis was performed on base-isolated APR1400 NPPs and their main steam line. The main steam line is an interface pipe that connects the base-isolated auxiliary and turbine buildings. The failure mode of the seismic-fragility analysis was defined as a leak-through crack. The leakage point was quantified as a damage index through the experimental and numerical analysis results and was employed as a failure criterion in the seismic-fragility analysis. The seismic-fragility curves were assigned representative values as damage indexes, namely, average, median, maximum, and minimum, at the leak point by considering the uncertainty of the failure criterion.

왕복동식 펌프의 점진적인 성능 저하 진단을 위한 FPGA 기반 에뮬레이터 구현에 관한 연구

임상선(Sang Sun Lim),김우식(Wooshik Kim),김태윤(Tae Yun Kim),채장범(Jang Bom Chai) 대한기계학회 2017 大韓機械學會論文集A Vol.41 No.1

이 논문의 목적은 원자력 발전소의 급수 펌프인 왕복동식 펌프의 연속적인 사용으로 인한 점진적인 성능저하의 정도를 진단하는 방법을 개발하는 것이다. 일반적으로 이러한 점진적인 성능 저하는 너무 서서히 진행되기 때문에 기존의 진단 방법으로는 그 성능 저하의 정도를 판단하기 어렵다. 하지만 정상 상태의 파라미터들을 제공하는 기계가 있다면, 현재의 상태와 비교하여 성능 저하의 정도를 파악하는 것이 가능해 진다. 이 논문은 점진적인 성능 저하를 식별하는데 사용할 수 있는 새로운 방법을 제안한다. 건강한 상태의 펌프의 정보를 제공하는 에뮬레이터를 FPGA 사용하여 개발하는 과정을 보이고, 실제 펌프로부터 수집한 데이터와 비교하여 에뮬레이터가 동작한다는 것을 보인다. The purpose of this study is to develop a method for diagnosing the degree of gradual degradation of a reciprocating pump caused by continuous use as a water supply pump in a nuclear power plant. Normally, the progress of such degradation is too slow to be noticed. Hence, it is difficult to determine the degree of degradation using the existing diagnostic methods. In this paper, we propose a new method by which the normal state and the degraded state of the pump can be differentiated, so that the degree of degradation can be identified. First, an emulator was developed using FPGA by providing the parameters of the pump under normal state, so that the emulator generates the information of the pump in the healthy state. Then, by comparing this information with the parameters received from various output sensors of the emulator during the current state, it is possible to identify and measure the degree of gradual degradation. This paper presents some of the results obtained during the development process, and results that show how the emulator operates, by comparing the data collected from an actual pump.

원자력발전소 펌프 메카니컬씰 성능저하 변수 측정에 관한 연구

이상국(S. G. Lee),이도환(D. H. Lee) 한국동력기계공학회 2009 한국동력기계공학회 학술대회 논문집 Vol.2009 No.11

Mechanical seals are widely used in many typed of rotating power plant equipment, especially pumps of various sizes and pressure ratings. Even though mechanical seals are capable of providing reliable long-term service with proper consideration to design, application, installation, and maintenance, they still exhibit unsatisfactory performance, short life, and unpredictable failures in some applications. As such, mechanical seals have a significant influence on the reliability of power plant equipment. Thus, the purpose of this study is to analyze the failure modes and parameters of mechanical seals and its mechanism that are responsible for the failures. Through this study, we are going to improve the measurement method for detecting of degradation conditions of mechanical seal system.

원자력발전소 비상디젤발전기 상태감시 기술 적용 연구

최광희(K. H. Choi),박종혁(J. H. Park),박종은(J. E. Park),이상국(S. G. Lee) 한국동력기계공학회 2009 동력시스템공학회지 Vol.13 No.1

미국과 독일 원자력 발전소 성능검증 정책 사례 조사를 통해서 본 국내 성능검증관리제도의 우수성과 개선과제

임현수(Lim, Hyun-su),김창윤(Kim, Changyoon) 대한토목학회 2022 대한토목학회 학술대회 Vol.2022 No.10

원전 설비용 면진장치 및 지침서 개발 연구

이진형(Lee, Jin-Hyeong),이민석(Lee, Min-Seok) 대한건축학회 2021 대한건축학회 학술발표대회 논문집 Vol.41 No.1

해체원전 활용 안전관련 기기 내진성능평가 방안

이홍표(Lee, Hong Pyo),이채빈(Lee, Chae Been),전법규(Jeon, Bub Gyu) 대한토목학회 2023 대한토목학회 학술대회 Vol.2023 No.10