전력사업자의 브랜드 매니지먼트

문호림(Ho Rim Moon),이재호(Jaiho Lee),박영섭(Young Sheop Park) 대한기계학회 2011 대한기계학회 춘추학술대회 Vol.2011 No.10

APR+ 대체교류발전기의 가스터빈 대체에 대한 민감도분석

문호림(Ho Rim Moon),박범락(Bhum Lak Park),김태진(Tae Jin Kim),강용철(Yong Chul Kang) 대한기계학회 2011 대한기계학회 춘추학술대회 Vol.2011 No.5

원자력발전소의 대체교류발전기는 소내외정전에 대처하기 위하여 설치 및 운영되고 있다. 국내 원자력발전소에서 사용되고 있는 대체교류발전기의 구동형식은 디젤발전기이다. 가스터빈은 디젤발전기보다 구조가 간단하고 유지정비주기가 길다는 장점이 있는 반면에 국내 원자력발전소에 적용사례가 없을 뿐만 아니라, 국내 운전/정비경험이 적은 단점이 있다. 본 논문의 목적은 원자력별전소의 설계개념인 다양성을 고려하여 APR+ 대체교류발전기를 가스터빈으로 대체하였을 경우에 대한 민감도를 분석하는 데 있다. 이를 위하여 디젤발전기와 가스터빈의 물리적 특성과 국내의 대체교류발전기 적용현황, 그리고 US-APWR 의 비상디젤발전기 및 대체교류발전기의 가스터빈 적용사례를 조사하였다. 마지막으로 신뢰도 데이터에 대한 민감도 분석과 APR+ 확률론적 안전성평가 모델에 가스터빈 대체교류발전기를 작용하여 노심손상빈도의 민감도를 분석하였다. Alternate Alternating Current(AAC) of Nuclear Power Plant(NPP) is installed in order to cope with Station Black Out(SBO). The drive type of AAC has been used to diesel engine in Korea' NPP. The structure of Gas Turbine Generator(GTG) is simpler than a diesel generator(DG). And GTG has the advantage of longer interval to maintenance. But, AAC was not applied to NPPs in Korea because the operation/maintenance’ experience is less. The purpose of this paper is to analyze safety of APR+ considering a diversity of AAC. This paper analyzes reliability data, mechanical specification on DG and GTG, and sensitivity of core damage frequency.

APR+ 확률론적 안전성평가 및 대형냉각재상실사고 성공기준과 파단크기 민감도 분석

문호림 ( Ho Rim Moon ),김한곤 ( Han Gon Kim ) 한국안전학회(구 한국산업안전학회) 2016 한국안전학회지 Vol.31 No.6

Standard design of APR+(advanced power reactor plus) was certified at 2014 by Korea regulatory body. Based on the experience gained from OPR1000 and APR1400, the APR1400 was being developed as a 1,500MWe class reactor using Korean technologies for design code, reactor coolant pump, and man-machine interface system. APR+ has been basically designed to have the seismic design basis of safe shutdown earthquake (SSE) 0.3g, a 4-train safety concept based on N+2 design philosophy, and a passive auxiliary feedwater system (PAFS). Also, safety issues on the Fukushima-type accidents have been extensively reviewed and applied to enhance APR+ safety. APR+ provides higher reliability and safety against tsunami and earthquake. The purpose of this paper is to implement probabilistic safety assessment considering these design features and to analyze sensitivity of core damage frequency for large loss of coolant accident of APR+.

APR+ 대체교류발전기의 가스터빈 적용에 대한 민감도분석

문호림(Ho Rim Moon),박범락(Bhum Lak Park),박영섭(Young Sheop Park) 대한기계학회 2012 大韓機械學會論文集A Vol.36 No.1

원자력발전소의 대체교류발전기는 소내정전에 대처하기 위하여 설치되고 있다. 국내 원자력발전소에서 사용되고 있는 대체교류발전기의 구동형식은 대부분 디젤발전기이다. 가스터빈은 디젤발전기보다 구조가 간단하고 유지정비주기가 길다는 장점이 있지만 국내 원자력발전소에 적용사례가 없다는 단점이 있다. 본 논문의 목적은 APR+ 대체교류발전기의 구동형식을 선정하기 위하여 디젤발전기와 가스터빈의 민감도 분석을 하는 데 있다. 이를 위하여 디젤발전기와 가스터빈의 물리적 특성과 국내의 대체교류발전기 적용현황, 그리고US-APWR 의 비상발전기 및 대체교류발전기의 가스터빈 적용사례를 조사하였다. 마지막으로 신뢰도 데이터에 대한 민감도 분석과 신형 노형인 APR+에 가스터빈 대체교류발전기를 적용하여 노심손상빈도의 민감도를 분석하였다. Alternate alternating current (AAC) is used in nuclear power plants (NPPs) in order to cope with station black outs (SBOs). AAC has been provided using diesel engine drive types in Korea’s NPPs. The structure of gas turbine generators (GTGs) is simpler than that of diesel generators (DGs), and GTGs have the advantage of longer maintenance intervals. However, GTG-AAC was not used in NPPs in Korea because of the lack of operation/maintenance experience. The purpose of this paper is to analyze the safety of APR+ considering a diversity of AAC types. This paper analyzes reliability data, mechanical specifications of DGs and GTGs, and the sensitivity of core damage frequency to the ACC type.

신뢰도 보증 프로그램을 활용한 설계개선

문호림(Ho Rim Moon),오지용(Ji Yong Oh),김한곤(Han Gon Kim) 대한기계학회 2014 대한기계학회 춘추학술대회 Vol.2014 No.2

영향계수를 이용한 원통용기 축방향 표면결함의 응력확대계수의 계산

장창희,문호림,정일석,김태룡,Jang, Chang-Heui,Moon, Ho-Rim,Jeong, Ill-Seok,Kim, Tae-Ryong 대한기계학회 2002 大韓機械學會論文集A Vol.26 No.11

For integrity analysis of nuclear reactor pressure vessel, including the Pressurized thermal shock analysis, the fast and accurate calculation of the stress intensity factor at the crack tip is needed. For this, a simple approximation scheme is developed and the resulting stress intensity factors for axial semi-elliptical cracks in cylindrical vessel under various loading conditions are compared with those of the finite element method and other approximation methods, such as Raju-Newman's equation and ASME Sec. Xl approach. For these, three-dimensional finite-element analyses are performed to obtain the stress intensity factors for various surface cracks with t/R = 0.1. The approximation methods, incorporated in VINTIN (Vessel INTegrity analysis-INner flaws), utilizes the influence coefficients to calculate the stress intensity factor at the crack tip. This method has been compared with other solution methods including 3-D finite clement analysis for internal pressure, cooldown, and pressurized thermal shock loading conditions. The approximation solutions are within $\pm$2.5% of the those of FEA using symmetric model of one-forth of a vessel under pressure loading, and 1-3% higher under pressurized thermal shock condition. The analysis results confirm that the VINTIN method provides sufficiently accurate stress intensity factor values for axial semi-elliptical flaws on the surface of the reactor pressure vessel.

APR+ 원자로건물살수계통 상세설계개발

이재호 ( Jai Ho Lee ),강상희 ( Sang Hee Kang ),문호림 ( Ho Rim Moon ) 한국액체미립화학회 2011 한국액체미립화학회 학술강연회 논문집 Vol.2011 No.-

노심손상빈도 평가를 위한 APR+PAFS의 안전 해석

강상희 ( Sang Hee Kang ),문호림 ( Ho Rim Moon ),박영섭 ( Young Seop Park ) 한국안전학회(구 한국산업안전학회) 2013 한국안전학회지 Vol.28 No.3

The Advanced Power Reactor Plus (APR+), which is a GEN III+ reactor based on the APR1400, is being developed in Korea. In order to enhance the safety of the APR+, a passive auxiliary feedwater system (PAFS) has been adopted in the APR+. The PAFS replaces the con-ventional active auxiliary feedwater system (AFWS) by introducing a natural driving force mechanism while maintaining the system function of cooling the primary side and removing the decay heat. As the PAFS completely replaces the conventional AFWS, it is required to verify the cooling capacity of PAFS for the core damage frequency (CDF) evaluation. For this reason, this paper discusses the cooling performance of the PAFS during transient accidents. The test case and scenarios were picked from the result of the sensitivity analysis in APR+ Probabilistic Safety Assessment (PSA). The analysis was performed by the best estimate thermal-hydraulic code, RELAP5/.MOD3.3. This study shows that the plant maintains the stable state without the core damages under the given test scenarios. The results of PSA considering this analysis′ results shows that the CDF values are decreased. The analysis results can be used for more realistic and accurate performance of a PSA.

신형원전 정지저출력 리스크 저감방안 도출

오지용(Ji-Yong Oh),문호림(Ho-Rim Moon),김한곤(Han-gon Kim) 대한기계학회 2014 대한기계학회 춘추학술대회 Vol.2014 No.2

소형 모듈형 원자로의 원자로용기 파손확률에 대한 민감도 분석

김만원(Maan-Won Kim),문호림(Ho-Rim Moon),박치용(Chi-Yong Park) 대한기계학회 2021 대한기계학회 춘추학술대회 Vol.2021 No.4

최근 소형 모듈형 원자로에 대한 연구가 국내외에서 활발히 추진되고 있다. 소형 모듈형 원자로는 원자로용기의 크기가 작고 원자로용기 내에 증기발생기, 가압기, 내부구조물 등이 포함되어 있으며, 장수명으로 설계되는 것이 특징이다. 소형 모듈형 원전의 운전환경 특성을 반영한 가압열충격 민감도 분석을 통해 원자로용기 파손확률에 미치는 변수들의 영향을 살펴보는 것도 초기 설계과정에서 의미가 있다. 본 논문은 확률론적 파괴역학 건전성평가 프로그램인 VISA-II 를 사용하여 소형 모듈형 원자로압력용기 파손 확률에 대한 민감도 분석을 수행하였다. 민감도 분석 변수로는 장수명 운전에 따른 재료가 받는 영향(중성자조사량, 재료 내 구리 함량), 균열의 방향(원주방향과 축방향 균열), 균열 형상비(깊이와 길이의 비), 가동중검사 데이터 적용 여부이며, 원자로용기의 두께 및 반경 크기의 영향도 분석하였다. 분석을 위한 대상 노형은 국내외 노형을 각각 1 개씩 선정하였다. 분석 결과, 선정된 두 노형에서 각각의 고유 사고 시나리오를 적용하는 경우, 60 년 운전 동안 원자로용기 파손확률은 거의 발생하지 않은 것으로 평가되었다. 파손확률이 무시할 정도로 낮은 이유는 고유 사고 시나리오의 온도 압력 변화가 작고, 중성자 조사취화로 인한 재료의 파괴인성 값에 영향을 주는 재료 내 구리 함량이 작기 때문인 것으로 판단된다. 한편, 원자로용기 반경의 영향 보다는 두께의 영향이 더 크게 나타났으며, 원주방향 균열보다 축방향 균열인 경우 파손확률이 크게 나타남이 관찰되었다. Recently, small module reactors (SMRs) have being actively researched and developed. SMR has some structural features such as small reactor vessel (RV), in which installed main components like as steam generator and pressurizer. Generally in the large light water reactor(LWR), the initial event of reactor vessel rupture (RVR) has a significant impact on the core damage frequency and the large early release frequency. However, as SMRs have different operation environments and features compared to the large PWR plants, the investigation of reactor vessel rupture has a meaning review in the aspect of probabilistic safety analysis during SMR initial design. This paper’s goal is to analyze the probability of RV failure due to SMR’s accident event transient load using VISA-II, which is one of software to probabilistic fracture mechanics. The sensitivity analysis have been evaluated in various valuables as to material impact parameters (e.g., neutron fluence and weight percent of copper in RV material) during plant life-time, inner diameter of reactor vessel and crack directions (e.g., circumferential, axial). The estimated failures of RVR at the selected two SMRs would not be occurred during the RV’s life. From sensitivity analysis, the effects of a crack of thickness or circumferential direction were investigated and analyzed.