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가압중수로 증기발생기의 경년열화 관리를 위한 안전성 평가 시스템 개발
Development of a Safety Assessment System on Aging Management in Existing CANDU Steam Generators 원문보기

시스템엔지니어링학술지 = Journal of the Korean Society of Systems Engineering, v.10 no.1, 2014년, pp.49 - 56  

신소은 ((주)미래와도전) ,  이정훈 ((주)미래와도전) ,  박동규 ((주)미래와도전) ,  정종엽 (한국원자력연구원)

Abstract AI-Helper 아이콘AI-Helper

Since steam generator (SG) tubes are located in the boundary between the primary and secondary systems of nuclear power plant (NPP), the SG is one of the most important components in the aspects of the safety of NPP. The magnetite ($Fe_30_4$) deposition, so-called fouling, is generally kn...

주제어

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문제 정의

  • 본 논문에서는 월성1호기를 기준으로 하여 가압 중수로 증기발생기 전열관의 파울링 계수 등 노후 인자를 예측하고 그에 따른 안전성을 평가할 수 있는 체계를 수립하였다. 본 논문을 통해 제시된 증기발생기 안전성 평가 시스템에서는 노후 인자에 대한 예측을 기존 문헌을 바탕으로 수행하였으나, 향후 노후화 원인이 되는 인자와의 상관성을 좀더 명확히 규명하여 예측 방법을 보완·개선한다면 동 시스템이 효율적인 경년열화 완화 및 증기발생기 관리 기술 개발을 도출하는데 기여할 것으로 예상된다.
  • 그러나 전술한 바대로 증기발생기의 경우 교체된 바 없고 2003년 세정한 것이 전부이기 때문에, 세정 이후 노후화가 진행된 현 증기발생기의 안전성 및 향후 더 노후화될 증기발생기의 안전성을 예측하고 평가할 필요성이 있다. 이에 본 연구에서는 월성1호기 증기발생기 사례를 바탕으로 가압중수로 노후 증기발생기 안전성 평가 시스템을 개발하고 이를 통해 증기 발생기 세정 또는 교체시기 예측 등 효율적인 가압 중수로 증기발생기 수명 관리 방안을 제시하고자 한다.
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질의응답

핵심어 질문 논문에서 추출한 답변
CATHENA를 통한 증기발생기 안전성 평가시스템을 활용하기 위한 조건은 무엇인가? ∙ CATHENA 입력에서 노후화에 따라 변화하는 증기발생기 입력변수를 정확하게 예측하여야 함 ∙ CATHENA 코드 내에서 가압중수로 증기발생기의 노후화를 판단하는 지표는 마그네타이트 침적으로 인한 전열관 내경 감소이므로, 설비개선으로 전열관 내부가 세정된 증기발생기는 노후화가 진행되지 않은 증기발생기로 판단함 ∙ 노후 증기발생기가 주 평가 대상으로, 증기발생기 노후화의 원인과 결과로 변화할 수 있는 변수들을 함께 고려하여 평가에 반영해야함 ∙ 평가시스템의 신뢰성을 제고하기 위해서는 장기간의 발전소 운전자료가 필요함
원전의 증기발생기(Steam Generator, SG) 전열관이 안전성 측면에서 살펴보야 할 가장 중요한 기기요소라 말할 수 있는 까닭은? 원자력발전소(이하 원전)의 증기발생기(Steam Generator, SG) 전열관은 원전의 일차측 및 이차측 경계에 위치하고 있기 때문에 원전의 안전성 측면에서 살펴보아야 할 가장 중요한 기기요소 중 하나라 할 수 있다. 이로 인해, 전열관을 포함한 증기 발생기 노후화에 따른 원전의 안전성 평가는 매우 중요하며, 지난 십 수 연간 많은 연구가 수행되어왔다.
가압중수로 증기발생기 전열관에서 노후화의 주요원인은 무엇인가? 가압중수로 증기발생기 전열관에서 가장 발생가능성이 큰 노후 메커니즘은 전술한 바대로 파울링이며, 이것이 노후화의 주요 원인이 된다. 출구 피더관의 감육에 의해 생성된 마그네타이트가 증기발생기 전열관에 침전되면서 파울링이 발생한다.
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참고문헌 (10)

  1. KINS(Korea Institute of Nuclear Safety), Study on assessment of the integrity of steam generator in Wolsong 1, in KINS/RR-766, 2010 (in Korean). 

  2. Georg Kraemer, Dr. Christoph Stiepani, Steam generator cleanliness management-Inner diameter SG tube cleaning with the SIVABLAST process, 4th international CANDU in-service-inspection workshop NDT in CANADA 2012 conference, 2012. 

  3. D.H. Lister, J. Slade, and N. Arbeau, The accelerated corrosion of CANDU outlet feeders-observations, possible mechanisms and potential remedies, CNS proceedings of the 1997 CNA/CNS annual conference on powering Canada's future, 1997. 

  4. Han-sub Chung, A review of CANDU feeder wall thinning, Nuclear Engineering and Technology Vol.42 No.5, 2010. 

  5. KINS, Investigation of aging elements effected on safety margin and DB system for CANDU reactors, KINS/RR-386, 2006 (in Korean). 

  6. KAERI (Korea Atomic Energy Research Institute), Development of realistic safety analysis technology for CANDU reactors, 2009 (in Korean). 

  7. PSR (Periodic Safety Review) of the Wolsong unit 1, 2003 (in Korean). 

  8. CATHENA MOD-3.5d/Rev 2 GENHTP Input Reference, 153-112020-UM-002, 2005. 

  9. KINS, Development of periodic safety review guidelines, KINS/RR-139, 2002 (in Korean). 

  10. R.L. Tappin, J. Nickerson, P. Spekkens C., Maruska, CANDU steam generator life management, Nuclear Engineering and Design, 197 (2000)213-223, 2000. 

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