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원전설비 등급분류 방법론 분석
Analysis of classification standards of nuclear facilities 원문보기

한국압력기기공학회 논문집 = Transactions of the Korean Society of Pressure Vessels and Piping, v.14 no.1, 2018년, pp.48 - 57  

제상윤 (경희대학교 원자력공학과) ,  장윤석 (경희대학교 원자력공학과) ,  오창식 (한국원자력안전기술원 기계재료평가실) ,  최영환 (한국원자력안전기술원 기계재료평가실)

Abstract AI-Helper 아이콘AI-Helper

Configuration management (CM) is the process of identifying and documenting characteristics of plant structures, systems and components (SSCs), and of ensuring that changes to these characteristics are properly assessed, approved, implemented, verified and recorded. The purpose of this study is to e...

주제어

질의응답

핵심어 질문 논문에서 추출한 답변
구조물의 등급분류 EPRI NP-6895에서 구조물이라는 용어는 무엇인가? (1) 구조물의 등급분류 EPRI NP-6895에서 구조물이라는 용어는 1차 격납건물이나 보조건물, 연료, 터빈 등 거시적인 개념과 문, 석조, 벽, 빔, 통로 등 미시적인 개념을 모두 의미한다.
비안전관련 등급은 무엇인가? (2) 비안전관련 등급(NSR) 비안전관련 등급은 안전관련 등급분류 기술기준에 해당하지 않는 모든 품목이다. 강화된 품질등급은 비안전관련 등급분류의 선택적인 요소이다.
우리나라에서 원전 내 부품의 등급분류의 중요성이 부각되는 이유는 무엇인가? 2012년 품질검증서류 위조사건 이후 원전 내 부품의 등급분류를 비롯한 설계변경 관리기술의 중요성이 부각되고 있다. 특히 국내 원전설비 등급분류 기술기준은 설계 및 관리 측면에서 구조물·계통· 기기로 국한되어 있으며, 하위 개념인 부품에 대한 기술기준은 정립되어 있지 않은 실정이다. 부품의 경우 수량이 상당히 많은 반면 이력의 문서화 및 등급분류가 되어있지 않아 주의 깊은 관리가 요구 된다. 원전설비에 부여된 등급은 발전소 건설 및 운영기간 동안 해당 설계·제작·설치·시험·검사 기준에 영향을 미치므로, 등급분류 기술기준은 건설허가 및 운영허가 심사 또는 설계변경 심사 시 면밀히 검토되어야 한다.
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참고문헌 (16)

  1. ASME Boiler & Pressure Vessel Code, Section III, "Rules for Construction of Nuclear Facility Components," American Society of Mechanical Engineers. 

  2. Regulatory Guide 1.26, "Quality Group Classifications and Standards for Water-, Steam-, and Radioactive-Waste-Containing Components of Nuclear Power Plants," USNRC. 

  3. Regulatory Guide 1.29, "Seismic Design Classification," USNRC. 

  4. ANSI/ANS-51.1, 1983, "Nuclear Safety Criteria for the Design of Stationary Pressurized Water Reactor Plants," American Nuclear Society. 

  5. 원자력안전위원회고시 제201-10호 "원자로시설의 안전등급과 등급별 규격에 관한 규정," 2016, 원자력안전위원회. 

  6. IEEE 279, 1971, "IEEE Standard Criteria for Protection Systems for Nuclear Power Generating Stations," IEEE. 

  7. IEEE 308, 2012, "IEEE Standard Criteria for Class 1E Power Systems for Nuclear Power Generating Stations," IEEE. 

  8. IEEE 603, 2009, "IEEE Standard Criteria for Safety Systems for Nuclear Power Generating Stations," IEEE. 

  9. 10CFR50.55a, 2014, "Codes and Standards," USNRC. 

  10. 10CFR50 Appendix B, 2014, "Quality Assurance Criteria for Nuclear Power Plants and Fuel Reprocessing Plants," USNRC. 

  11. EPRI NP-6895, 1991, "Guidelines for the Safety Classification of Systems, Components and Parts Used in Nuclear Power Plant Applications," Electric Power Research Institute. 

  12. ANSI/ANS-58.14, 2011, "Safety and Pressure Integrity Classification Criteria for Light Water Reactors," American Nuclear Society. 

  13. IAEA Safety Standards, Specific Safety Guide No. SSG-30, 2014, "Safety Classification of Structures, Systems and Components in Nuclear Power Plants," International Atomic Energy Agency. 

  14. IAEA Safety Standards, General Safety Requirements Part 4, No. GSR Part 4, 2009, "Safety Assessment for Facilities and Activities," International Atomic Energy Agency. 

  15. IAEA Safety Standards Series, Requirements No. NS-R-1, 2000, "Safety of Nuclear Power Plants: Design," International Atomic Energy Agency. 

  16. KINS, Internal communication, 2015. 

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