초록 ▼

원자력 발전소의 수명연장 연구는 완전히 경제성향상 뿐만 아니라 안정성 향상에 대해서 중요한 요인들중의 하나이다. 본 연구진은 원자력 발전소의 수명연장과 관련하여 소프트웨어분야, 제어봉 및 압력용기 재료 분야, 그리고 수화학조절 및 경제성 분석분야에서 기초연구를 수행하여 수명연장 연구에 기여하고자 한다.
소프트웨어분야에서는 핵증기 발생기 이차측의 건전성 확보를 위하여 휘발성 물질을 첨가하는 AVT(All Volatile Treatment)가 이용되는데 여기에 이용되는 휘발성 물질의 분포를 해석하는 것이 필요하다. 휘

원자력 발전소의 수명연장 연구는 완전히 경제성향상 뿐만 아니라 안정성 향상에 대해서 중요한 요인들중의 하나이다. 본 연구진은 원자력 발전소의 수명연장과 관련하여 소프트웨어분야, 제어봉 및 압력용기 재료 분야, 그리고 수화학조절 및 경제성 분석분야에서 기초연구를 수행하여 수명연장 연구에 기여하고자 한다.
소프트웨어분야에서는 핵증기 발생기 이차측의 건전성 확보를 위하여 휘발성 물질을 첨가하는 AVT(All Volatile Treatment)가 이용되는데 여기에 이용되는 휘발성 물질의 분포를 해석하는 것이 필요하다. 휘발성 물질이 물과 증기의 유동장 안에서 전달되어 가는 정도를 예측할 수 있는 모델을 개발하였다. 개발된 모델은 전 유동장 영역에서 사용될 수 있으며 실험을 통하여 적합성을 검증하였다. 휘발성 물질 전달 모델은 물과 증기 사이의 경계면을 통과하는 양만을 예측하므로 핵증기 발생기 이차측 유로 전체내부에서 분포를 알기 위해서는 물과 증기의 유동장 해석이 필요하다.
이를 위하여 SETS-WM 이라는 수치해석 기법을 개발하고 이를 적용한 증기발생기 내부에서의 3차원 유동장 해석코드인 FAUST (Flow Analysis of U-tube Steam Generator)를 개발하였다. FAUST와 휘발성 물질 전달 모델을 결합하여 BUGEY-4 핵증기와 비등형 원자로의 pH 분석 계산을 수해하였다. 모든 완성된 기기는 그 성능을 지속시키기 위해 유지 보수를 해야한다. 유지 보수는 예방 보수와 수리 보수로 나뉜다. 예방 보수는 부품이 고장나기 이전에 부품의 성능을 향상시켜줌으로서 기기전체의 비정상 상태를 사전에 예방하는 것이 목적이다. 기기 전체가 비정상 상태가 되면 경제적 손실이 클 뿐만 아니라 전체적인 안전성에 영향을 미치게 된다. 여기서는 부품의 정기적인 교환의 신뢰성을 높이는 방안으로 데이타 베이스의 구축을 제안하였으며 보다 개선된 방안으로 예측보수를 온라인으로 하는 전문가 시스템의 구축을 시도하였다. 원자로의 잦은 불시정지는 원자력발전소의 경제적인 측면이나 발생빈도가 높은 세가지 트립, 즉, 증기발생기로써 저수위 트립, 터빈 트립, TM/LP 트립의 설정치를 이완하거나 제거함으로써 연구를 위해 RETRAN-02코드가 사용되었으며 어느정도의 이완 또는 제거가 가능 할 것으로 보인다.
제어봉 및 압력용기 재료에 관한 연구분야에선 하프늄 제어봉의 손상 원인과 손상 기구를 규명하기 위하여 하프늄과 수소의 반응에 대한 자료와 피복관으로 사용되는 304 스테인레스강을 통한 수소 침투에 대한 연구가 수행되어야 한다. 여기에서는 하프늄과 수소의 반응에 대한 속도론적인 연구와 가스 크로마토그래피를 이용한 열분석 방법으로 α상의 하프늄 수소고용체의 수소 방출기구를 조사하였고 304 스테인레스강을 통한 수소투과에 대한 온도와 압력에 대한 의존성에 관한 연구 및 수소의 확산계수(diffusivity), 투과도(permeability), 용해도(solubility)를 구하고, 산화피막의 영향을 조사하였다. 또한 원자로 노심과 유사한 조건에서의 하프늄 피복관의 상호작용에 관한 모의 실험을 실시하였다. 한편 압력용기강의 평균 가동 온도구간에서 변형 및 파괴 특성을 연구했다. 이온도 구간은 동적 변형시효(Dynamic Strain-Aging)영역에서 해당되며, 파괴인성은 탄소성파괴역학으로 해석했고, 시험방법은 직류저항측정법(direct current potential drop method)을 이용했다. 동적 변형시효영역에서 파괴인성값이 상온에 비해 약 40％ 가량 감소함을 관찰했다. 이는 균열선단에서 전위와 탄소나 질소같은 침입형 원자들과의 상호작용에 의해 이루어짐을 알았다. 이 결과 압력용기강은 건전성확보를 위한 파괴해석연구가 필요하리라 생각된다. 수화학조절과 경제성분석분야에서는 1차계통에서 부식생성물의 거동을 예측할 수 있는 전산모델을 개발하였고, 2차계통의 부식방지에 적합한 화학제를 선정하기 위한 연구를 수행?에 비해 단순하면서도 정확하게 1차계통의 수화학 상태를 예측할 수 있는 것으로 나타났으며, 모폴린이 2차계통의 수화학제로 가장 적합할 것으로 판단되었고, LOMI 법이 가장 효과가 큰 제염방법인 것으로 밝혀졌다. 이 연구결과들을 가압경수형 원자력발전소의 운영에 반영할 경우 증기발생기를 비롯한 전 계통의 건전성을 높이고, 나아가 발전소의 수명연장에 기여할 것으로 기대된다. 국내의 경제적인 여건과 전력수습 계획을 두고 고리 1호기를 대상으로 연구를 수해하였다. 경쟁 발전원과 균등화 발전원가를 기준으로 비교한 결과, 수명연장시 손익분기 개.보수 비용은 최저치인 PWR-1000의 약 ＄1,100/㎾에서 최고치인 유연탄-700의 약 ＄3,900/㎾의 범위를 보였다. 고리1호기 수명연장의 경제적인 타당성은 개보수 비용이 현재 고려되고 있는 개 보수비용의 상한치보다 1.2배 내지 5배에 이르고 있어서 충분히 인정된다.

Abstract ▼

Life extension of nuclear power plants is on of the most important factors not only for economics but also safety of nuclear power. The objectives of the present research program are to contribute to the research of the life extension of nuclear power plants through basis studies in the fields of

Life extension of nuclear power plants is on of the most important factors not only for economics but also safety of nuclear power. The objectives of the present research program are to contribute to the research of the life extension of nuclear power plants through basis studies in the fields of requisite software, control rod and pressure vessel material, and control of water chemistry and economic analysis.
For part of software development, thermal power generated in a reactor core is transfered to secondary cooling water through a U-tube steam generator to convert the coolant into steam. Most of steam generators which play an important part in avalability take AVT in order to keep those sound. The objective of the present section is to anlayze the distribution of volatile species injected during AVT. We developed a new model by which we can predict transport of volatile species between steam and water in whole flow regimes. Since the volatile species transport model describes local phenomena occurring at the interface. Flow field analysis for steam and water in necessary to predict the distribution of volatile species in a steam generator secondary side. A numerical scheme named SERS-WM and a 3-dimensional flow field analysis code, FAUST(Flow Analysis of U-tube Steam Generator), which adopts this scheme have been developed. This scheme solves nonlinear partial differential equation very effectively. FAUST along with volatile species transport model have been applied to a boiling water reactor and BUGEY-4 steam generator to analyze the distribution of pH. All machinery need the maintenance for keeping up the performance. The maintenance can be divided to the preventive maintenance and the corrective maintenance. The purpose of preventive maintenance is to prevent the abnormal state of the system by raising the performance of the component before the malfunction of the component. If the system state become abnormal, the economic loss is occurred and the safety of the system is injured. The construction of the Data Base is proposed in order to raise the reliability of the component exchange and the development of the on-line predictive maintenance expert system is tried. Frequent reactor scrams are undesirable phenomena in aspects of economic and safety of nuclear power plants. Thus, in this study, we have studied on the setpoints relaxations (or rejections) of the trip systems that the trip is occurred most frequently such as S/G low level trip, trip, and TM/LP trip RETRAN-02 code is used in this study, and relaxations of the trip setpoints can be achieved in some degree.
In connection with control rod and pressure vessel material, a study on hafnium-hydrogen reaction and hydrogen permeation through 304 stainless steel is required to determine the cause and mechanism of the failure of 304 stainless steel-clad hafnium control rods used in the pressurized water reactors. In this work, the kinetics of hafnium hydride formation was studied by measurement of overall reaction rates and mechanism of hydrogen evolution from the a-phase hafnium-hydrogen solid solution was examined by a thermal anlaysis method using the gas chromatograph. Measurements were also made to estblish pressure and temperature dependence of hydrogen permeation through type 304 stainless steel, to determine diffusivity, permeability and solubility of hydrogen, and a simulated experiment by hydrogenation testing of 304 stainless steel clad hafnium specimen in an autoclave was conducted to study interaction between hafnium and type 304 stainless steel clad at 322℃ and 100 bars of hydrogen. The deformation and fracture toughness characteristics of pressure vessel steel were studied in the reactor operating temperature region which is corresponded to the region of Dynamic Strain-Aging phenomena. The fracture toughness was analyzed by the elastic- plastic fracture mechanics and direct current potential drop method was used for the fracture test. The fracture toughness of DSA region is lower about 40％ than that at the room temperature. It can be explained that the dislocations and interstitial atoms such as carbon and nitrogen interact at the crack front. So the study of fracture toughness is required to obtain the integrity of nuclear pressure vessel steel.
In connection with water chemistry and economic analysis for life extension, a computer model was developed for predicting the behavior of corrosion products in the PWR primary system, an investigation was carried out to select a chemical suitable for the corrosion control of the PWR secondary system, and the existing methods of decontamination were examined in terms of their effectiveness. It is confirmed that the developed computer model is simpler and more accurate than the existing models; morpholine is the best chemical for the secondary system; and the LOMI is the most effective decontamination method. These results are applicable to the operation of the PWR-type power plants to improve the integrity of steam generators and the whole system and to extend power plants, a study was carried our for Gori Unit-1 considering the domestic economic conditions and electricity supply planning. As a result of comparative analysis with alternative source on the basis of levelized generation cost, the break-even refurbishment cost for life extension was in the range between the minimum cost of ＄1,100/㎾ of PWR-1000 and the maximum cost of ＄3,900/㎾ of Bituminous-600. The economic viability of Gori Unit-1 was sufficiently admitted in case that the downtime for refurbishment is set to be 2 years.

목차 Contents

• 제 1 장 서 론...14
• 제1절. 수명연장연구의 소프트웨어...14
• 제2절. 제어봉 및 압력용기 재료...15
• 제3절. 수화학조절 및 경제성분석...15
• 제 2 장 방 법...16
• 제1절. 수명연장연구의 소프트웨어 연구방법...16
• 제2절. 제어봉 및 압력용기 재료 연구방법...17
• 제3절. 수화학조절 및 경제성분석 연구방법...17
• 제 3 장 결 과...18
• 제1절. 수명연장연구의 소프트웨어 연구결과...18
• 제2절. 제어봉 및 압력용기 재료 연구결과...19
• 제3절. 수화학조절 및 경제성분석 연구결과...20
• 제 4 장 고 찰...21
• 제1절. 수명연장연구의 소프트웨어 연구고찰...21
• 제2절. 제어봉 및 압력용기 재료 연구고찰...21
• 제3절. 수화학조절 및 경제성분석 연구고찰...22
• 제 5 장 결 론...23
• 제1절. 수명연장연구의 소프트웨어 연구결론...23
• 제2절. 제어봉 및 압력용기 재료 연구결론...24
• 제3절. 수화학조절 및 경제성분석 연구결론...24
• 제 6 장 참고문헌...25