초록 ▼

1. 내환경 사고분석 기술개발
현재 기기검증을 위한 격납건물 압력 및 온도 제한치를 구하기 위한 질량 및 에너지 방출량 해석기술은 격납건물 설계를 위한 보수적인 압력 및 온도 해석 방법론을 그대로 사용하고 있다. 따라서, 기기검증을 위한 질량 및 에너지 방출량 해석에 최적 방법론을 적용하는 것은 압력 및 온도 제한치를 완화할 수 있기 때문에 경제적이며, 원전의 안전성 향상에 크게 기여할 수 있다.
2. 가동중 완전기기의 내진검증 절차 개발
국내 가동중 원전의 내진검증현황을 부석하고, 이를 토대로 개별 원전의 내진

1. 내환경 사고분석 기술개발
현재 기기검증을 위한 격납건물 압력 및 온도 제한치를 구하기 위한 질량 및 에너지 방출량 해석기술은 격납건물 설계를 위한 보수적인 압력 및 온도 해석 방법론을 그대로 사용하고 있다. 따라서, 기기검증을 위한 질량 및 에너지 방출량 해석에 최적 방법론을 적용하는 것은 압력 및 온도 제한치를 완화할 수 있기 때문에 경제적이며, 원전의 안전성 향상에 크게 기여할 수 있다.
2. 가동중 완전기기의 내진검증 절차 개발
국내 가동중 원전의 내진검증현황을 부석하고, 이를 토대로 개별 원전의 내진설계 인허가기반에 따라 국내 가동중 원전을 3종의 내진그룹으로 분류하였다. 현재 가동중 원전의 내진검증방안으로 활용이 가능한 각종 평가기법들을 검토하고, 각 내진그룹 별 내진검증 적용방안을 모색하였다. 또한, 각종 평가기법들의 상호 연계성을 평가함으로써 PSR 의 일환으로 수행되는 내진검증평가의 경제적 적용방안을 모색하고, 그 절차를 마련하였다. 이외에도 초기에 건설되어 설계 및 기기검증 관련 자료가 부실한 국내 노후 원전에 대한 기기 내진검증의 원활한 수행을 위하여 내진검증 문제해결의 기초 압력자료로 활용될 층응답스펙트럼을 개발하였고, 실제 가동중 원전의 내진검증 실무에서 직접적으로 활용하기 위한 기기 내진검증 D/B를 구축하였다.
3. 기기 기초시스템의 내진성능 평가기술 개발
원전의 기기 기초시스템에 대한 내력평가는 기기의 내진안전성 평가항목중 가장 기본적이고 중요한 인자로 PSR의 기기검증시 필수적인 평가사항이다. 원전기기 기초시스템의 설계기준인 ACI 349는 미국과 유럽에서 수행된 많은 연구 및 시험결과에 의해 설계상의 문제점이 제기되었고 ACI 에서도 이를 받아들여 2002년 ACI 349 의 부록 B 를 개정하기에 이르렀다. 또한 국내 원자력 규제기관인 KINS 에서도 이와 관련하여 현재 건설중인 울진 5,6호기의 기기 기초시스템을 현제 개정된 ACI 349-02로 재평가하도록 요구한 바 있다.

Abstract ▼

1. Development of Technologies for Safety Analysis for Environmental Qualification.
The research in the first and second fiscal year of the first phase of the research was focused on the following research topics :
2. Development of procedure for seismic qualification of equipment in operatin

1. Development of Technologies for Safety Analysis for Environmental Qualification.
The research in the first and second fiscal year of the first phase of the research was focused on the following research topics :
2. Development of procedure for seismic qualification of equipment in operating nuclear power plants
The current status of equipment seismic qualification is reviewed in operating nuclear power plants and these plants are classified into three groups depending on their criteria of seismic qualification. All the methodologies applicable to seismic qualification of these operating plants are reviewed and a specific procedure is found out to be applicable to each group. also, by estimating relationship between these methodologies, a cost-effective procedures for periodic seismic qualification is suggested for each group of plants.
3. Development of Technologies for Seismic Capacity Evaluation of Anchor System of Equipment.
the seismic capacity evaluation of anchor system of equipment is the most furndamental and important factor among the items of seismic safety evaluation of equipment, and necessary matter in equipment qualification of PSR. ACI 349 which was design code for anchor system of equipment in nuclear power plants has been challenged to various researches and experiments performed in Europe and U.S.A. At last, ACI admitted the deficiency of it and revised ACI 349 App. B in 2002. Moreover, KINS (Korea Institute of Nuclear Safety) made a requisition for re-evaluation of anchor system of equipment in Ulchin 5&6 according to ACI 349-02.

목차 Contents

• 제 1 장 서론...37
• 제 1 절 연구개발의 목적 및 필요성...37
• 제 2 절 연구개발의 내용 및 범위...38
• 제 2 장 국내$\cdot$외 기술개발 현황...42
• 제 1 절 부중기관 파단 질량 및 에너지 방출사고 분석...42
• 제 2 절 WH형 원전의 기기 내환경 검증 사고해석 기술개발...45
• 제 3 절 내환경 기기검증 사고분석 시범적용...48
• 제 4 절 기기 내진성능 평가절차 개발...50
• 제 5 절 기기 기초시스템 내진성능 평가기술 개발...52
• 제 6 절 지진동 저감기술...54
• 제 3 장 연구개발수행 내용 및 결과...58
• 제 1 절 내환경 사고분석 기술개발...58
• 제 2 절 기기 내진성능 평가절차 개발...264
• 제 3 절 기기 기초시스템 내진성능 평가기술 개발...390
• 제 4 장 연구개발 목표 달성도 및 대외 기여도...519
• 제 5 장 연구개발결과의 활용계획...520
• 제 6 장 참고문헌...521