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Paks NPP 장기가동의 정당화를 위한 시한노화분석의 재구성

전문가 제언: ○ 헝가리의 Paks 핵발전소(Nuclear Power Plant, NPP)의 WWER- 440/ 213 원자로는 60년대 후반과 70년대 소련에 유효한 코드와 표준에 따라 설계되고 제조되었다. 원자로 설계수명은 30년으로 가동면허는 그 기간으로 한정되었는데 이 기간을 넘는 안전한 가동 정당성의 중요한 측면은 시한 노화 분석의 검토와 입증이 필요하다. 부분적으로 분실되었거나 적절한 문서화가 부분적으로 부족하거나 또는 폐기된 Paks NPP의 특정 경우에도 설계사들이 시한노화분석을 수행하였다.

○ 문제의 해결을 위해 필요한 분석(응력계산, 가압열충격, 피로 등)은 최첨단 기술방법을 이용해야 하는데 가장 중요한 구조와 구성요소의 강도계산의 검증을 해야 한다. 본 논문의 목표는 Paks NPP WWER- 440/213 원자로의 시한노화분석을 재구성하는 특정 측면을 묘사하고 가장 중요한 구조와 구성요소의 강도계산의 검증을 제시했다. 본 논문은 ASME BPVC 적용의 시한노화분석, 방법론적 및 특이성의 범위에 초점을 맞추었다.

○ 본래의 40년 면허기간을 초과하는 기간 원자력발전소의 지속적인 가동은 다수의 미국 전력회사를 위해 바람직한 선택이다. 미국 핵규제위원회(U.S. Nuclear Regulatory Commission, NRC)의 가동면허 갱신 인가는 지속적인 가동이 현실화되기 위해서 필수이다. 발전소 구성요소의 효과적인 노화관리는 현재 발전소의 연령이나 연장된 기대수명에 관계없이 신뢰성과 안전의 관점에서 중요하다.

○ NRC는 40년을 초과한 가동면허를 승인하기 이전에 면허갱신 범위 내에서 고려되는 구성요소에 대한 노화평가가 시행되고 또한 노화관리 프로그램의 효과를 입증할 것을 요구하고 있다. NRC와 전력회사 모두가 현행 면허 기간과 연장된 기간 동안 내내 발전소 구성요소가 고도로 신뢰할 수 있다는 확약을 원하고 있다. 더군다나 NRC 노화관리지침 서론에 의하면 효과적인 노화관리는 유지보수 규칙(10 CFR 50.65) 활동을 지지한다는 것을 입증해야 한다.

저자: T.J. Katano et el.
자료유형: 학술정보