KAERI/RR-2365/2002 : 원자력성능검증체계 구축사업

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1 최종보고서 KAERI/RR-2365/2002 원자력성능검증체계구축사업 Establishment of Nuclear Equipment Qualification System 연구기관한국원자력연구소 과학기술부

2 제출문 과학기술부장관귀하 본보고서를 원자력성능검증체계구축 과제의최종보고서로제출합니다 연구기관명 : 한국원자력연구소 연구책임자 : 주포국 연 구 원 : 김기엽 임남진 이영건 남지희 이해초 황인아 박수진 구경회 황인구 전형길 이재형 서정문 진준하 김현준 강신복 - i -

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4 요약문 Ⅰ. 제목 원자력성능검증체계구축사업 Ⅱ. 연구개발의목적및필요성 원자력발전소를구성하고있는안전성관련기기의건전성확보를위하여사용환경에서의적합성을확인하는기기성능검증기술및시험설비는원전의안전성확보에필수적인요소이다. 우리나라의경우원자력기기의검증을위한시험설비는물론기술력에서선진국에비해현저히떨어져있어서국산기기가개발되더라도이의성능을검증받지못해서외국의기술에의존할수밖에없는실정이다. 또한현재국내관련기관들이보유하고있는기기검증시험시설들도여러기관에분산되어있는등종합적인기기검증사업을수행하는데많은장애요소를가지고있다. 따라서국내의열악한시험시설을확충하고관련기술이뿌리내릴수있는기반을갖추기위하여성능검증체계를구축하여국제경쟁력을제고하는한편원전기기의국산화를촉진하고자하는데본연구의목적이있다. 또한, 국내성능검증체제를구축하여성능검증수행기관들이서로기술정보를교류하고, 상호협력함으로써부족한설비나기술력을보완하기위한공동의노력을경주하는기반을조성할필요성이제기되었다. Ⅲ. 연구개발의내용및범위 본연구는한국원자력연구소를주관기관으로하고한국기계연구원, 산 업기술시험원, 한국표준과학연구원등을협동연구기관으로지정하여각기 - iii -

5 관이보유하고있는시설과기술을보완하여원자력기기의성능검증사업을원활히할수있는기반을조성하였다. 한국기계연구원은대형진동대의제어기시스템의보완과 LOCA(Loss of Coolant Accident) 시설을구축하여내진및 LOCA 시험기술을확보하였다. 원전의 I&C(Instrument and Control) 기기에대한내진시험분야의기술을확보하기위하여본과제의 1, 2차년도에산업기술시험원의시설구축을지원하였고 3차년도부터 I&C 사업단과제로전환하여수행되었다. 또한대형기기의전자기파시험을위한시설을구축하고관련기술의확보를위하여한국표준과학연구원이참여하였다. 상기시설구축과병행하여구축되는시설의활용도를극대화하기위하여성능검증체계를구축하는예비단계로위하여산학연의관계기관협력체를구성하고상호협력을위한방안을모색하였다. 그결과로한국원자력기기검증협회를창립하여성능검증기술의발전을도모하는한편사업추진을위한기반을갖추었다. 원전기기에사용되는각종재료에대한건전성을확인하는기술인열적 방사선열화시험기술의정립을위한연구를한양대및새한검증에위탁하여수행하였으며국내외의원자력재료및기기의성능검증데이터베이스구축을위한연구를수행하여앞으로수행되는각종원자력기기검증자료를종합관리할수있는체제를수립하였다. 또한각성능검증기관및기기제작자를위한표준검증시험절차서를개발하여기기검증에필요한설계조건을결정하고효율적으로시험을수행할수있도록하였다. Ⅳ. 연구개발결과 1. 대형진동대시설보완및 LOCA 시설구축 가. 대형진동대제어시스템보완한국기계연구원이보유하고있는 6자유도대형진동대의제어시스템을디지털방식의제어시스템으로교체하고 2002년 5월에최종점검및운용교육을실시하였으며, 기존아날로그형제어기에비해주파수범위가기존 - iv -

6 50Hz 이하에서 100Hz 이하로확대되고제어성능이우수하여까다로운조 건의원자력기기검증시험도무리없이수행할수있는시설과기술을확 보하였다. 나. LOCA 시설구축 LOCA 시험은원전의설계사고환경을실현하는설비와시험을위한챔버로구성되어있고실험조건을제어하는시스템을설치하여야한다. 우선중 소형기기의시험을위한설비를구축하였고이를바탕으로하여중 대형기기에대한시험이가능하도록기본설계를수행하고보일러, 시험챔버, 스팀탱크, 전기설비, 제어설비등에대한상세설계를수행하였으며각각의설비를설치하였다. 이러한설비들에대한성능시험을실시하여시험이력곡선재현을위한제어알고리즘을도출하고원자력관련성능검증기술기준에따른시험조건과관련장치를갖추었다. 또한시험설비의운용을위한기술을확보하여시험을실시함으로써장치의성능을입증하였다. 다. EMI 시설구축원자력기기에대한전자기파복사내성시험설비의구축을위하여표준과학연구원이보유하고있는시험시설을보완하여 40GHz까지시험이가능하도록시험능력을확보하였다. 2. 원자력기기검증체제의구축 가. 한국원자력기기검증협회의설립국내의성능검증시설들이여러기관에분산되어있고성능검증기술이매우다양하여성능검증활성화에어려움을겪고있다. 이러한구조적인환경하에서합리적인사업추진체제를구축하기위한방안을모색하였다. 성능검증사업의활성화및국제경쟁력확보는기기검증사업자, 기기제작자, 연구개발관계자및원전관련사업자등을포함한총괄적인협력체제가필요하다는공감대가형성되었고이에따라한국원자력기기검증협회의설립을추진하였다. - v -

7 나. 품질보증시스템의구축원전기기의성능검증은철저한품질보증시스템의적용으로그신뢰성이확보되어야한다. 성능검증업허가제도의폐지로발전사업자나기기제작자의품질보증프로그램이기기검증기관에적용되어야하나그적용요건이명확히규정되지않아서성능검증기관에적합한요건을도출하고표준화한품질보증계획서와절차서를작성하여성능검증수행기관이활용할수있도록하였다. 또한, 품질인증을위한제도의확립을위하여관계기관의의견을들어서우리나라의실정에맞는인정제도의수립방안을제시하였다. 다. 재료노화특성시험본연구에서는국내에서사용하는 15종의원전유기재료에대한방사선열화와열적열화시험을수행하였다. 방사선열화에따른물성변화의측정을위한설비를갖추었고열중량분석및기계적강도를측정하여이들재료에대한활성화에너지를산출하고수명곡선을구하였다. 열적열화에대한시험은 ( 주 ) 새한검증과한양대학교에위탁하여수행하였으며국산비금속원자력재료의시험을위한측정설비를보완하였다. 라. 기기사양조사및검증표준절차서개발한국형표준원전에서검증이요구되는기기를선정하고노후화로인해교체하여야할기기조사, 원전기기의국산화예상기기조사를통하여기기검증사업의경제성을분석하고주요기기들에대한표준검증절차서의작성을위하여한국전력기술 ( 주 ) 이위탁연구를수행하였다. 마. 원자력재료데이터베이스구축원자력기기의검증은시험에의한방법과해석에의한방법으로수행되며이중해석에의한방법은내진해석과 Arrhenius 방법에의한비금속재료의수명평가에의해수행된다. 원자력재료의수명평가를위해서는각재료의방사선시험및열적시험을통하여획득된특성자료에의해수명을 - vi -

8 계산할수있다. 따라서, 국내원자력기기에사용되는모든재료및기기 에대한성능검증정보를종합하여관리하는데이터베이스를구축하고이 를모든성능검증기관과기기제작자가활용할수있는기반을구축하였다. Ⅴ. 연구개발결과의활용계획 원자력기기의유지와보수를위해사용되는부품에대한성능검증을위한기술이확보되어부품제작자들이설계제작하는데있어서필요한정보를제공할수있는기반이조성되었다. 성능검증기관들에게는원자력기기검증시험시설의확충과각종기술기준을활용한검증절차를수립함으로써검증시험기술의표준화를꾀하고시험설비의운용기술을갖추고선진국의기술과쉽게접목할수있게되었다. 특히대형기기의성능검증을위한종합적인시험설비시스템구축의기술개발로부분실물실험및축소모델시험에관한연구를수행하는데활용될수있을것이다. 성능검증관련정보를신속하게기기제작자에게제공하고이에따라업체는관련기기의신속한국산화를촉진시킬수있게되었고원자력안전성부품의연구개발에적극적으로활용할수있다. 또한, 이연구를통하여원자력기기의성능검증능력을확보하는한편, 보다넓어진시험수행능력으로항공기나군용장비, 교통수단의개발, 각종시설물의안전성능시험등에활용되어타산업분야로의확대적용을위한기반이형성되었다. 특히, 본과제에서추진하여설립한한국원자력기기검증협회에서는산업체, 원자력안전관련기관, 연구기관, 시험기관등원자력기기성능검증관련관계자들이모두참여하는종합적인정보교류체계를갖추어서국제경쟁력을한층끌어올리고나아가국내의성능검증기술의선진화에기여할수있을것이다. - vii -

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10 SUMMARY Ⅰ. Project Title Establishment of Nuclear Equipment Qualification System Ⅱ. Objectives and Importance of the Project Qualification technologies and test equipment, which are used to test safety related items to verify their integrity, are essential to secure the safety of nuclear power plants. Since Korea falls far behind advanced countries in both test equipment and qualification techniques, localized nuclear equipment has to be sent to foreign countries for their qualification. There are difficulties in conducting equipment qualification business in an efficient and integrated manner because nation's resource of test equipment is scattered to different equipment qualification organizations in such a way that each of them has test equipment specific and limited to its own qualification filed, The purpose of this study is to build an nuclear equipment qualification system, thus to strengthen international competitiveness and finally to promote localization of test equipment by expanding or installing test equipment and building a foundation where qualification technologies will take their roots. There has been a consensus that it is necessary to build an nuclear equipment qualification system as a basis which will provide means for technical information exchange and cooperation to integrate - ix -

11 test equipment and qualification technologies. Ⅲ. Scope and Contents of the Project This study is carried out by KEARI(Korea Atomic Energy Research Institute) as the lead organization in cooperation with KIMM(Korea Institute of Machinery and Materials), KTL(Korea Testing Laboratory) and KRISS(Korea Research Institute of Standards and Science) to construct a basis of efficient management of nuclear equipment qualification business by expanding test equipment of each of participating organization, and developing qualification technologies. As for KIMM, control system of large scale shaker was replaced with advanced system, and LOCA(Loss of Coolant Accident) test facility was installed. KTL is now capable of conducting seismic tests of nuclear I&C as a result of installation of seismic test equipment during the first two project years. KRISS participated in the Project with a view to have large scale EMI test equipment and related technologies. In parallel with expansion of test equipment, a industrial-educational-research cooperation committee, as an intermediate step toward integrated equipment qualification system to maximize the usage of test equipment, was established and cooperation methods were investigated. As a result, Korea Nuclear Equipment Qualification Association, an corporate juridical person, was established. Research on development of thermal and radiation aging test technology of nuclear materials was carried out by Hanyang University and SECO(Saehan Engineering & Qualification Co., Ltd.). Integrated Equipment Qualification Database was developed which contains material test data, equipment qualification data and other EQ related - x -

12 informations. Standard qualification procedures were developed in order for test laboratories and manufacturers to establish design requirements and to efficiently perform tests. Ⅳ. Results 1. Installation of large scale shaker and LOCA facility A. Control system of large scale shaker Analog control system of 6-degree of freedom large scale shaker of KIMM was replaced with digital system, and final checkout and operation training were completed in May With the new control system that covers the cycle range of below 100Hz and has a good control performance, seismic test of nuclear equipment with stringent requirements can be conducted. B. LOCA test facility LOCA test facility is composed of a system which makes a design basis accident environment, testing chamber and test condition control system. Test facility for medium and small size test specimen was first installed. Based on the medium and small scale test facility, basic design of medium and large scale test facility was done. And then detail design of test chamber, steam tank, electricity, control system was conducted and facility was installed. Through the performance test of each component of LOCA facility, control algorithm to reproduce - xi -

13 test profile was derived. Test conditions required by qualification code & standard were set, and test instrument were provided. Performance of LOCA test facility was verified by demonstration test. C. EMI facility The existing test facility of electromagnetic interference characteristics of nuclear equipment at KRISS was improved so that it can cover test range of 40GHz. 2. Development of Nuclear Equipment Qualification System A. Establishment of Korea Nuclear Equipment Qualification Association In Korea, we have difficulties in promoting equipment qualification business because resource of test equipment is scattered to different qualification organizations while qualification methods are so diverse. Under such structural circumstances, we studied on the development of a practical and rational equipment qualification system. We reached on a consensus that a comprehensively cooperative body, which includes qualification service supplier. equipment manufacturer, research institutes and utilities, is necessary for promotion and competitiveness of equipment qualification. As a result, Korea Nuclear Equipment Qualification Association was established. B. Development of Quality Assurance System Reliability of nuclear equipment qualification should be secured with application of quality assurance system. After repeal of license - xii -

14 regulation of equipment qualification business years ago, there have been no explicit requirements for quality assurance program of utilities and equipment manufacturers. We selected quality assurance elements appropriate to equipment qualification organizations and developed quality assurance manual and procedure to be used by equipment qualification organizations. A plan for establishment of quality certification system appropriate to the situation of domestic equipment qualification was suggested. C. Material aging test Thermal and radiation aging test of 15 domestic materials for nuclear power plants were conducted. Measuring equipment of material property changes according to radiation aging was procured and installed. With thermogravimetric analysis and measurement of mechanical strength of materials using this equipment, activation energies and life time curves were produced. Thermal aging tests were conducted by SECO and Hanyang University. Measuring equipment for domestic non-metal materials test was installed. D. Development of specification and standard procedure for equipment qualification Development of specification and standard procedure for equipment qualification was carried out by KOPEC(Korea Power Engineering Company Inc.). Safety related equipment of Korea Standard Nuclear Power Plants(KSNP) requiring qualification was listed. Out of the list, those equipment to be replaced due to aging and those anticipated to be localized were selected. And economic analysis of equipment qualification business was carried out. Standard procedures for - xiii -

15 equipment qualification were developed. E. Nuclear material database Equipment qualification test can be performed either test or analysis. Analysis method is usually for life evaluation of non-metal material and uses seismic analysis and Arrhenius equation. Life of nuclear material is calculated by characteristics produced through thermal and radiation aging test. Database of nuclear materials and equipment was build up and will be available to both qualification organization and manufacturers. Ⅴ. Proposal for Applications With the equipment qualification technologies secured through this study, a basis which can provide manufacturers with information needed to design and manufacture parts of nuclear equipment was built. Expansion of test equipment and development of standard qualification procedures led to acquisition of test equipment operation technologies and standardization of qualification technologies, and eventually made it easy for us to introduce and apply foreign technologies. Prompt and timely availability of equipment qualification information contributes to localization of test equipment and to success of research on development of nuclear safety items. Integrated test facility for large scale equipment will be used for both partially real size experiment and down scaled model test. Equipment qualification capability secured through this study for nuclear equipment qualification may be utilized for other industrial - xiv -

16 sectors such as airplane, military equipment, development of transportation, safety function test of structures, etc. Korea Nuclear Equipment Qualification Association established as a major outcome of this study will contribute to enhancement of international competitiveness and advancement of domestic equipment qualification technology, because it is composed of industrial organizations, regulatory body, research institutes, test laboratories and other equipment qualification related organizations, and therefore has a scheme of comprehensive cooperation among members. - xv -

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18 CONTENTS Summary ix I. Introduction of Project 1 1. Replacement of Control System of Shaker 2 2. Installation of LOCA Facility 3 3. Installation of EMI Signal Generator 4 4. Development of Quality Assurance System 4 5. Material Aging Test 5 6. Nuclear Material Database 6 7. Development of Specification and Standard Procedure for EQ 7 8. Establishment of Nuclear Equipment Qualification System 8 II. State-of-the-art of Technology Replacement of Control System of Shaker Installation of LOCA Facility Installation of EMI Signal Generator Development of Quality Assurance System Material Aging Test Nuclear Material Database Development of Specification and Standard Procedure for EQ Establishment of Nuclear Equipment Qualification System 24 III. Scope and Contents of the Project Replacement of Control System of Shaker Installation of LOCA Facility Installation of EMI Signal Generator 57 - xvii -

19 4. Development of Quality Assurance System Material Aging Test Nuclear Material Database Development of Specification and Standard Procedure for EQ Establishment of Nuclear Equipment Qualification System 130 IV. Attainment of Objectives and Contribution to Related to Field 137 V. Plan for Application of Results 147 Reference xviii -

20 목 차 요약문 iii 제1장연구개발과제의개요 1 제1절진동대제어시스템보완 2 제2절 LOCA 시설구축 3 제3절 EMI 신호발생기설치 4 제4절기기검증품질보증체계수립 4 제5절재료노화특성시험 5 제6절원자력재료데이터베이스구축 6 제7절성능검증기기사양조사및검증표준절차서개발 7 제8절원자력성능검증사업체제구축 8 제2장국내외기술개발현황 11 제1절진동대제어시스템보완 11 제2절 LOCA 시설구축 13 제3절 EMI 신호발생기설치 14 제4절기기검증품질보증체계수립 15 제5절재료노화특성시험 17 제6절원자력재료데이터베이스구축 20 제7절성능검증기기사양조사및검증표준절차서개발 22 제8절원자력성능검증사업체제구축 24 제3장연구개발수행내용및결과 27 제1절진동대제어시스템보완 27 제2절 LOCA 시설구축 37 제3절 EMI 신호발생기설치 57 - xix -

21 제4절기기검증품질보증체계수립 61 제5절재료노화특성시험 68 제6절원자력재료데이터베이스구축 93 제7절성능검증기기사양조사및검증표준절차서개발 104 제8절원자력성능검증사업체제구축 130 제 4 장연구개발목표달성도및관련분야에의기여도 137 제 5 장연구개발결과의활용계획 147 참고문헌 xx -

22 표목차 표 1. 내진검증시설 / 장비 11 표 2. 성능검증종합DB개발의기술사항평가 21 표 3. 국내검증기술의사업화현황 23 표 4. 주요성능요구사항 29 표 5. 성능향상부분 29 표 6. 디지털제어기의교체후진동대시스템구성 30 표 7. 프로파일구간과관련장치 50 표 8. 영광 3, 4호기프로파일에적용되는여유도 52 표 9. 가속열화관계식에서적용되는구간 53 표 10. 정상상태시작위치의온도및최종시간 54 표 11. 마이크로웨이브앰프 ETM 40Ka의상세사양 59 표 12. 성능검증시험절차서 60 표 13. 품질보증요소의적용성 64 표 14. 품질보증계획서및품질보증절차서작성현황 67 표 15. 원전유기재료의방사선미조사시 5% 분해온도및활성화에너지 72 표 16. 원전유기재료의방사선조사에따른연신율과인장강도의임계치 80 표 17. 선정재료 (Plastic 및 Rubber) 의기계적특성 82 표 18. 선정재료 (Plastic 및 Rubber) 의시험결과 83 표 19. 성능검증절차서 93 표 20. 성능검증종합 DB 내용구성 94 표 21. 검증대상밸브현황 105 표 22. 검증대상계측제어기기 (NSSS) 현황 106 표 23. 검증대상전기기기현황 106 표 24. 검증대상 BOP 계측제어기기현황 107 표 25. 검증대상주기기현황 107 표 26. 검증대상 BOP 기계기기현황 108 표 27. 국내가동중원전의기기검증현황 111 표 28. 한국형표준원전에서의해외공급원전기자재 114 표 29. 수입부품현황 118 표 년도검증이예상되는기기 ( 수요조사결과 ) xxi -

23 표 31. 개발중또는개발예정인기기및 System 122 표 32. 기기별검증절차서개발현황 129 표 33. 추진방안비교 xxii -

24 그림 목차 그림 1. 6자유도진동대시스템구성도 30 그림 2. Longitudinal Transfer Function of Bare Table 31 그림 3. Lateral Transfer Function of Bare table 31 그림 4. Vertical Transfer Function of Bare table 32 그림 5. THD in Longitudinal Direction at 5Hz, 0.25g for Bare table 32 그림 6. 6자유도진동대시스템성능곡선 35 그림 7. PCD Program 39 그림 8. 시험챔버측정의개략도 40 그림 9. 압력프로파일 (0-25 hr) 44 그림 10. 온도프로파일 (0-25hr) 44 그림 11. 영광 3,4 호기 LOCA 온도프로파일 51 그림 12. 프로파일변경계산과정 53 그림 13. 프로파일의구간별분류 54 그림 14. 수정된압력프로파일 55 그림 15. 수정된온도프로파일 55 그림 MHz ~ 40 GHz 대역신호발생기 HP83640B 57 그림 17. ETM 40K microwave amplifier 58 그림 18. 복사내성시험시스템구성도 59 그림 19. Milmeas.exe 프로그램의초기화면 60 그림 20. 현행국내원전기기성능검증수행체제 62 그림 21. 기기성능검증을위한품질보증문서체계 66 그림 22. 원전유기재료의 5% 분해온도의변화 71 그림 23. 원전유기재료의활성화에너지의변화 72 그림 24. Silicone rubber의파단시연신율과인장강도 74 그림 25. Ethylene-propylene rubber의파단시연신율과인장강도 74 그림 26. Poly(butylene terephthalate) 의파단시연신율과인장강도 75 그림 27. Polycarbonate의파단시연신율과인장강도 75 그림 28. Nylon66의파단시연신율과인장강도 76 그림 29. Polystyrene의파단시연신율과인장강도 76 그림 30. Acrylonitrile-butadiene rubber의파단시연신율과인장강도 77 - xxiii -

25 그림 31. Acrylonitrile butadiene styrene의파단시연신율과인장강도 77 그림 32. Polyurethane의파단시연신율과인장강도 78 그림 33. Polypropylene의파단시연신율과인장강도 78 그림 34. Poly(vinyl chloride) 의파단시연신율과인장강도 79 그림 35. Poly(ethylene terephthalate) 의파단시연신율과인장강도 79 그림 36. (Thermoplastic elastomer) polyester의파단시연신율과인장강도 80 그림 37. Calculation Data Sheet 84 그림 38. Life Curve 85 그림 39. ( 가 ) PP 135 의연실률저하, ( 나 )PP 135 의 life time 측정결과 87 그림 40. ( 가 ) PP 150 의연실률저하, ( 나 )PP 150 의 life time 측정결과 87 그림 41. ( 가 ) PP 150 의연실률저하, ( 나 )PP 150 의 life time 측정결과 88 그림 42. PBT의 heating rate에따른무게와온도의변화 89 그림 43. PBT의 heating rate에따른무게와온도의변화 ( 상세모습 ) 89 그림 44. PP 135 의 Tensile strength/yield strength/modulus의관계 90 그림 45. PP 150 의 Tensile strength/yield strength/modulus의관계 90 그림 46. PP 165 의 Tensile strength/yield strength/modulus의관계 90 그림 47. PP의활성화에너지측정결과 91 그림 48. PBT의활성화에너지측정결과 92 그림 49. 성능검증종합 DB 구조 95 그림 50. NEQDB와성능검증수행 96 그림 51. NEQDB 시스템구성도 98 그림 52. 기기수명계산의논리적구조 xxiv -

26 제 1 장연구개발과제의개요 원자력발전소는수백만개의부품이유기적으로결합된시스템으로, 인간의손에의해지금까지개발된금세기의가장복잡하고거대한시스템으로일컬어지고있다. 이러한거대시스템인원자력발전소에서가장우선시되어야하는것은두말할것도없이안전이다. 그러므로발전계통의설계에서뿐만아니라건설과운전에있어서도계통을구성하고있는기기건전성의확보와유지는매우중요하다. 특히, 장기운전에따른노화가심각해질수록이러한구성기기의건전성확보및유지는안전에있어결정적인역할을하게된다. 그러므로, 원자력발전소의안전성관련기기는정상, 과도상태운전뿐만아니라원자로냉각재상실사고 (LOCA : Loss of Coolant Accident), 고에너지배관파단사고 (HELB : High Energy Line Break), 주증기배관파단사고 (MSLB : Main Steam Line Break) 와같은고온, 고압, 화학적다습환경, 방사선조사환경등의열악한환경하에서도정상적으로목표성능이유지되어야하며, 이러한목표성능의유지여부를판단하는기기검증기술은원전의안전성및신뢰성확보에필수적인기술이며, 원전기기국산화를위해필수적인기반기술이다. 이러한원전의안전성과신뢰성확보를위해국내원자력법은성능검증을필한부품의사용과이에대한품질보증에관한기준등을규정하고있으나, 1978년고리원자력발전소 1호기가상업운전을시작한이후현재 18기의원자력발전소가가동중에있으며앞으로도추가적으로건설 가동될계획임에도불구하고, 우리는검증시설의미비와경험부족, 연구인력부재등으로검증기술이낙후되어국내에서제작한기기조차도선진국의검증기관에의뢰하여막대한검증비용을지불하고검증을수행하고있는실정이다. 따라서국가적으로추진하고있는원전기술의고도화를이룩하고더나아가원전수출의국제경쟁력을확보하기위해서는원자력발전소에설치되는수많은기기및부품들의국산화가이루어져야할것이다. 이러한원전기기및부품의국산화달성을위해서는하루빨리국내생산제품의성능검증을독자적으로수행할수있는체제를갖추어야하며 - 1 -

27 국내의시험설비들을보완하고관련기술을확보하여야만가능하다. 또한차세대원전의개발등을고려할때이들기기 / 부품폴리머재료의노화시험및해석기술확보를통한국내원자력기기및부품의성능검증기술의자립과고도화가필요하다. 제 1 절진동대제어시스템보완 원자력기기의내진검증은가상되는최대의지진 (Safety Shutdown Earthquake; SSE) 발생중및후에도안전에중요한기기들이고유의기능을정상적으로수행하여원자로의안전이보장될수있도록해석이나시험을통해기기나부품의설계또는제작시에설계기준에서요구되는기기의구조적건전성및구동성을입증하는행위이다. 따라서원자력기기의내진검증을위해서는다양한원자력기기에대한내진시험을수행할수있는진동대시설및이의운용기술과동적해석및평가기술이확보되어야하며, 검증의신뢰성을제고하기위한검증절차구축이필요하다. 국내의경우, 내진검증관련시설로는한국기계연구원이대형진동대 (6 자유도, 30톤규모 ) 시설과소형진동대, 동적하중시험시설을보유하고있으며, 내진검증기술도확보하고있다. 대형진동대시설은 30톤규모까지의시험체에대한지진시험이가능한국내최대시설로써대부분의원자력기기의내진검증시험이가능한규모이다. 이시설은 1989년설치되어각종토목 / 건축구조물의지진시험및대형장비의진동시험뿐만아니라, 다수의국내원자력발전소용기기들에대한내진검증에활용되어왔다. 그러나근래에들어서노후화에따라진동대시설을구성하는제어시스템, 유압공급시스템과진동대부품의고장과성능저하가나타나고있는상황이었다. 그동안유압공급시스템과진동대의경우는고장부품에대하여지속적인부품교체 / 수리를할수있었으나, 구형아날로그식인제어시스템의경우는교체부품이생산되지않고있을뿐만아니라일부수리비가시스템교체비정도로많은비용이소요되므로그동안보수가이루어지지못해 Feedback 제어와자료취득이불가능한상태이었다. 따라서이진동대시설 - 2 -

28 을정상적으로내진검증시험에활용하기위해서는제어시스템을최근의디지탈제어기로교체 / 보완이불가피한상황이었다. 최근의디지탈제어기는기존의제어기에비해제어성능이훨씬우수하므로디지탈제어기로교체 / 설치되면종합적인진동대성능을향상시킬수있고, 보다넓은범위의내진검증이가능해진다. 본과제에서는대부분의원자력기기내진검증을국내에서수행가능하도록한국기계연구원이보유하고있는대형진동대시설의제어시스템보완을통해내진검증시설을구축 / 재정비하고이의운용기술확보와검증에필요한내진검증일반절차서개발을목표로하였다. 제 2 절 LOCA 시설구축 원자력발전소냉각재상실사고 (LOCA) 성능시험은원자력발전소냉각재상실사고로인한설계기준사고의환경조건에서수행되는원전기기성능검증시험을뜻한다. 이때의환경조건이라함은압력, 온도, 습도, 화학물질살수 (Chemical Spray), 방사선노출량등을말한다. 전형적인시험이력곡선 (Test Profile) 은 IEEE Std. 323에명시되어있는데각각의장비에따라다르다. 실제검증시험에서는보수적으로가혹한조건에서시험이수행된다. 검증시험중에서시험품은고온의수증기및가스와화학용액살수에노출된다. 아울러시험중에서는시험품의성능을실시간으로조사해야하며시험이력곡선을만족하기위해각종밸브류및히터의온도조절을필요로한다. 지금까지설계기준사고의환경시험시설이확보되어있지않아외국의시험시설에위탁하여시험을수행함에따라관련기업의업무적인불편과막대한외화가지출될뿐아니라원자력발전소주요기기들의국산화에막대한지장을초래했다. 따라서, 한국기계연구원에 LOCA, MSLB, HELB 와관련된시험시설을설치하고관련기술을확보하는데주력하였다. 이의일환으로중소형 LOCA 설비를구축하고관련제어및운용소프 - 3 -

29 트웨어를개발하여중소형 LOCA 챔버, 화학물질살수 System, 붕산수저장탱크, 증기버퍼탱크, 공기탱크의시설을확보한후에제어및모니터링시스템을구축하였다또한, 소형 LOCA 설비운용기술개발을수행하여설계기준사고시험을실제수행함으로써시험기술을확보하였다. 상기기술을바탕으로중대형 LOCA 설비의전체시스템의사양을결정하기위한개념설계를수행하였다. 중대형 LOCA 시험을위한증기발생장치로서보일러, 축열기, 과열기를선정하여관련된용량들을계산하여제시하였고, LOCA 시험시설을확충하고운용기술을확보하였다. 제 3 절 EMI 시험능력구축 원전기기에대한성능검증은원자력발전소의안전과직결되는문제이므로검증결과에대한신뢰성이중요하며, 성능검증기술의확립없이는원전기자재의국산화를기대하기어렵고, 외국에검증을의뢰할경우막대한비용은물론개발기간이길어지는문제점이있다. 원자력기기에대한 EMI 성능검증을국내에서수행하기위한시험능력을구축하고국내성능검증체제구축에참여하는것이이과제의목적이다. 연구개발의내용및범위는원전기기검증에필요한시험절차서를개발하고복사내성시험능력을 40 GHz까지확장하기위한장비 3종을구입하여시험능력을구축하였다. 제 4 절기기검증품질보증체계수립 우리나라원자력기기의성능검증은과거에는과학기술부의성능검증업허가를받아수행하여야했으나이허가제도가폐지됨에따라성능검증시험기관에대한품질시스템인증을위한법적근거가상실되었다. 따라서, 품질시스템에대한검증은기기제작기관의품질시스템에따라수행되어야 - 4 -

30 하며이러한사항은반드시계약문서에기술하여야만원자력품질시스템이적용할수있게되었다. 이에따라성능검증기관의품질시스템에대한공신력의저하를가져오게되고그중요성에비추어볼때국제경쟁력확보에도많은어려움을격고있다. 공신력을갖춘품질인증제도의확립을위해각성능시험기관이활용할수있는품질보증계획과품질보증절차서를개발하여제공하고이를적절히보완하여각성능검증기관의실정에적합한품질시스템을확립하는데기여하였다. 또한, 기존의원자력기기제작기관에대한인증체계를참고로하여성능검증기관의품질인증체계에대한방안을모색하였다. 제 5 절재료노화특성시험 원자력발전소의기기는사용되는부품들과이부품을구성하고있는재료의수명에따라그성능이유지된다고할수있다. 국내에서개발되는새로운재료들에대한원자력분야에의활용여부는원자력환경조건하에서의노화시험을거쳐야만가능하고이실험자료에따라원자력기기에사용할수있게된다. 원전기기에서국산재료를원활히사용하기위해서는이러한재료노화특성시험기술이반드시확보되어야하며엄밀한시험조건에의한다양한국산재료에대한시험결과의축적이원자력기기의성능검증기술의확보에매우중요한역할을한다. 현재국내에는원자력부품재료의노화관련자료, 노화메카니즘에대한기술연구및실증시험기술개발이전무한상태로국내검증시험및해석시외국검증기관에의존하고있는실정이다. 국산원자력부품의성능검증및수명평가가가능하기위해서는국내원자력부품재료의열적열화특성시험기술의개발이선행되어야한다. 원자력기기검증기술의체계화및표준화와노화시험및해석기술의확보로국내원자력부품성능검증기술의자립및고도화가달성되어야한다

31 원자력발전소에는여러플라스틱및고무류의재료들이원자력부품으로사용되고있다. 이중대표적부품재료에대한열적열화특성 (Activation Energy 및열수명특성 ) 을산출, 이를활용하여국내원자력부품재료검증에활용하기위한기술과재료시험자료를획득하고자하였다. 연구결과확보된검증자료와방법론을통해국내에서열적열화검증이가능해외화를절약할수있고외국산대산국산검증부품을사용함으로써원전건설, 소모부품구매경비절감, 원전유지보수비용을절약할수있다. 그리고국내에서기기검증을하게되면국산부품및소재의설계, 제작기술개발이촉진되어관련산업의인프라가형성되며국산원자력부품의적기조달로원전건설및유지보수기간단축과이에따른경제적이익이발생하게된다. 또한국내검증기술의표준화 / 체계화로해외에원자력발전소기기및부품의수출증대를기대할수있다. 우주항공, 전자통신, 방위산업등첨단산업분야로검증기술의확대적용이가능해경제적산업적파급효과는지대할것이다. 따라서, 기기검증기술의뿌리라할수있는국산원자력부품재료의노화시험평가자료생산을위해노화에가장민감한국산원자력폴리머재료들에대한열적열화시험및평가를수행하였다. 제 6 절원자력재료데이터베이스구축 우리나라는현재 18기의원전을가동중에있고, 건설중인 4기를포함하여 2015년까지 11기원전의추가건설을계획하고있는원자력발전강국이라할수있으나, 원전의안전성을입증하는원자력기기성능검증기술및업무체계가미비하여기자재의검증을대부분외국의전문기관에의존하거나, 외국산기자재를수입하여사용하고있다. 국내에서그동안성능검증관련법규및기술기준을마련하고, 일부기관에서보유한시설을활용하여부분적인성능검증업무를수행하고있으나, 각성능검증분야에대한절차서및노화해석자료등 Software 기술이확립되어있지않기때문에, 해석을포함한복합적인성능검증업무는외국의전문기관에의뢰할 - 6 -

32 수밖에없는실정이다. 특히, 국내에는기기의시스템구성에필요한부품에대한소재자료가없고이들에대한체계적인소재특성연구업무가이루어지지않았기때문에, 기기제작비의절반이상을차지하고있는부품의국산화는아주미미한상태이다. 그러므로원전기기의국산화제고와원자력수출기반을구축하기위해서는 Hardware 구축과더불어성능검증 Software 기술자립은시급한실정이다. 원자력기기검증은양식화된품질보증계획서, 성능검증절차서등에따라수행되며, 성능검증방법으로는시험및해석에의한방법과이들의혼합방법으로분류할수있으며, 시험에의한성능검증은시험절차서또는지침서에따라 Type Test에의한시험결과를문서화하는행위이며, 해석에의한성능검증은 ANSYS 등을이용한내진해석과 Arrhenius 방법을이용한비금속재료의수명평가등으로분류된다. 따라서국내에일반화된 ANSYS 해석기술을제외하면, 원자력기기성능검증 Software개발은성능검증시험절차서와기기의수명계산 (Arrhenius Equation) 에필요한소재특성자료 Data Base 개발및 System 전산화로요약될수있다. 이에반해현재국내에는원자력성능검증의요건인특수환경에따른시험절차서및성능검증방법등 Software 기술이미개발되거나체계화되어있지않기때문에, 단순시험에의한성능검증외에는복합적인성능검증업무의대부분을외국의전문기관에의존하고있으므로, 성능검증시설구축과더불어, Software 기술확립은원자력성능검증기술확립에필수적인요소라고할수있다. 제 7 절성능검증기사양조사및검증표준절차서개발 원자력발전소에사용되는기기중국내제작공급률은 42% 수준이며, 국내제작공급기기중 15% 정도만이국내에서검증되고 85% 는해외에서검증되고있다. 국내의기기제작공급률및기기검증비율을높이기위해기기검증체계의구축이필수적이며, 이와같은목적을달성하기위하여기기검증대상기기를조사, 파악하고성능검증요건등검증에필요 - 7 -

33 한설계정보를확보하여야한다. 기기검증의경제성을확보하여경쟁력을높이기위해서는적합한설비를갖추고검증절차의표준화및기술고도화가이루어져야한다. 또한기기검증의정확성과신뢰성을확보하는것이절대적으로필요하며, 이를위하여표준절차서개발등의검증표준화작업이요구된다. 또한기기검증대상기기를정확히예측하여이러한기기의검증에적합한설비가확보되었는지평가하고효율적인검증절차를개발하는것이필요하다. 국내중소기업체의부품제작기술은상당한수준에이르고있으나체계적인품질보증기술및원자력관련기술기준에대한지식의부족, 재정적인문제등으로인하여성능검증을추진하지못하는실정이며, 이에따라원자력안정성관련기기의국산화가지연되고있다. 제 8 절원자력성능검증사업체제구축 국내의성능검증시험시설들이전반적으로부족할뿐만아니라그나마의시설들도여러기관에분산되어있다. 국가연구기관들뿐만아니라민간기업들도성능검증사업에참여하고있어외국의검증업체들과함께국내의작은시장에서과열경쟁을하고있으며, One-Stop Service의부재와신뢰도의부족으로외국검증업체들이실질적으로국내시장을지배하고있다. 성능검증기술분야의다양성은국내성능검증활성화에또하나의걸림돌이다. 내진, 내열, 내방사선, 내전자기파, 설계기준사고시험등다양한분야는국내단일연구기관이나기업이감당하기힘들정도로다양한전문기술을요구하고있다. 시장규모에비해서소요되는시설은과도한투자를필요로한다. 원자력기기의성능검증은원자력안전을고려한공공성과일부선진국과국내에서도민간기업이진출하고있는상업성이공존하고충돌하는영역에속해있다. 국내성능검증사업의활성화와기술수준향상을위하여구조적장애요인들을제거하거나극복할수있는합리적인기반구축이요구된다. 일차적 - 8 -

34 으로성능검증의공공성을중시하여정부출연기관들이공동으로참여하는성능검증센타를고려하였으나이미시장에진출한민간기업을존폐위기에처하게하므로이의추진이불가능하였다. 차선책으로검증사업에참여하고있는연구기관들과민간기업이공동으로사업을수행하는방안을검토하였다. 이방안에서는원자력산업의품질보증체계를바탕으로원전에서의성능검증요건을이해하고성능검증시험계획의수립에서부터최종보고서까지의전반적인성능검증업무를주도하고영업을전담하는선도사업체의설립을모색하였으나자금조달방안의불투명으로성사되지못하였다. 한편, 성능검증활성화는사업참여자이외에도기자재제작자, 산학연의연구개발관계자, 원전의설계 건설 운전을주도하는사업자및원자력안전정책관계자를포함한총괄적인협력체제가필요하다는공감대가과제참여기관들간에형성되어이를수용할수있는한국원자력기기검증협회의설립을추진하였다. 협회의출범은구조적으로강력한추진력을기대하기는어려우나관계기관들의자발적인참여와협력을기반으로점진적이며포괄적으로성능검증의기반을공고히할것으로기대된다

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36 제 2 장국내외기술개발현황 제 1 절진동대제어시스템보완 1. 국내현황 내진검증분야는원자력기기의성능검증분야들중에서선진국수준에는미치지못하지만비교적일찍수행능력을확보한분야이다. 한국기계연구원이대형진동대 (6자유도, 30톤규모 ) 시설을비롯하여소형진동대, 동적하중시험시설등내진검증관련시설을보유하고있으며 ( 표 1), 90년대초부터국내원자력발전소용기기의내진검증을수행하기시작하였다. 그러나그동안일부타분야의검증능력이국내에확보되지못하여성능검증전체를국내에서일관되게수행할수없었고이로인해내진검증도외국에서수행하는사례가많았다. 그럼에도현재까지한국기계연구원에서만수행된내진검증실적이총 50건에이르고있으며내진검증시설과수행경험은일정수준이미확보하고있다. 표 2. 내진검증시설 / 장비 시설명규격용도 대형진동대소형진동대전자기식진동대내진해석프로그램반력벽 / 반력상유압액츄에이터 4mx4m, 적재하중 30톤,1.5g,6자유도 1.2mx1.2m, 적재하중 500kg,10g, 2축 70cmx70cm, 적재하중 300kg, 1축 ANSYS, NASTRAN, DYNA3D 등 25mx8m/25mx12m 20개, 총 700 Ton 내진, 진동노화시험 동적하중시험 근래에내진검증시설중에서가장핵심시설인대형진동대시설제어 시스템이노후화하여정상적인활용이어려운상황이었으나, 본과제에서 이를보완함으로써시설측면과기술적측면에서내진검증수행능력을재

37 정비하게되었다. 또한타분야도본과제를통해검증능력이확보되고체계화함으로써대부분의원자력기기에대한성능검증수행이가능하게되었다. 더나아가기기성능검증수행만아니라우리나라가선진국과대등한수준의새로운기술개발추진이가능하다. 2. 국외현황 가. 미국우리나라의검증절차가미국의절차를준용하고있으므로미국의절차는우리나라와유사하다. 내진검증을포함한성능검증수행은 SwRI, Wyle 및 NTS, Trentec 등과같은민간단체에서수행하고있다. 규제기관인 NRC는이들성능검증수행기관들의검증 Program의적합성여부를검토, 승인함으로써공신력을높이고있다. 최근미국내에신규로건설되는원자력발전소가없기때문에대부분외국의내진검증업무를수탁수행하고있다. 그동안우리나라의원자력기기성능검증의많은부분을 Wyle를비롯하여미국검증회사가수행하였다. 나. 프랑스프랑스의경우는원자력청 (CEA) 산하전문연구소와전력회사 (EdF) 의연구소에서분야별로역할분담을하여검증을수행하고있다. 내진검증은원자력청산하전문연구소인 SOPEMEA에서주로수행된다. 표준화된기기에대하여한번의검증으로표준발전소모두에적용할수있다. 프랑스의표준발전소는 EdF System이라는지진격리장치를사용하여발전소구조물을지진격리시키고있다는점이특기할점이다. 다. 일본일본은원자력발전기술기구 (NUPEC) 에서실증시험을통한검증이이루어지고있다. 실증시험은기기별로수행되지않고하나의시스템에대해수행된다. 내진실증시험은원자력발전기술기구내의내진기술센타가담당하고 Tadotsu공학시험소의초대형진동대 (1000톤, 15m 15m) 에서실물시

38 스템또는축적모델을사용하여수행된다. 내진실증시험내용은사전시험 (Preliminary Test), 입증시험 (Proving Test), 설계방법확인시험 (Design Method Confirmation Test), 공개시험 (Demonstration Test) 및여유도시험 (Marginal Test) 로구성된다. 내진실증시험결과는대상시스템에대한내진신뢰성을직접입증하거나내진해석방법의타당성확인및이를적용한해석을통해실제발전소에설치된상태에서의신뢰성평가를위한자료로활용된다. 또, 설계방법에따른내진성능평가에도활용되고있다. 제 2 절 LOCA 시설구축 국내에서는설계기준사고와관련하여시험시설이없어서외국에의뢰해왔다. 실제적으로국내에서는원전기기성능시험중에서온도노화시험, 방사선노화시험, 진동시험, 내진시험등대부분의시험이수행되고있었다. 그러나설계기준사고시험인 LOCA/MSLB/HELB 시험시설이없어서기존에가능한시험까지함께외국에의뢰하는결과를가져왔다. 이는특별히설계기준사고시험이기존의온도노화시험, 방사선노화시험, 진동시험, 내진시험과직접적으로영향을받기때문에개별적으로시험을수행해서얻게되는재정적인장점보다는시험이일괄적으로통제되지못해서생기는기술적인문제및보고서작성문제가더커지는상황이발생되어외국에모든시험을의뢰하게되었다. 결국설계기준사고시험시설이없어시험을수행하지못해서할수있는시험마저못하는결과가되었다. 이러다보니외국시험업체가시험비용을과대하게책정하며독선적으로국내업체들을상대함에따라국내원전기기생산업체들은경쟁력있는제품을만들어놓고시험업무에부담을느끼는현상이발생하게되었다. 더군다나시험결과에대해서도자세하게국내생산업체들에게전달해주지못해서시험결과에따른기술개발이이루어지지못해해외업체와의경쟁에서신속하게대응하지못하게되었다. 이러한시험업체의독점이더욱가중되는것은국내의시험의대부분이외국에있는일부원전기기시험업체에게

39 집중되기때문이다. 한편국내에서는현재가동중인원전에대한성능검증시험의수요가점차로증가하고있어시급한대책이요구되고있다. 이러한가운데과학기술부지원아래원전기기성능검증체계를구축할수있게되어국내에서는처음으로설계기준사고시험을수행하였고중대형 LOCA 설비를구축함에따라국내에서발생되는설계기준사고시험을감당할수있는능력을갖추게되었다. 이에따라원전기기안전관련한문제를해외에의존하지않고국내에서자체적으로신속하고정확하게처리하여실제현장에서업무를원활하고안전하게수행할수있게되었다. 제 3 절 EMI 시험능력구축 전자파장해문제가성립하기위해서는기본적으로장해원 (source), 결합경로 (coupling path), 감응체 (susceptor) 가동시에존재하여야한다. 이러한전자파장해현상은장해원으로부터의과도한불요전자파의방출에의해서도발생하지만, 피해장치자체의약한전자파내성에의해서도발생한다. 이러한전자파장해문제를줄이기위해서는우선장해원의수나출력등을줄여다른장치에방해를주지않도록하여야하고, 또한어느정도의전자기적환경내에서도장치가의도된동작을할수있도록내성을강화시켜주어야한다. 사회에보급되는다양한전기 전자장치들이서로조화를이루어공존할수있는것을 " 전자파환경의양립성 " 이라하고, 이러한능력을갖게하는것이 EMI/EMC 연구의궁극적목표이다. 세계각국은 '70년대후반부터불요전자파방출규제 ( 흔히 EMI 규제라부른다 ) 를시행하고있으며, '96년 1월 1일부터유럽연합을중심으로전자파내성규제 ( 흔히 EMS 규제라부른다 ) 가본격적으로시작되고있다. 이러한 EMC를확보하기위해서는전자파방출 (EMI, electromagnetic interference, emission) 과전자파내성 ( 감응성 ) (EMS, electromagnetic susceptibility, immunity) 를동시에만족시켜야한다. 원자력발전소에서사용되는기기의전자기적합성을확보하기위하여

40 미국에서는 1994년에 NUREG/CR-5941 : Technical basis for evaluating electro- magnetic and radio-frequency interference in safety-related I&C systems를제정하였다. 여기에서는 EMC practices는 IEEE std 의규정을따르고시험절차와규정은 MIL-STD 461/462를따르게되어있고 Surge 시험방법은 IEEE std c 을사용하도록하고있다. 그후 1997년에 EPRI에서는 MIL-STD 461/462와 IEC 801 시리즈를기준으로독자적인시험기준을만들어 NRC의승인을받아 EPRI TR R1 : Guidelines for electromagneric interference testing in power plants를제정하였다. 그후 2000년에 NRC에서 NUREG/CR-5941 (1994) 와 NUREG/CR-6431 (1999: Recommended electro-magnetic operating envelopes for safety related I&C systems in nuclear power plants) 을토대로정식 guideline인 NRC Reg. guide 1.180을제정하여시행하고있다. 국내에서도 MIL-STD 461/462 에따라 18 GHz의복사내성시험을수행하여왔으나그이상의주파수는불가능하였다. 이번과제를통한시설구축을통하여 40 GHz 까지의복사내성시험이가능하게되었다. 제 4 절기기검증품질보증체계 1. 품질보증기술기준의현황 가. KEPIC QAP 및 ASME NQA-1 원자력발전분야에적용되는대표적인품질보증기준은과학기술부령제16호 원자로시설등의기술기준에관한규칙 제4절 원자로시설의건설및운영에관한품질보증 에제시된 18개항의요건으로구성되어있다. 이들기준이원전기기의성능검증분야에적용되기위해서는품질보증에관한기본개념의이해를바탕으로성능검증업무의특성을감안하여적용되어야만실질적으로이행가능한품질시스템을구축할수있다. 이기준들은 18개항으로구성되어있으므로이들중에서기기의성능검증에

41 적용가능한요건들을선별하는데주의를기울일필요가있다. 또한기기검증을위한프로그램의작성이나검증시방서의작성에서부터품질보증요소의적용성이성능검증용역의범위와특성을고려하여검토되어야하며, 그결과가기기검증시방서에명시되어야할것이다. 나. 성능검증을위한품질보증계획에관한기준 ( 과기부고시 90-20호 ) 이기준은 1996년당시의원자력법제42조의 3 제2호의기준에의하여고시된것으로정부의규제완화조치로 1999년 2월8일원자력법의관련조항이삭제되어그적용근거가무효화된기준이다. 당시의성능검증업자의품질보증계획의수립에기준이되었던것이기에현시점에서품질보증적용요소를도출하는데참고가될수있다. 이기준에의하면원전사업자와마찬가지로성능검증업자도 18개항목의품질보증요소를모두적용하도록하고있다. 그러나이기준도현실적으로성능검증업무의범위와특성을면밀히고려하여작성되었다고보기에는다소무리가있다고판단되며, 기존의품질보증기준을참고로원전사업자와대동소이한요소를적용토록하고있어이기준에따라품질보증계획을수립할경우과도한요건의적용으로업무의수행에어려움이있었다고생각된다. 다. KEPIC END 1100 전기 1급기기검증이기술기준은원자력발전소에사용되는전기1급 (Class 1) 기기의검증에필요한기본요건을기술한것이다. 이기준에는검증원칙, 검증절차및방법에관하여명시되어있으며이기준의요건에만족하는시험을거친기기는안전기능수행을위한정상, 비정상, 설계기준사고, 설계기준사고후및가동중시험조건하에서그설계조건의적절성이확인되었다고할수있다. 이기준의 END 1200 안전계통기기검증시험수행조직 에서는기기의검증시험수행에관한프로그램을제정하기위한요건을기술하고있으며, 안전계통의일부로서식별될수있는기기에관한검증시험을실시하는조직에대해적용한다. 또한, 명시된기술적요건 (Technical requirement) 을만족시키기위하여기술프로그램, 품질보증계획및입증된능력에관한요건들이포함되어있다. 특히, 이기준에서는성능검증에

42 적용할품질보증요소에대해 KEPIC QAP 의요건을토대로하여적용가 능한요소들을선별하여규정하고있다. 제 5 절재료노화특성시험 1. 국외현황 미국의경우, 과거 30여년간에걸쳐정부및전력사업자들의연구자금지원하에대학, 연구소및산업체에서약 15,000여종에이르는각종비금속및전자재료를포함한원자력부품에대한재료분석실험, 열노화실험및방사선노화실험, 모의사고실험등내환경검증연구가이루어져왔다. 그러나, 1980년대부터원자력발전소의건설중단으로인해최신원자력부품에대한연구는거의이루어지지않고있다. 기타프랑스나일본등의원자력분야의선진국에서도정부및관련기관에서각종원자력기기 / 부품의수명연구를진행하고있는것으로알려져있으나원자력사업이정부의주도로이루어지고있기때문에, 미국처럼일반대학 / 산업체의연구사례는적은것으로판단된다. 미국의원자력부품환경노화및수명평가기술은세계최고수준으로약 15,000여종의비금속및전자재료의노화데이터를보유하고있으며, 이들노화데이터는거의전세계에서생산되는원자력부품을포함하고있으나 1970년대이후원자력발전소의건설중단으로미국의재료노화데이터는단순이용되는수준이며, 미국의원자력부품환경노화및수명평가방법이나기법, 노화실험데이터등기초자료를보유하지못하고있기때문에원자력부품에대한정확한수명평가가불가능한실정으로서, 사실상의국내기술수준은미국에비해약 30여년정도뒤져있는것으로판단된다. 원자력부품의환경노화및수명평가를위해서는부품을구성하는소재의특성및성분을해석, 평가하는재료분석시술이필수적이다. 외국원자력선진국의경우에는정부기관, 연구소, 대학및산업체등에고성능재

43 료분석설비와많은전문기술자를보유하고자체적으로재료분석을수행하고있다. 특히, 전세계적으로공인된 Underwrite Laboratory(UL) 등전문기관에서재료분석시험및기술연구를꾸준히수행되고있다. 부품기능평가기술은원전에서사용되는부품에대한안전성기능을평가하는기술로써, 원자력부품을주요기능을분석하여해당기능에대한고장모드및고장메카니즘을평가함으로써부품수명을평가한다. 외국원자력선진국의경우, 많은연구와실험을통해각종원자력부품에대한기능평가가이미이루어졌으며, 이를활용하여가동원전의수명연장및부품교체 / 대체가이루어지고있다. 사고시험을포함한환경노화시험기술은원자력부품의열노화및방사선노화시험을통해안전환경에따른노화메카니즘을규명하고, 그에적합한수명을결정하는기술이다. 미국의경우, 1980년이전에원전건설사업을수행하면서학계, 연구소및산업체에서비금속및전자재료에대한수많은노화시험이수행되었으며, 이에따른최근에개발된신소재를제외한모든미국산원자력부품에대해서는이미많은부분노화메카니즘이규명된상태이며, 현재는전자통신및우주항공분야에사용되는첨단소재로연구방향을전환하고있는추세이다. 2. 국내의경우 국내의경우에는원자력부품중에서금속재료에대한환경노화연구는일부수행되고있으나, 비금속재료나전자재료에대한연구사례는전무한실정이다. 국내산업체에서도최근많은비금속재료 / 부품및전자소재에대한신제품개발이점차증가되고있으며, 이들부품에대한물리적, 기계적특성실험및화학적성분분석실험등은수행하고있으나원자력에관련된내환경실험및사고실험등을수행하지않고있어국내원전에이들국산부품을사용할수없는실정이다. 국내의재료분석기술은금속재료에대해서는상당수준의기술을보유하고있으나, 비금속재료 ( 특히, plastic/polymer등 ) 에대한재료분석기술은매우낮은수준으로판단된다. 일부국내연구소나산업체에서이들비금속

44 재료분석으로수행하고는있으나표준시료나시험설비의부족, 전문기술인력의부족등으로거의원자력재료에대한분석기술을보유하지못하고있는실정이다. 이로인해국내부품제조업체들이대부분 UL 등과같은외국전문기관에시험을의뢰함으로써엄청난시간과외화를낭비하고있는실정이다. 국내의부품기능평가기술은거의전무한상태로서, 외국원전에서수행된부품기능평가결과를그대로국내원전에적용하고있는실정이다. 최근고리원전의수명연장사업이진행중에있으나정확한부품기능평가를기대하기는어려운실정이다. 국내에서는아직도국산원자력부품에대한환경노화시험은거의전무한실정이다. 3. 기술현황자체분석및결과 현재국내원전에사용되고있는원자력부품은국산비금속에재료에대한환경노화및수명평가가전무한상태로서, 거의외국부품을수입하여사용하고있다. 미국과같은원자력선진국에서는대부분자국산원자력부품을사용하고있으며이는수십년간에걸쳐원자력부품환경노화및수명평가연구의결과를바탕으로거의모든원자력부품의검증이이루어졌기때문으로판단된다. 특히미국은원자력부품의환경노화및수명평가연구결과가원자력기술기준이나규제지침에반영되어원자력발전소의유지보수및수명연장사업등에직접적으로활용되고있으나, 국내원자력산업의실태는 18기의원전이가동중이고향후에도계속적인원전건설이진행되고있음에도불구하고국산원자력부품열적노화및수명평가기술의부재로외국부품의수입에의존할수밖에없는실정이다. 따라서지금부터라도국산부품에대한열적노화및수명평가기술을개발하여국내원자력기술기준이나규제지침에반영하고, 이를통해원자력부품의국산화를적극유도하여기존원전에사용되고있는외국수입부품을점차적으로국산원자력부품으로대체함으로써, 원자력부품의수입의존도를낮추고명실상부한원자력선진국으로발돋음할수있을것이다

45 제 6 절원자력재료데이터베이스구축 1. 국외기술개발현황 현재전세계적으로 internet으로 on-line 서비스가가능한성능검증관련상용 DB는 EPRI의 license하에 SCIENTECH Inc. 가 1981년에운용하기시작한 EQDB가유일하다. 회원제로운영되고있는이 EQDB는내환경및내진검증데이터, 검증보고서목록, 발전소및검증서비스공급자목록, 성능검증관련각종규제보고서, 규제기술목록, 원전기기검증매뉴얼, 관련산업조사보고서등원자력발전소의운영에필요한성능검증관련정보를 internet으로제공하고있다. EPRI의 EQ Management System은원자력발전소의유지관리를위한성능검증업무를관리하는시스템으로서, 기기의시험데이터 (GQE 및 PQE), 성능검증대상기기의 master list, 발전소의환경데이터, 성능검증대상기기에대한유지보수데이터및구매관련데이터, 기타성능검증대상기기에대한각종정보등을 DB로구축하여활용하는기능을제공하고있다. 이외에성능검증관련 DB는미국의 GLS사의 EMA+2000와 Trentec 사의 System1000이있다. 이두 DB에수록된데이터는, 일부자료를제외하면, 소재시험데이터에한정되어있기때문에그용도가성능검증사업수행전반에필요한정보의제공이아니며, 또한 internet으로 on-line 서비스를제공하지않고있다. 미국이외에일본, 프랑스및기타국가의경우, 성능검증관련기관에서소재시험데이터를위시한성능검증관련정보를수록한 DB를사용하고있는것으로판단되나상업적으로나비상업적으로접근할수있는 DB는확인할수가없었다. 2. 국내기술개발현황 본연구와관련된국내주요기술현황을분석하여보면, 첫째부분적

46 성능검증절차서는보유하고있으나체계화되지못하고, 가장핵심이되는비금속재질노화평가자료는전무한형편이다. ( 주 ) 새한검증, ( 주 )KNT 등에서미국에 Wyle사의일부자료를보유하고있으나, Wyle 사와의소유권문제로공적사용이불가한형편이다. 국내의경우한국전력기술 ( 주 ) 에서그동안국내외에서수행한원자력발전소기기성능검증보고서를토대로구축한 DB가있다. 이 DB는영광 3,4,5,6호기및울진 3,4호기의기기에대하여기수행한검증결과를 DB 화한것으로서성능검증데이터는 GQE(Generic Qualification Evaluation), PQE(Plant Qualification Evaluation) SQE(Seismic Qualification Evaluation) 등세가지로구분된다. 이 DB는종합적이지못하며, 성능검증을위한시험에직접활용되기보다는, 앞으로수행할기기검증의일부참고자료로활용되거나원전의유지보수및부품획득을효율적으로수행하는데활용될수있다. 성능검증종합DB개발의기술사항평가는표 2. 와같다. 표 3. 성능검증종합 DB 개발의기술사항평가 기술사항 국외 ( 미국 ) 기술수준 국내 Software 자료개발 ( 시험데이터생산 ) 실용화단계 미개발 Data Base 형태설계 실용화단계 실용화단계 Internet과사용자간의 Interface 설계 " " Data Base 운용 Program 설계및개발 " " 운용 Program 에호응하는 Data Base 구성및자료입력 " " Data Base 및운용 Program 전산화 " "

47 제 7 절성능검증기기사양조사및검증표준절차서개발 1. 국내기술개발및원전기기검증산업현황 국내원전설계기술자립수준은 95% 이상인반면원전기자재의국내제작공급률은품목수기준으로약 42% 수준에불과하여원전기자재의국산화가미비하다. 이와같은현상은원전기자재제작을국내중소기업이담당하고있으므로기기검증에대한기술경험이부족한반면, 원전기기성능검증의국내수행률이 7% 에못미치는등기기검증이기자재국산화의걸림돌이되고있기때문이다. 원전공급기자재중해외에서제작공급되는기기의 58% 는모두해외에서검증되고있으며, 국내에서제작공급되는기자재중 85% 는해외에서검증되고있다. 원전기기검증에대한국내수행율의저조는국내에신뢰도를확보한기기검증전담기관의부재에기인한바크며, 이에원자력분야의연구기관이원전기기검증에참여할필요성이대두되고있다. 국내원전기기성능검증경험을가진국가기관은한국원자력연구소, 한국기계연구원, 산업기술연구원등이있으며, 민간기업으로서는새한산업정도가있고, 일부기자재는제작사에서자체검증하여공급하고있다. 원전기기검증수요는건설되는원자력발전소에공급되는기자재의기기검증과가동중인원전에서의기기검증으로나눌수있다. 건설되는원자력발전소에공급되는기자재는상당히많은물량이국산화되어기기검증수요물량은줄어들고있으나고부가가치의기기들을개발하여국산화하는경향이있으므로검증비용은매년동일한수준을유지하고있다. 가동중원전의수명이오래됨에따라기기가노후화되어수명평가후소모성기자재와 switch, relay, condenser, motor, cable, panel 등은대부분새부품으로기자재를교체하고있다. 또한부품공급업체가없어지는경우, 부품이단종되는경우에는새로운 model의기기를개발하여교체하고있다. 이와같이가동중원전에서기기검증수요가점진적으로증가하고있다

48 따라서, 국내의원전기기검증수요를년 30 억원에서 50 억원으로추정 하고있다. 이러한검증수요중 50% 상당부분을해외검증기관에서검 증을수행하고있다. 표 4. 국내검증기술의사업화현황 구분 제 1 단계제 2 단계제 3 단계 2000 년 년 2002 년 년 2004 년 년 추진목표경쟁력강화기술자립기술고도화 추진전략 - 성능검증기술의체계화 - 검증자료의전산화 - 종합검증능력의확보 - 기술연구개발의확대 - 최신검증기술의개발 - 검증기술의해외수출 시장규모 125 억원 150 억원 200 억원 시장점유율목표국내검증목표 12 % 30 % 50 % 15 억원 45 억원 100 억원 < 자료 : 원전기기성능검증 WORKSHOP 2000 발표문집 2. 국외기술개발및원전기기검증산업현황 미국의원전기기성능검증은 1949년설립된 Wyle Lab. 과 Trentec Inc. 에서수행되고있다. Wyle는 12곳에연구기관을두고있고, 원자력산업뿐만아니라항공우주등의타산업분야의기기검증도수행하고있다. 우리나라는 Wyle와기술제휴로일부기기검증을수행한바있다. Trentec은주로원자력산업분야의기기검증을수행하고있으며, 첨단검증기기를보유하고있는것으로알려져있다. Trentec에서는미국전력연구소 (EPRI) 의지원을받아내진검증절차서를개발하여교육에활용할뿐만아니라표준화된검증시험을수행하는데활용하고있다. 프랑스는국립연구기관이분야별로역할을분담하여기기검증을수행하고있으며, 규제기관인원자력안전국의감시 감독을받고있다. 이와같이정부주도형의원전기기성능검증체계를구축하고있는프랑스에서

49 이를수행하는주요기관은원자력청 (CEA) 산하의원자력방호연구소와프랑스전력공사 (EdF) 의연구소이며, 많은부분을원자력방호연구소산하시험연구소들에서수행하고있다. 일본에서는과학기술청과통상산업성감독하의원자력발전기술기구 (NUPEC) 에서기기검증업무를전담하고있으며, NUPEC는 1976년전력회사, 기기제작자, 건설회사가합자하여설립되었다. 원전기기성능검증을위한시설설치의주요목적은원전기자재국산화의걸림돌을해소하고, 향후한국표준원전과차세대원전의수출을위한기반구축에있다. 이에따라, 먼저국내에서제작공급하는기자재및부품의검증을국내검증기관에서수행하도록하여원전기자재국산화율을제고하도록하여야한다. 이후, 국내원전기기성능검증기반이구축되면, 한국표준원전수출추진시또는차세대원전의건설추진시제작 공급되는원전기자재에대해기기성능검증을국내에서수행하여공급할수있다. 그리고, 원전기자재및부품의수출시에도국내에서기기검증을수행하여수출함으로써기자재의해외검증및운송등에따른부대비용의절감을도모할수있다. 제 8 절원자력성능검증사업체제구축 1. 국내현황 가. 성능검증허가제도검증기관에대한법적규제는없어졌으나관련국내 외기술기준 (IEEE, KEPIC 등 ) 에서시험기관의자격요건을규정하고있으므로이들기준에적합한검증기관에의해검증이행해져야하는것은필수적이다. 성능검증은원자력안전성확보및원전신뢰성제고와직결되는중요한행위인만큼, 검증기관에대한감독및관리가필수적으로이루어져야할것이다. 1995년에제정된원전산업기술기준 (KEPIC END 1200) 은검증시

50 험기관의조직요건, 품질보증요건, 기술요건등을규정하고있으며, 이는기존에적용해오던외국기술기준인 IEEE 600과거의동일하다. 미국의경우, 성능검증업허가제도는없으나규제기관 ( 미국원자력규제위원회 : NRC) 에서주기적으로검증기관에대한실사, 감사를통해자격요건의준수여부및검증수행결과등을감독및평가하고있다. 나. 성능검증관련기술기준과학기술부고시 호 (2000/12/19) 로시행되고있다. 과학기술부고시제 호는대한전기협회의전력산업기술기준을원자력법제 12 조및제 22조규정에의한발전용원자로및관계시설의건설 운영에필요한기술기준으로적용함에있어서필요한지침을고시하고있다. 이러한근거에따라, 전력산업기술기준의원자로시설기술기준적용에관한지침 중기기성능검증관련전력산업기술기준이마련되었다. 2. 국외현황 가. 미국미국은기기검증체계를우리나라국내검증체계의모델이라고할수있는민간주도형으로운영하고있다. 각각의원전사업주들은정기적으로연방정부나주정부의감사를받고있으며, 자체적으로시험을수행하고있다. 나. 프랑스프랑스는국립연구소에서분야별로역할분담을하여기기검증업무를수행하고있고, 규제기관인원자력안전국의감시 감독을받는다. 기기검증의모든프로그램의수립은프랑스전력공사 (EdF) 에서담당하고있다. 내진시험과방사선조사시험은원자력청 (CEA) 에서수행하며, EdF Lab. 에서열노화시험과내구력시험을실시한다. 또한표준화된기기에대하여한번의검증으로표준발전소에모두적용하게되어있다. 또한, 프랑스는자체적으로 VISA(Vieillissement, Irradiation, Seismic,

51 Accident) Program을개발하여기기검증을체계적으로수행하고있으며이를토대로시험종류를분류하여나타내었다. 기기의기능시험은각제작회사에서시험한다. 프랑스원자력발전소의검증업무는검증엔지니어링과검증시험프로그램을집행하는일로구분한다. 검증엔지니어링은기본적으로설계검토를수행하는것이며, 이로써검증시험프로그램을집행하기위한상세한계획을담은적용도서를생산한다. 다. 일본일본은규제기관인과학기술청과통상산업성의감시 감독하에원자력발전기술기구에서기기검증업무를전담하고있다. 일본은전원 3법및전기사업법에근간을둔원자력안전에대한대책의일환으로원자력발전기술기구 (NUPEC) 와발전설비기술검사협회 (JAPEIC) 가함께원자력발전소의안전성관련기기에대한각종실증시험을수행하고있다. 원자력발전기술기구 (NUPEC) 는실증시험및확인시험을수행하고, 각종정보를분석 / 평가그리고 Computer Code를개발하는임무를갖고있고, 발전설비기술검사협회 (JAPEIC) 는검사, 테스트, 연구의목적으로설립되었고주로용접검사를수행하였다. 일본은관 산 학협동으로성능검증체계를운영하고통상산업성과과학기술청이주관하고있다. 통상산업성산하에있는원자력발전기술기구 (NUPEC) 와발전설비기술검사협회 (JAPEIC) 가분담하고있다. 이때시험실건물과토지는원전주계약자그룹이무상으로대여하고있으며, 시험설비의건설과운영은해당시험기관에서담당하고학계및산업계에서전문기술자를파견하여기기검증을수행하는데인원을충당하고있다

52 제 3 장연구개발내용및결과 제 1 절 진동대제어시스템보완 1. 진동대제어시스템현황 근래에들어노후화에따른고장으로정상적운용이불가능한한국기계연구원이보유한 6자유도진동대시설의제어시스템을신형디지털제어기로교체하여 6자유도진동대시설을내진검증에정상적으로활용할수있도록하였다. 2001년 7월부터설치된 6자유도진동대디지털제어기는 2002년 5월최종점검및운용교육을완료하였으며, 기존아날로그형제어기에비해주파수범위가기존 50 Hz 이하에서 100 Hz 이하로확대되고, 제어성능과운용기법이우수하여보다넓은범위의내진검증을수행할수있다. 2. 디지털제어기도입경과 디지탈제어기를미국의 MTS Corporation과일괄도입 / 설치계약 (1차년도 ) 하고도입비용은년차 (3년) 별분할지불하였으며, 2001년 9월교체 / 설치및성능확인시험을완료하였다. 2002년 5월최종적인응용운용교육과와시스템상태점검을완료한후부터 1년간의보증기간을유지하고있다. 구체적인도입 / 설치경과는다음과같다. 1) : 디지털제어기요구성능및기술시방서확정, 도입계약 2) : 제어기제작과정협의및사용교육 - 미국 MTS 본사출장 : 진동그룹김영중, 정종안 3) 월초 : 디지털제어기통관 / 반입 4) : 제어기교체작업및 Calibration, 시험운용 - MTS Engineer: David Chua, Terry Nelson 5) : 설치완료, 진동대성능시험 (Bare Table) 및운용교육 - MTS Engineer: Rod Larson, James Langseth, Terry Nelson 등

53 6) : 진동대성능시험 (30 Ton Specimen) 및운용교육 - MTS Engineer: Terry Nelson 7) : 응용운용교육 - MTS Engineer: Rod Larson 8) 이후 : 내진검증활용 (Load center/transformer, EPA, VCB 등 ) 3. 진동대제어시스템보완 가. 진동대디지털제어시스템의특징디지털제어기는기존의아날로그제어기에비해제어성능면에서매우우수한특징을보인다. 우선다양한제어기법을이용하여파형재현성능이향상되었고, 실시간제어결과의확인을위한여러가지디지털모니터링기능을제공하고있다. 또한최신의 PC 환경을이용하고있기때문에시험결과를다른 PC에서쉽게이용할수있다또한내진검증시험을위해개발된 STEX III 프로그램은기존의 STEX 프로그램에비해매우빠른자료처리능력을갖고있으며, PC 환경에서사용자가개발한프로그램과의연계성도편리하다. 추후에 PC의성능이향상되어신규 PC의도입이나향상된프로그램의도입과주변기기의확장에도유연하게대처할수있어편리성이크게향상되었다. 한편, 제어시스템과연계하여계측신호의취득을위한 Signal Conditioner System도기존의제한된아날로그시스템에비해크게확장되고, 적용성이향상되었다. 디지털제어기의기술시방서에명시한주요요구성능은표 4. 와같으며, 특히성능이향상된부분을요약하면표 5. 와같다. 디지털제어기를도입한진동대시스템의주요구성특성은표 6. 과같고, 전체적인구성도는그림 1. 에정리하였다

54 표 4. 주요성능요구사항 비적재하중상태에서요구되는성능 정현파입력시 랜덤파입력시 전고주파왜곡 (Total Harmonic Distortion, THD) 지수가주파수 1-40Hz 범위에서가속도 g 가진시 10% 이하 The Total Harmonic Distortion (THD) for frequencies from 1 to 40 hertz and for accelerations from 0.1 g to 1.0 gs, the THD must be less than 10%. 주파수 1-40Hz 범위에서반복제어없이 +/- 1.5 db 이내의편평응답 (Flat Response) The flat response of the controller from 1 to 40 hertz, without Iteration, must be less than +/- 1.5 db. 표 5. 성능향상부분 Old Analog Controller New Digital Controller 1. Frequency Range 2. Transfer Function DC - 50 Hz Heavier the specimen, lower the range +/- 5 db with Bare Table Poor at resonance frequency DC Hz +/- 1 db with Bare Table Resonance Compensator with 5 filters at each DOF 3. Sine Waveform THD THD < 5% with Bare Tabel 4. Random Waveform 5. Data Acquisition Depend on the Transfer Function Direct : 24 Channels Strain Type : 32 Channels 6. A/D Board 12 bit 16 bit Very Good using Adaptive Inverse and Online Iteration Direct : 32 Ch. Strain Type : 32 Ch. - Expandable to

55 표 6. 디지털제어기의교체후진동대시스템구성 Digital Controller Computer/Software Signal Conditioner Computer Data Acquisition System 32 Channels Analog Electronics Software - Acceleration 기존 Table/ - DOF Controller - Valve Controller - Table Monitoring -Table Motion Program - Data Analysis -Offline Compensation 32 Channels - Displacement -Strain Hydraulic System External Devices - Function Generator - Oscilloscope - Data Management External Devices - Laser Printer -Load -Pressure - Temperature - Spectrum Analyzer - Mass Storage - Voltage - Hydraulic Controller Expandable up to 96 Channels 기존 Analog Controller 대체 기존 VAX 및 STEX Program 대체 기존 Analog Conditioner 대체 디지탈제어시스템 컴퓨터시스템 레이저프린터 네트워크 하드디스크 제어프로그램 STEX3 내진시험프로그램 자료취득시스템 (32 채널내부증폭기 ) 파형생성프로그램 자료처리프로그램 자료취득시스템 (32 채널외부증폭기 ) 유압제어기 진동대응답신호 (A/D 변환기 ) 진동대명령신호 (D/A 변환기 ) 가속도 냉각급수시스템 유압펌프 (No.1) 액츄에이터 시험체 진동대 스트레인, 변위 유압펌프 (No.2) 공압지지장치 유압펌프 (No.3) 분배기 유압공급배관 반력질량 유압공급시스템 진동대 / 가진시스템 그림 1. 6 자유도진동대시스템구성도

56 나. 진동대성능확인 (1) Bare Table의성능 1 전달함수특성 : 발주사양대비기준을만족함 DOF Criteria Old New Longitudinal +3.5 / -3.0 db +0.4 / -1.0 db Lateral +/- 1.5 db +3.2 / -4.5 db +1.0 / -1.0 db Vertical +1.3 / -1.0 db +0.7 / -1.1 db a) Old System b) New System 그림 2. Longitudinal Transfer Function of Bare Table a) Old System b) New System 그림 3. Lateral Transfer Function of Bare table

57 a) Old System b) New System 그림 4. Vertical Transfer Function of Bare table 2 Total Harmonic Distortion DOF Vertical Longitudinal Lateral Freq. (Hz) Accel. (g) Criteria Old New with AHC Less than % a) Old System b) New System 그림 5. THD in Longitudinal Direction at 5Hz, 0.25g for Bare table

58 Frequenc y (Hz) 3 System 성능 Old System Response Longitudinal Lateral Vertical New System Response Old System Response New System Response Old System Response New System Response mm 100 mm 100 mm 100 mm 70 mm 70 mm mm 100 mm 100 mm 100 mm 0.62 g 0.7 g g 0.78 g 0.5 g 0.7 g 1 g 1 g g 1.3 g 0.9 g 1.4 g 1.95 g 2 g g 2.97 g 1.95 g 2.9 g 3.1 g 3.3 g g 3.13 g 2.9 g 3.4 g 3.8 g 4.7 g g 4.16 g 5 g 5.4 g 6 g 6.6 g 30 4 g 4.6 g 5 g 5.7 g 6 g 6.2 g 40 4 g 4.7 g 5 g 5.1 g 5.5 g 5.7 g g 4.58 g 5 g 5.07 g 3.8 g 4 g g 4.5 g (2) 30Ton 질량시험체적재성능 1 전달함수특성 Longitudinal Lateral Vertical

59 2 Total Harmonic Distortion THD (%) Direction Freq. (Hz) Level (g) w/o AHC with AHC Longitudinal THD (%) Direction Freq. (Hz) Level (g) w/o AHC with AHC Lateral THD (%) Direction Freq. (Hz) Level (g) w/o AHC with AHC Vertical

60 3 System 성능 Freq (Hz) Longitudinal Lateral Vertical mm 103 mm 62mm mm 100 mm 0.66 g g 1.76 g 0.95 g g 2 g 1.65 g g 1.6 g 1.7 g g 1.3 g 2 g g 1.15 g 2.1 g g 2.3 g 1.7 g g 1.6 g 2 g (3) 6 자유도진동대시스템성능곡선 1 10 Acceleration (g) Acceleration (g) 100 Velocity 10 (m/s) 10 Bare Table (Old) Velocity 10 (m/s) 10 Bare Table (Old) Bare Table (New) Bare Table (New) Ton Specimen (New) Designed with Bare Table Ton Specimen (New) Designed with Bare Table 100 Displacement (m) 0.1 Designed with 30 Ton 10 Displacement (m) 0.1 Designed with 30 Ton S KIMM Triaxial Seismic Simulator Uniaxial Longitudinal Performance Frequency (Hz) 1 KIMM Triaxial Seismic Simulator Uniaxial Lateral Performance Frequency (Hz) 1 10 Acceleration (g) 100 Velocity 10 (m/s) 10 Bare Table (Old) Bare Table (New) 1 30 Ton Specimen (New) Designed with Bare Table Displacement (m) Designed with 30 Ton S i 10 KIMM Triaxial Seismic Simulator Uniaxial Vertical Performance Frequency (Hz) 그림 6. 6 자유도진동대시스템성능곡선

61 다. 디지털제어기운용기술및운용절차디지털제어기의운용기술및운용절차를확립하여 1) 디지털제어기사용자지침서와 2) 내진시험프로그램 (STEX III) 사용자지침서를작성하였으며, 디지털제어기보수유지절차서는디지털제어기사용자지침서에포함하였다. 또한, 내진검증절차확립을위해작성된내진시험절차서와내진해석절차서를관련기술규격에따라작성하였다

62 제 2 절 LOCA 시설구축 1. 1 차년도연구수행결과 가. 중 소형 LOCA 설비구축 1) 중 소형 LOCA 챔버제작가 ) 시험챔버시험챔버는성능검증을할시험편이설치되어주어진환경조건이구현되는공간으로서시험의규모에따라다양한크기를가진다. 현재의설비는반경 1m이고길이가 1m인원통형으로써양쪽이플랜지형태로되어있어나중에크기변경이가능하다. 즉시험품의양이많거나크기가클경우시험챔버를크게하고자할때플랜지를통해서더크게할수있다. 시험챔버는 10kgf/ cm2, 250 의압력및온도를고려하여설계및제작하였다. 증기는상단부의 4곳에서동시에주입되도록하였으며배출구는 2곳을설치하였다. 증기의공급은 1개의비례제어밸브와 1개의 On-Off 밸브를사용하였고증기의배출은 1개의비례제어밸브와 1개의 On-Off를사용하였다. 또한공기의입력을위해서비례제어밸브 1개를설치하였다. 시험챔버는시험편의성능점검및각종온도계를비롯한측정기기전선의출입을원활히하기위해프렌지를원통벽면에설치하였다. 상단부프렌지는화학물질살수를위해서준비하였고측면은각각시험편의성능점검용전선과온도계를설치할수있는프렌지를설치하였다. 아울러화학물질살수에의해생성되는액체를원활히배출하기위한설비를구축하였다. 시험챔버는외부가복잡한형태로되어있으나단열재의두께를크게하여장기간의시험기간에내부에서외부로의열전달을적게하였다. 1 화학물질살수 System 제작화학물질살수를위해노즐, 펌프, 분배기등을설계하였다. 분배기는노즐에압력이골고루작용하게하기위해크기선정에유의하였고펌프는시험중의고장을고려하여 2개를설치하였다

63 붕산수저장탱크는화학물질살수에사용되는화학약품을저장하는탱크로서 2톤탱크 2개와 1톤탱크 2개를준비하였다. 붕산수의제조는붕산을외부에서필터를통과한물에녹인후펌프를통해탱크에유입된다. 그리고약품의정량주입을위한펌프와 ph 메타도함께준비하여원하는시험조건에만족하는붕산수를제조하도록하였다. 붕산수내부에서석출되는현상을막기위해펌프를이용하여교반하였으며외부단열을통해적정온도를유지하도록하였다. 그리고냉각수를회수할수있게하기위해보조탱크로유입되는배관라인을구성하였다. 나 ) 증기보일러보완및확충 증기를공급하는보일러의원활한작동을위해경수를연수로바꾸는 연수기와증기와물을분리하는기수분리기를별도로설치하였다. 다 ) 증기저장및조절장치구비시험챔버에공급되는증기의양이짧은시간에많이소모되므로별도의증기저장탱크가필요하게된다. 현재는 10kgf/ cm2, 3톤의저장탱크가설치되어있고프렌지형태로되어있어서같은크기의저장탱크를연결하여설치하는것이가능하다. 그리고공기저장탱크를설치하여각종밸브의공기공급및시험챔버의압력조정을위해사용되는공기의공급을원활히하였다. 공기저장탱크에공기를공급하기위해서에어컴퓨레셔를별도로설치하였다. 라 ) 제어및모니터링시스템구축밸브제어, 수위제어, 화학물질살수제어, 과열기온도제어등모든제어는 PCD에서프로그램하여 RAM에다운로드되어 CPU에의해수행된다. PCD에서는아날로그입출력을통해온도, 압력의신호를전류또는전압의형태로주고받는다. 그리고제어에사용되는각종스위치는전기식릴레이를사용하고 PCD의프로그램에의해조정이된다. 밸브의궤도가압력온도의추종에적합하도록설정되기위해유량계수계산함수를 PCD에서만들었다. 압력온도프로파일도시간에따라함수

64 의형태로주어졌고화학물질살수의시기도함수의형태로주어졌다. 각각의밸브의유량특성도유량계수 Kv값에따른함수로내부에만들었다. 시험챔버내부의열역학적상태를알기위해증기테이블을 fitting한함수를 PCD에서구현하였다. PCD의운전상황은외부에서 RS232C를통해볼수있고수동운전과자동운전으로전환하는함수를통해수정도가능하다. 그림 7. PCD Program 시험챔버내부의압력과온도는실시간으로모니터링할수있게하였다. 제어와모니터링이함께수행되면오류시수정이복잡해지므로모니터링기능을제어와독립시켰다. 모든측정장비는 NIST에소급성을가지는표준연구원에서교정을받았다. 온도센서는 RTD와열전대를사용하며압력센서는고온에견디는센서를사용하였다. 데이터수집장치는 HP, Kethely등의장비를구입하여전압, 전류, 2선식저항측정, 4선식저항측정이모두가능하게하였다. 그리고저항값을전류값으로바꾸는변환기를사용하여온도값을직접전류값으로볼수있게하였다. 유량계의신호는전압, 전류, 주파수로변환될수있게하였다. 기기의절연저항의측정은고임피던스메타를이용하고

65 있다. 아울러온도교정용 Bath와정밀온도측정장비를구비하여온도계의교정및기기의성능검증에사용하고있다. 교정한결과를이용하여실제적인물리량으로바꾸는것은프로그램을통해이루어진다. 모든측정은실시간으로이루어지며동시에통신을통해컴퓨터에데이터가이송되어하드디스크에파일의형태로기록된다. PC 데이터저장 RS 232 통신, GPIB 온도측정 (Hart Science) 온도측정 (Kethele) 온도측정 (Fluke) 압력측정 (Kethele) 습도측정 (Kethele) Test Chamber 그림 8. 시험챔버측정의개략도 2. 2 차년도연구수행결과 가. 소형 LOCA 설비운용기술개발 1) 1차년도시스템보완가 ) 시험챔버소형시험챔버를보완하여기능을향상시켰다. 증기의주입구앞에감압밸브를설치하여증기의유량을수동으로조절할수있는기능첨가하였다. 증기의공급을원활히하기위해제어밸브와수동밸브를동시에사용하여정밀도향상시켰다.Test 챔버용온도계는모두 Sheath 형으로하

66 여온도에의한변형을고려하였고내부에온도계설치지그를만들어 Test Item 주변의온도를골고루측정하였다. 노즐의설치를용이하게하기위해내부에스프레이노즐분배기를설치하였다. 화학물질살수에의해생성되는액체를원활히배출하기위한설비를구축하였다. 열전달을막기위해세라믹단열재를사용하여보온하였다. 이렇게보완시험챔버를가지고 ( 주 ) 두산중공업의 RTD을시험하였다. 나 ) 화학물질살수 System 분배기의내부압력조절을펌프속도및밸브를이용하여수행하였다. 각각의노즐의특성을노즐과분사표면적사이의거리에따른단위면적당의유량으로구한후, 원하는단위면적당유량이나오도록노즐의위치와개수를결정하였다. 노즐은제작업체에서주는데이터가정확하지않아서노즐특성을별도의실험장치를통해검사하였다. 각각의노즐의특성을노즐과분사표면적사이의거리에따른단위면적당의유량으로구한후, 원하는단위면적당유량이나오도록노즐의위치와개수를정하였다. 현재는노즐이 0.1~0.2 GPM/ft2을만족하도록설치하였다. 공급펌프의속도는인버터로조정을하여더정밀하게제어할수있게하였다. 다 ) 외벽설치 LOCA 설비가외부에있어외부환경의영향을많이받아서유지관리가어려웠다. 먼저각종설비의동파에의한수리기간이많이소요되었고온도제어가쉽지않았다. 이를해결하기위해외부에벽을설치하여내부온도를 20 정도로유지하여시험을수행하였다. 그결과외벽에의해설비의동파방지는물론시험성능이우수해졌다. 라 ) 증기보일러보완및붕산수저장탱크기존의보일러를보완하여 LOCA 시험이원활히수행되도록하였다. 증기보일러의분배기및냉각수배출기능을향상시켜양질의증기가공급되도록하였고증기보일러의압력스위치및버너를보완하여증기공급

67 량및조절기능을향상시켰다. 붕산수의제조는붕산을외부에서필터를통과한물에녹인후펌프를통해탱크에유입하였다. 약품의정량주입을위한펌프와 ph 메타도함께준비하여원하는시험조건에만족하는붕산수를제조하도록하였다. 붕산수내부에서석출되는현상을막기위해펌프를이용하여교반하였으며외부단열을통해적정온도를유지하도록하였다. 마 ) 증기저장장치구비시험챔버에공급되는증기의양이짧은시간에많이소모되므로별도의증기저장탱크가필요하게됨에따라추가로 3톤탱크를기존탱크에연결하여설비하였다. 아울러공기저장탱크에공기를공급하기위해서에어컴퓨레셔를별도로설치하였다. 바 ) 과열기시험챔버에공급되는증기는과열상태가되어야최고온도인 190 에도달할수있다. 이를위해고압에견디는과열기를설계하여추가로제작하였다. 과열기의전기코일은파이프에들어있어압력에견디도록설치되어있으며과열방지기가설치되어있어안전사고에대비하였다. 현재과열기는 70kWh 5개, 30kWh 1개, 27kW 1개로구성되어있고각각하단부에응축수배관이있으며온도센서로부터피이드백된온도정보가제어기에서사용된다. 5개의 70kWh 과열기는직렬연결하여상승온도를충분히크게하였다. 과열기의소모전력이커서별도의전기공사를하였으며 440 볼트와 220볼트를혼용해서사용할수있게하였다. 아울러온도설정을외부에서할수있도록하였다. 단열을하여외부로의열전달을방지했으며공급전원선은석면선을사용하여화재에대비하였다. 과열기의사양결정은공급유량과상승온도에의해결정하였다. 제어는전압의 On-Off방식과전류조성방식으로하였으며각각의과열기는전원이독립적으로주어졌다. 사 ) 냉각수배출

68 시험챔버에는응축된물이많이생기게된다. 특히화학물질살수를할경우많은양이물이생긴다. 즉화학물질살수에의해온도가급강하되면서일부는증기가되어시험챔버외부로배출되고일부는액체로고이게된다. 빨리액체를배출시켜주어야시험품에영향을주지않고올바르게시험을할수있게된다. 화학물질살수에서생성되는냉각수를원활히배출하기위한설비를구축하였다. 이를위해액체를외부로배출하는설비를 3가지의형태로하였다. 첫째는펌프에의해강제배출로시험챔버의측면에설치되어있는전자식수위측정센서를통해제어하였다. 이것은시험챔버에압력이없을때주로작동하게되어있다. 둘째는수위측정센서를통해밸브를열고닫도록하였다. 이것은압력이약간이라도있을때배출능력을크게하기위해설치하였다. 셋째는증기트랩을통해배출하고있는데압력이있을때주로작동된다. 내부에액체가잠기면시험편에영향을미치게되므로액체배출이원활히되도록하였다. 냉각수배출의기능이외에배관에과열기 27kW 1개를설치하여장시간의온도조절용으로사용하였다. 이를위해냉각수배출배관의수위조절을함께하였다. 아 ) 온도압력추종압력온도프로파일은크게변화가큰과도기와변화가없는정상상태로나누어진다. 과도기에는증기의조절을제어밸브로하여시간과압력, 시간과온도의관계를충족시켰다. 정상상태는변화가없으므로압력의변화와온도의변화를공기조절밸브와냉각관내의과열기를통해유지하였다. 과도한압력은외부로증기를배출하여맞추어주고온도가작으면과열증기를내부로유입하여온도를상승시켰다. 온도가급강하하는부분은내부에서수행되는화학물질살수를할때이루어지게하였다. 이때냉각수가시험챔버에쌓이지않도록원활히배출시켜주었다

69 그림 9. 압력프로파일 (0-25 hr) 그림 10. 온도프로파일 (0-25hr) 2) 중대형 LOCA 타당성 EQ 대상품목의대형화추세에따라중대형 LOCA 설비가필요로하게되었다. 현재진행중인 ( 주 ) 우진의 ICI의경우 MI Cable을포함할경우 4m 이상의긴 Test Chember 가필요로하였다. 또한 MOV 밸브의경우밸브본체및모터의크기에의해시험챔버가크기가높이 3m 길이 6 m 이상의시험챔버가필요로하게되었다. 이때시험품은지게차에의해챔버에설치가되어야한다. 케이블의경우설치에사용되는맨드레일의경

70 우보통높이 1m, 너비 1m의크기를가지고있으나수량이많아많은공간이필요하고아울러주변설비가많아져서시험챔버의크기가커야한다. 현재추진중인 EQ 시험의경우만보아도중대형 LOCA 설비가필요로하게됨을알수있다. 이러한중대형 LOCA 설비가필요로함에따라이에수반되는보일러를포함한다른설비들의용량증가가불가피하게되었다. 중대형 LOCA 설비의경우실내환경조성에많은에너지와유지관리비가소모되나 KIMM의경우이러한점을고려하여기존의건물을보완하여이러한문제를해결하려준비하고있다. 나. 설계기준사고검증시험절차개발 1) 압력, 온도, 습도의특성온도시험및 LOCA 시험에서의온도특성에따른노화효과를분석하였다. 온도에따른노화효과분석알고리즘개발하였다. 이결과시험기간변동에따른노화효과분석할수있으며요구되는시험기간에따라최적화기법을이용하여구하여전체노화효과를일치되도록정상상태의온도를구할수있게되었다. 또한여유도적용이수월하게되었다. 습도의변동에따른절연저항의변화특성을실험및자료조사를수행하였고압력에따른습도특성을실험및자료조사를수행하였다. LOCA 시험할때온도특성이우선되고시험의신뢰성을높이기위해서는시험기간을길게하는것이타당함을알수있었다. 2) 제어알고리듬도출및모니터링시스템보완제어시스템용소프트웨어개발, 보완하였다. 기존의 PLC를이용한자동제어와설비사이에밸브를삽입해수동조절기능을강화하여제어기능을향상시켰다. 이를위해기존의제어용소프트웨어의 Upgrade 하였고각설비별로제어를수행할수있게하였다. 또한 LOCA 시험챔버의평균온도를입력으로받아내부온도를제어할수있게하였다

71 모니터링은크게 2단계로나누어진다. 1단계에서는압력과온도신호를파일로저장하면서동적메모리에데이터를전달하여서버의역할을하였다. 1단계에서는안정적으로신호를파일로저장하지만프로파일과의비교는이루어지지않고있다. 그러나언제나신호를동적메모리에주고있으므로외부에서접근하여데이터를 2차가공할수있게된다. 2단계에서는클라이언트역할을하여 1단계의동적메모리에접근하여압력과온도신호를받아엑셀의워크시트에보내어그래프형태로나타내거나또는다른형태로표시하게된다. 이때 2단계의프로그램은 1단계의작동여부에영향을줄수없고단지데이터만받을수있어수행도중중지하여도된다. 이러한 2단계에걸친모니터링은정확한데이터의기록과함께운전상황을외부에서실시간으로보기위함이다 차년도연구수행결과 가. LOCA 설비운용기술개발현재확보된 LOCA 설비는과열기, 공기공급장치, 화학살수공급장치, 모니터링시스템, 제어시스템, 증기량조절제어밸브가있다. 이러한설비를통한운용기술을확보하였으며보완및개발을통한정밀기술을확보하여 ICI 시험을성공적으로수행하였다. 설계기준사고검증의시험절차를보완및수정을통해개발을하였다. 첫째로다양한이력곡선및챔버의크기에따른압력, 온도, 습도특성을고려하여시험장치구축능력및중대형시험설비구축을위한기본설계기술확보하였다. 둘째로압력, 온도, 습도특성을고려한후이러한 LOCA 설비의구축, 제어알고리즘도출및이력곡선의재현기술을확보하여운용기술의정밀화를이룩하여새로운설계기준사고검증의시험절차확보하였다. 압력, 온도, 습도의특성을고려한운용기술을확보하기위해배관라인에서의온도강하를보완하기위해 Line Heater의설치및온도제어기능추가하였으며유입증기량, 과열기, 내부 Heater, 배관 Heater의공급전류량을조절하여챔버내의온도를조절하도록보완하였다. 또한 Chemical

72 스프레이와물분사를통한내부습도를유지하도록하였고화학살수공급장치와공기공급장치의배관라인의간소화및기능화를이룩하였다. 압력및온도에따른배관설비구축하였다. 공기컴퓨레셔의추가설치를통한 Air의공급의여유도증가시켰다. 증기, 공기, 스프레이를통한챔버내의온도및압력조절기능체계를확립하였다. 시험이력곡선재현을위한제어알고리즘도출을통한운용기술을확보하기위해 LOCA 설비의운용을수동과자동을겸용한탄력있는제어를할수있게하였다. 압력및온도의특성을추종하기위해증기공급의조절기능향상시켰으며습도의특성을유지하기위해화학살수스프레이와물분사및배출을적절히유지하였다. 증기공급라인의제어밸브와수동밸브의혼합을통해기능을향상시켰다. 공기공급라인의제어밸브의압력조절기능향상시켰다. 이렇게축적된기술을가지고 ICI 시험을수행하였다. ICI 시험할때보일러를증기발생장치를사용하지않고전기히터를이용한증기발생기를사용하였다. 보일러를수리하는데시간이많이소요되어 LOCA 시험에사용하지못했고보일러로증기를발생시키는대신전기히터를물이담긴챔버에설치하여증기를발생시켰다. 시편이담긴챔버는작게제작하여증기의소요량을줄였다. 이를위해별도의배관작업을다시수행했다. 전기의소모량이크고전기관련안전사고의위험이있었다. 보다안전하고전문적인시험을수행하기위해서는 LOCA 전용의별도의고압, 고용량의 Boiler가필요했다. 나. LOCA 시험시설확보 LOCA 시험시설중에서 10 kgf/cm 2 보일러를보완하여정상적으로작동될수있도록하였다. 수위조절라인, 압력계, 유량계의측정부를보완하였다. 이러한측정부와함께연소를조절하는제어부를보완하였다. 또한안전밸브의기능을점검하였다. 아울러화학물질살수라인의펌프및열교환기를보완하였다. 세관과패킹의교체를수행하였다. 다. 중대형시험설비를위한기본설계

73 1) LOCA 시험챔버용량외국 (Wyle) 사례및국내수요, 정책적고려, 경제적고려를통해결정하였다. Wyle Lab. 에서 EQ 수요의 80% 를차지하는모델을참고하였으며국산화되는 Motor시험시필요한용량및밸브구동기시험을고려하였다. 이렇게하여특별한경우를제외하고국내에서 EQ시험을할수있도록용량결정하였다. 설비비부담을크게하지않는한도에서되도록큰용량선정하였다. 최종적으로 LOCA 챔버크기는 5ft 반경에 8ft 길이로선정하였다. 2) 증기압력 ( 보일러압력 ) 결정 LOCA Test Profile의최고온도 190 이상 ( 보통 200 이상 ) 을고려하여 20kgf/cm 2 이상으로결정하였다. 이것은또한압력이클수록온도가높고배관의크기가작아져부대설비가줄어드는장점이있다. 3) 보일러용량결정 LOCA 실험할때필요한증기소모량을결정하여보일러용량을결정하였다. 증기소모량즉필요한보일러용량 30 ton/hr인데이것은증기소모가보일러의압력유지및온도상승과유지에관계되기때문이다. 초기에는급상승하는압력과온도로인해많은증기가사용된다. 4) Steam Buffer Tank 용량결정 LOCA 발생 0~3초내의 Steam Flow Dynamics에의해서결정하였다. LOCA 발생시순간적으로많은증기량이 LOCA 챔버로유입함에따라 Boiler의증기가소모된다. 보일러압력저하에의해서보일러가가동되고증기가발생되기까지약 40초~2분이소요되므로이 Dead Time 동안에사용할증기는보유하고있어야한다. 즉결과적으로최소 LOCA 발생직후 LOCA 챔버를채울수있는증기량을보유하고있어야한다. 그러므로 Steam Buffer Tank의용량은 LOCA 챔버의크기인 5ft 8ft 를보유해야한다. 최종적으로 Steam Buffer Tank 용량결정 5ft

74 8ft 로하였다. 5) 전기설비대형모터 ( 효성모터 ) 를 기준으로 하여 결정하였다. 사용된 모터는 RCP Motor로서 vertical 형은 mm, 무게 1.8 ton 이며 Horizontal형은 mm, 무게 2.1 ton 이었다. 또한검증대상 모터전기사양은 7000kW volt, 7000kW-6600 volt, 4500kW-4160 volt, 1100kW-3300 volt 이었다. 실제검증품 Scale 축소모형 500kW 전력필요하게되고추가로과열기에 서 350kW, 작동모터및배관히터에서 150kW가필요로하게된다. 이를위해 변압기 3대 ( 750kW 6600/13200 volt, 750kW 6600/4160 volt, 750kW 6600/3300 volt) 와고압배전반 6개, cable 배관및시설공사가필요하게된 다. 6) 자동화설비 제어밸브로서증기공급밸브, 증기공급밸브, Venting 밸브, 화학물질살수 유량제어밸브, Drain 배출제어밸브, 제어기및제어반이필요로하게된다 차년도연구개발결과 3차년도에설립된개념설계를바탕으로상세설계를한후시방서를작성하였다. 중대형 LOCA 설비인보일러, 테스트챔버, 축열기, 제어밸브, 전기설비를모두고려하여개념설계를수행하며아울러배치와배관에대한상세설계를수행하였으며각각의개별장치를설치한후 LOCA 시험을고려하여배관을한후개별시험을수행하여각각의장치의성능을시험하였다. 시험이력곡선재현을위한제어알고리즘도출하여중대형 LOCA 설비의운용기술을확보하였다.IEEE 323의 margin을고려한시험조건과관련장치를구성하였다

75 표 7. 프로파일구간과관련장치 시간초기상태최종상태관련장치 ,0 psig 300,62.7psig 포화증기공급, 증기어큐뮬에이터 ,62.7psig 375,62.7psig 과열증기공급, 증기저장탱크, 슈퍼히터 ,62.7psig 375,62.7psig 유지 ,62.7psig 275,62.7psig 스프레이, 펌프, 유량계 ,62.7psig 275,62.7psig 유지 ,62.7psig 150,10psig 내부히터 3차년도에증기버퍼를사용하려했으나같은기능의축열기를사용하여기능을극대화했으며보일러의압력을 40kgf / cm 2 으로하여축열기의증기보유량을늘렸으며전체시스템의배관구경을작게하는결과를가져오게되었다. 가. 설계기준사고프로파일변경 1) 활성화에너지와시험조건원전기기의성능평가를할때실제사용조건과시간에맞추어시험을할경우많은경비와인력이소모가되므로주로실제사용조건보다열악한조건에서시험을하여시험기간을단축하는가속화수명시험을한다. 이때시험의조건은다른일반적인시험처럼정해져서주어지는것이아니라시험대상이요구되는수명에따라시험자가결정하여야한다. 한편가속화수명시험의어려운점은가속상태에서의시험결과를사용상태의수명으로변환시켜주는관계를밝혀내는것인데이때사용되는것이활성화에너지에의한가속인자이다. 가속인자는정상적인사용조건에서어떤고장원인의수명을가속시험조건에서의수명으로나누어진값으로시험조건을결정하는데결정적인역할을한다. 이러한가속인자는활성화에너지

76 의함수로서활성화에너지는온도, 습도등의변수에의한수명의영향을나타내는지표이다. 잘못된활성화에너지값은잘못된가속인자를통한시험조건을만들어올바른수명검증이어려워진다. 지금까지는주로시험의뢰자가외국시험기관에의뢰하여활성화에너지값을구하여많은시간및비용이낭비되어왔다. 활성화에너지에대한데이터베이스도재료의상태를정확히정의할수없는관계로믿을수없어가능한한보수적으로값을선택하여사용하였다. 이결과시험대상은더욱더가혹한상태에서시험을하게되어시험의성공확률이떨어지는결과를가져오게되었다. 보다정확한기기검증을하기위해서는활성화에너지값을사용하는데있어신중을기해야한다. 나. 설계기준사고프로파일변경 1) 변경의목적및여유도가 ) 목적원래의프로파일에의하면총시험시간이 182일이되어실제로시험을할경우많은인적 물적자원이소요된다. 이에따라가속열노화이론에근거하여총시험시간을 26일로변경하여시험을하고자한다. 여기에서사용된초기프로파일은영광 3,4호기에서사용되는저항온도계의 LOCA/MSLB 프로파일로서그림 11. 에나타내었다 Orginal Profile 360 o F 350 Temperatur( o F) o F o F 275 o F 182 day o F 120 o F Time(second) 그림 11. 영광 3,4 호기 LOCA 온도프로파일

77 나 ) 여유도 프로파일을변경할때는 IEEE. 323 에근거해서초기프로파일에여유 도를가해주어야하는데표 8. 에나타내었다. 표 8. 영광 3, 4 호기프로파일에적용되는여유도 여유도 온도여유도 내용 Peak 에서 15 o F 를가해줌 운전시간여유도 총시험시간의 182 일의 10% 인 18.2 일을가해줌 압력여유도 Peak 에서 10% 인 5.7psig 를가해줌 2) 변경방법 가 ) 제한조건 : 총시험시간을 26 일로하면서여유도를고려해주었다. 나 ) 정상상태의온도초기에과도기를거친후정상상태일때의온도를적절히선정하여 182일동안에수행하는시험효과와같은효과의시험이 26일에이루어지도록하면된다. 이를위해정상상태의온도를미지수로정하면되는데이때의시간은초기프로파일에서정상상태의온도에해당하는값을정하면된다. 이렇게되면처음에는 Peak 에여유도가가해진초기프로파일을따라진행되다가정상상태의온도에도달한후에는일정한온도로계속유지되게된다. 이때소요된총시간이 26일이된다. 다 ) 가속열화구간설정 가속열화관계식이적용되는구간은초기프로파일에서표 9. 와같이나 누어진다

78 표 9. 가속열화관계식에서적용되는구간시작시간 종료시간 온도특성 구간 1 정상상태의초기시간 (t) : 미지수 중간시간Ⅰ : 1E6 sec 변동 구간 2 중간시간 Ⅰ: 1E6 sec 중간시간 Ⅱ: 30일 일정 구간 3 중간시간 Ⅱ: 30일 최종시간 : 182 일 변동 구간 4 운전시간여유도 : 18.2 일 일정 라 ) 계산실제로가속열화시간을계산할때는구간 1과구간 3의경우는온도가변하는구간이므로여러개의작은구간으로나누어각구간이일정온도라고가정한다. 구간의개수를크게할수록정밀해지지만어느값이상에서는더이상정밀해지지않는다. 구간 2와구간 4에서는온도가일정하므로더이상구간을나누지않는다. 결국계산해야할프로파일구간은일정한온도를가지는프로파일로나누어지게된다. 각구간에서가속열화시간을구하여합한후총시간이 182일이되도록정상상태의온도를정하면된다. 계산할때정상상태의온도와초기시간이같이변하게되므로계산과정이복잡해진다. 그래서본연구에서는 Grg 알고리즘으로구현된 Excel의해찾기기능을이용하여최적화하였다. 계산과정을그림 12. 에나타내었다. 정상상태온도설정 정상상태초기시간계산 No 구간별가속열화시간계산 총열화시간 = 182 일 Yes 결과출력 ( 정상상태온도및초기시간 ) 그림 12. 프로파일변경계산과정

79 3) 변경결과구간을여러개의구간으로나눈것을그림 13. 에나타내었다. 구간 2와구간 4에서는일정온도이므로별도의변경이필요없었다. 변경의결과로서 182일의시험을 26일로할때의정상상태의온도및시간을표 10. 에나타내었다. 그리고변경전후의온도프로파일그래프를그림 15. 에나타내었다. 온도에따르는압력프로파일의변경전후의그래프를그림 14. 에나타내었다. 실제로시험을할때는변경된 26일간의프로파일을따르도록하면된다. 표 10. 정상상태시작위치의온도및최종시간 항목값 정상상태의온도 o F 정상상태의초기시간 정상상태의최종시간 sec, 1 일 26 일 200 Temperature( o F) 구간 1 구간 1 구간 2 구간 3 구간 4 구간 2 구간 4 구간 E7 Time(sec) 그림 13. 프로파일의구간별분류

80 psig Orginal Profile MOdified Profie o F Original Profile Modified Profie Pressure(psig) psig 46 psig 22.6 psig Temperatur( o F) o F 360 o F 275 o F o F o F 10 psig 10 1 day 0 psig 26 day Time(second) o F 1 day 26 day 120 o F Time(second) 그림 14. 수정된압력프로파일 그림 15. 수정된온도프로파일 5. 연구개발의활용결과 연구기간동안한국기계연구원은 ( 주 ) 두산중공업의 RTD와 ( 주 ) 우진의 ICI의 LOCA/MSLB 시험을포함한내환경성능검증시험을수행하였다. ( 주 ) 두산중공업의 RTD는저항온도계로서외부의온도에따라저항값이바뀌는측정기기이다. 내환경시험으로방사선노화시험, 온도노화시험, 습도노화시험, 진동노화시험, 내진시험, LOCA/MSLB 시험이수행되었다. 각각의사이에기본성능시험을수행하여 RTD의성능을평가하였다. 방사선노화시험의경우한국원자력연구소의협조를통해이루어졌으며기본성능시험의경우표준연구원의협조를통해이루어졌다. RTD의 LOCA 시험은 26일동안수행되었다. 영광3, 4호기온도압력프로파일에의해시험이이루어졌으며 102시간동안화학살수를수행하였다. 유지구간에서는일정한온도와압력으로유지하도록설비를조정하여시험이이루어졌다. 이시험은국내에서최초로수행된 LOCA/MSLB 시험으로국내기술진의자발적인연구개발결과에의의를갖는다. 이시험결과는 AECL의내환경시험담당자에의하면매우만족할만한온도 압력프로파일이라는평가를받았다. 또한이시험의결과보고서는모두영문으로작성하였으며외국의결과보고서에뒤지지않고대등한보고서인것으로판단된다

81 두번째로수행된 ( 주 ) 우진의 ICI는중성자검출기로서 RTD 보다많은시험항목을가지고내환경검증이수행되었다. 방사선노화, 기계적인노화시험, 온도노화시험, 습도노화시험, 침수시험, 압력온도사이클링시험, LOCA/MSLB 시험등이있었다. 몇개의새로운시험이있었으나모두기존의 LOCA/MSLB 시험장비를응용해서할수있는시험이었기에어려움없이수행하였다. RTD 시험에의경험이있었기에이러한식의응용이가능했으리라판단된다. ICI의내진시험에서는특별히진동의변위가커서국내에서적합한장비가많지않았다. 오직창원기계연구원본원에있는장비만이큰변위의조건을만족시킬수있어내진시험이이루어졌다. 또한방사선시험의경우한국원자력연구소에있는조사시설의규모가작아서 ICI 같이길이가긴시험편의경우특별히방사선조사량을정밀하게측정하며시험시간및시험편의배치를고려하여시험을수행하였다. LOCA/MSLB 시험의경우보일러가수리보완되기전에시험을수행했는데이것은 1차년도에얻어진 LOCA 설비에대한시험기술의확보에의한결과이다. 증기발생장치를보일러없이전기히터를이용하였으며증기의사용량및발생량을적절히계산하여비교적적은증기를사용하는 ICI 의 LOCA/MSLB 시험을수행할수있었다. 사실상 LOCA/MSLB 시험에사용되는챔버는시험편에따라다양하게제작하여사용할수있다. 다만가장많이쓰이는크기를선정하여미리만들어놓으므로해서신속하게시험을할수있는것이다. 현재기계연구원에있는중대형챔버와소형챔버는실제수요의 80% 를감당할수있는크기로선정하였다. 챔버가중요한것이아니라더욱더중요한것은증기발생장치, 증기조절장치, 화학살수시스템이다. 이러한장치는용량이부족하면시험을못하는것이다. 이를위해한국기계연구원은중대형챔버에맞추어이러한설비를갖추어놓았다

82 제 3 절 EMI 시험능력구축 1. 시설구축 3년에걸쳐서 3억 2천만원의예산으로신호발생기와마이크로웨이브앰프를구입하여 40 GHz 까지시험가능한복사내성시험능력을구축하였다. 또한자체예산 3천만원으로고출력 EMI filter 와고전력 LISN을구입하여설치함으로서 220 V 3상 100 A 까지의대용량장비의시험이가능하게되었다. 가. 신호발생기그림 16. 은 10 MHz ~ 40 GHz 대역의전자기장복사내성시험에사용하기위하여 1차년도에구입하여설치한 HP 83640B(ser. 3844A00912, opt ) signal generator 이다 만원의예산으로구입하기위하여 Refurbished 장비를구입하였다. 이장비는 AM, FM, PM 변조기능을내장하고있기때문에별도의 function generator 없이도복사내성시험이가능하다. 그림 MHz ~ 40 GHz 대역신호발생기 HP83640B

83 나. 마이크로웨이브앰프그림 17. 은 18.0 ~ 26.5 GHz 대역의전자기장복사내성시험에사용하기위하여 2차년도에구입하여설치한 ETM 40K 마이크로웨이브앰프이다. 그림 17. ETM 40K microwave amplifier 표 11. 은 26.5 ~ 40 GHz 대역의전자기장복사내성시험에사용하기 위하여 1 억 3 천만원의예산으로 3 차년도에구입하여설치한 ETM 40Ka 마이크로웨이브앰프의사양이다 2. 복사내성시험시스템개발 가. RS103 복사내성시험시스템구성새로도입된신호발생기 (HP 83640B) 와 TWTA amplifier (ETM 40K) 를사용하여 MIL 461 시험규격에따른 18 GHz ~ 40 GHz 의 RS103 복사내성시험시스템을그림18. 과같이구성하였다. 시험기기들의제어는새로개발된 RS 103 시험자동화프로그램을이용하였다. 실험을통하여이시스템을사용하면 18 ~ 26.5 GHz 주파수에서 MIL-461 규격에의한최대 200 V/m 의복사내성시험이가능함을확인하였다

84 표 11. 마이크로웨이브앰프 ETM 40Ka 의상세사양 Output Power: Amplifier Gain: Gain Variation: Gain Stability: Harmonic Output: Noise and Spurious Outputs: 39 W min., 26.5 ~ 40.0 GHz 46 dbm min. ±5 db ±0.25 db/24 hours -15 dbc -40 dbc Input VSWR: 1.4:1 max Output VSWR: 2.7:1 max. / 2.0:1 typical Load VSWR: 2.0:1 max Dimensions: 5.25" x " x 19" Weight: 65 lbs Input, Type-K female (rear panel) RF connections: Output, WR-28 waveguide (rear panel) Sample port, Type-K female (rear panel) Output, WR-42 waveguide Power: single-phase, V, 50/60 Hz 그림 18. 복사내성시험시스템구성도 나. RS103 시험자동화프로그램개발전자파내성시험을보다원활히수행할수있도록 Labwindows 을이용하여 MIL 461 시험규격에따라 18 GHz ~ 40 GHz 대역의 RS103 복

85 사내성시험을자동화하는 C 프로그램을개발하였다. 프로그램은피시험체에가해지는전계강도를규격에서규정된주파수마다에서미리구하는프로그램 (milunif.exe) 과이렇게구해진전계데이터를이용하여피시험체에변조파를인가하는프로그램 (milmeas.exe) 으로구성되어있다. 그림 19. 는 milmeas.exe 프로그램의초기화면이다. 그림 19. Milmeas.exe 프로그램의초기화면 3. 시험절차서제정 3차년도에걸쳐서표 12. 에나와있는 8종의성능검증시험절차서를제정하였다. 표 12. 성능검증시험절차서항목 설 명 CE102 Conducted emissions, power leads, 10 khz to 10 MHz RS103 Radiated susceptibility, electric field, 10 khz to 40 GHz CS101 Conducted susceptibility, power leads, 30 Hz to 50 khz RE102 Radiated emissions, electric field, 10 khz to 1 GHz RE101 Radiated emissions, magnetic field, 30 Hz to 100 khz RS101 Radiated susceptibility, magnetic field, 30 Hz to 100 khz CS114 Conducted susceptibility, bulk cable injection, 10 khz to 400 MHz CS115 Conducted susceptibility, impulse excitation

86 제 4 절기기검증품질보증체계수립 1. 원전기기성능검증수행체계 가. 성능검증업허가제도의폐지 국내원전에대한기기의성능검증을위한허가제도는 1996년부터시행하여왔으나정부의규제완화조치로원자력법의관련조항이삭제됨에따라폐지되었다. 또한, 원자로및원전관계시설에설치하는부품과과기부장관이정하는부품은성능이검증되어야한다고규정하였던원자력법시행령제94조내지 101조의내용도삭제되어성능검증분야에대한규제가대폭완화된실정이다. 이에따라규제기관은과거직접적인규제에서발전사업자인한전을통한간접적인규제로전환하여규제업무를수행하고있다. 미국의경우, 성능검증업허가제도를운영하고있지않으며, 성능검증기관에대한규제는원전사업자나사업참여자를통하여 NRC가필요시실사, 감사를통해요건의준수여부를확인하고있다. 엄격히말해서성능검증업무는품질보증요건인설계관리의차원에서고려하면설계확인의한방법으로검증시험이요구되는경우에실시되는것이다. 즉, 기기성능검증업무는발전사업자나기기제작자의품질보증프로그램중에서설계관리요건을만족시키기위하여수행되어야하므로규제기관은발전사업자나기기제작자에대한규제업무수행시에성능검증분야도포함하여규제한다면기존의허가제도에비해보다경제적이고효율적인규제가행하여질수있다고본다. 나. 현행성능검증수행체계 원전기기성능검증업무는일차적으로성능검증기관과기기제작 / 공급자와의계약에의해수행된다. 기기제작 / 공급자는발전사업자로부터기기공급계약을맺고있으며기기의설계조건에따라기기설계자로부터전달된기기검증요건들을기기검증시방서에명시하여기기검증기관에게제시한

87 다. 이들의상호관계는그림 20. 과같다. 규제기관 (KINS) 검증결과 ( FSAR) 검증보고서 검증결과 발전사업자 기기제작 / 공급자 인 허가 검증요건 ( 계약서 ) 검증의뢰 해외검증기관 검증요건 ( 시방서 ) 검증보고서검토검증의뢰검증결과위탁검증 설계자 기기검증기관 그림 20. 현행국내원전기기성능검증수행체제 발전사업자와기기설계자는기기의안전등급및품질등급을결정하고이들기기의기능및운전조건등을기초로기기의기초설계를담당하며이러한사항을예비안전성분석보고서에기술하여건설허가를받아야한다. 설계자는각기기에대하여구매시방서를작성하고성능검증이요구되는기기에대한검증요건을구매시방서에명시하게된다. 기기제작자는구매시방서의요건에맞게기기를설계 제작하고설계의적합성을확인하기위하여기기의성능검증을실시하여야한다. 또운전중원전에대해서도교체설비에대한성능검증을실시하여야한다. 그러나, 국산화된원전기기의성능검증을위해많은제작자들이국내의성능검증기술을신뢰하지못하고외국의검증기관을이용하고있어국산화에걸림돌이되고있다. 외국의경우에검증기관들은역사가깊어서거의모든시험항목을하나의기관에서소화하는경우가대부분이며, 원전기기의경우 1-2개의기관이참여하면큰어려움이없이수행할수있는기반을갖추고있으며대외공신력도높아서신뢰성을인정받고있다. 그러나국내의경우, 기기성능검증을위한시험시설이여러기관에산재되어있고그설비도원전기기의성능검증을위해충분하다고할수없는실

88 정이다. 또한, 기술력에있어서도국부적인시험을수행할수있는능력은일부시험기관이보유하고있는것으로판단되나원전기기와같이복합적인시험항목으로이루어진성능검증프로그램을해석하고많은참여시험기관을효율적으로통제하여기기검증시방에서부터기기검증보고서에이르는일련의업무를효과적으로수행할수있는종합기술능력을지닌기관은없는실정이다. KEPIC END 1200 및 IEEE 에따르면전기1급기기의검증을위하여다수의조직이결합한형태로수행할수있도록하고있다. 이경우결합된조직은검증시험을실시하기위한프로그램을수립하여야하고그조직중한조직이선도조직 (lead organization) 으로지정되어야하고수행할시험의범위에대해서기기성능검증요건을준수하는데에전반적인책임은선도조직이지도록요구하고있다. 또참여조직에기능적인상관관계가규정되도록하고있으며선도조직은시험조직으로서간주되어성능검증업무를수행하도록규정되어있다. 이기준의만족을위하여는종합적기술을지닌검증시험선도조직이성능검증업무를주도하여야하나국내에는이러한임무를수행할적절한조직이구성되어있지않은실정이다. 다. 품질보증요건의적용 앞서언급했듯이성능검증을위한품질보증기술기준은과기부고시제 96-20호 성능검증을위한품질보증기술기준에관한세부기준 이그법적적용근거가원자력법의개정으로상실됨에따라적절한기준이없는실정이며과기부고시제96-20호도성능검증업무에적용하기에는상당한무리가따를만큼과도한요건을포함하고있었다. 따라서 KEPIC QAP나 ASME NQA-1의기준을선별하여적용하면좋을것으로생각되며그대표적인예가전기기기의검증에사용되는 KEPIC END-1200의품질보증계획에관한요건이다. 이요구사항을중심으로성능검증과관련하여적용가능한품질보증요소들을정리하면표 13. 과같다

89 표 13. 품질보증요소의적용성 기본요건항목적용여부 1. 조직 2. 품질보증계획 3. 설계관리 4. 구매서류의관리 5. 지시서, 절차서및도면 6. 서류관리 7. 구매품목및용역의관리 7. 품목의식별및관리 9. 특수공정관리 10. 검사 11. 시험관리 12. 측정및시험장비의관리 13. 취급, 저장및운송 14. 시험, 검사및운전상태 15. 부적합사항의관리 16. 시정조치 17. 품질보증기록 18. 품질보증감사 - 적용 부분적용 - 미적용 라. 성능검증품질보증기술기준의수립 품질보증요건의적용기준은수행사업의특성과범위를고려하여결정되어야한다. 현재원전기기의성능검증에적용할기술기준은발간된것이없고선진국의경우에도기존의규격을참고로하여적용하므로자칫하면잘못된품질보증요건을적용할우려가있다. 현재개발되어있는 KEPIC END 1200은전기기기 1급에적용할수있도록되어있어서기계기기및 I&C 기기에대하여는적용할근거가없다. 또한재료의검증을위한시험등에도적용할품질보증기준이없어기존의원자력품질보증기술기준을이용하고있다. 따라서성능검증업무에대한특성을고려한기술기준의개발이필요하다. 이렇게개발된기술기준을성능검증시방서에서채택하여적용하도록권고하면매계약시마다품질보증요건의적용성을검토하는

90 번거로움을많이줄일수있을것이며, 적용여부에대한논란거리도줄일 수있으리라판단된다. 1) 원전기기성능검증품질보증체제의정립사업의수행체계의형태에따라품질보증체계의구조는달라질수있다. 계약의범위와참여기관의책임한계에따라선도기관의품질보증계획이나참여시험기관의품질보증계획에반영할품질보증요소의적용범위가많이달라지기때문이다. 더구나성능검증에적용할품질보증기술기준이없는상황하에서는품질보증계획의수립에많은어려움이예상된다. 성능검증계약요건으로품질보증적용기술기준을제시하여야하지만원자력분야라해서단순히 KEPIC QAP를적용하라고요구하면너무과도한요구사항이적용되어어려움이가중된다. KEPIC QAP의품질보증기본요건중에서해당기기검증에적용가능한요건을미리정하여계약요건으로명확히제시하면적용불가능한요건이미리걸러지게되어서문제점이해결되리라고판단된다. 각기기검증기관의특성과계약요건에명시된품질보증기준을따르도록하여야하며이에따른품질보증계획이수립되어야할것이다. 2) 성능검증기관문서체계현재우리나라의실정에비추어볼때원전기기의성능검증은각시험기관이독자적으로수행하기에는많은어려움이있으므로선도기관이선정되어수행하는방안이유력시된다. 이경우성능검증에관한전반적인책임은선도기관이지게되며종합적인검증계획이나검증보고서의평가등에있어서도주도적인역할을담당해야할것으로생각된다. 선도기관은참여시험조직이행한시험의결과에도책임을지게되고기기제작및공급자에게성능검증결과에대해전체적인책임을가지게되므로품질보증계획의수립시에이를고려하여야한다. 또한, KEPIC END 1200에서보듯이참여시험기관을선도기관의하도급자또는용역공급자로서가아닌참여자로간주하고있는점을고려하면선도기관이수립한품질보증계획이참여시험기관에그대로적용되어선도기관의관리 감독하에서수행

91 할수있도록한다면시험기관에서는별도의품질보증계획의수립을요구하지않고시험에관한절차를준수하여산출된시험데이터를제출토록하여도무방하다고본다. 물론시험기관의필요에따라별도의품질보증계획을수립하도록한다. 품질보증계획에따른문서체계를선도기관과시험기관이공통적으로활용할수있는방안을그림 21. 과같이제시한다. 품질보증계획서 검증시방서 품질보증절차서 표준절차서 품질관리절차서 ( 참여시험기관별 ) 검증계획서 (EQ Plan) 시험절차서 (Work procedure) 시험보고서 (Test Report) 검증보고서 (EQ Report) 그림 21. 기기성능검증을위한품질보증문서체계 3) 품질보증계획서및절차서의작성이상과같은품질보증요건과문서체계에따라각기기검증기관이각기체질에맞는품질보증시스템을갖추기위하여표준화된품질보증계획서와절차서를작성하였다. 이품질보증계획서와절차서는기기검증기관에적용가능한품질보증요건을중심으로하여구체적인이행방안을명시하고있으며각기관별로책임사항을적절히안배하여운용한다면효과적으로품질보증시스템을수립할수있을것이다. 작성된품질보증계획서와절차서의

92 목록은아래와같다. 표 14. 품질보증계획서및품질보증절차서작성현황 품질보증계획서목차 1. 조직 2. 품질보증계획 3. 지시서, 절차서및도면 4. 문서관리 5. 구매자재, 장비및용역의관리 6. 품목의식별관리 7. 특수공정관리 8. 검사 9. 시험 10. 측정및시험기기의관리 11. 취급, 저장및운송 12. 검사, 시험및운전상태 13. 부적합품목의관리 14. 시정조치 15. 품질보증기록 16. 감사 품질보증절차서 - 문서관리절차서 - 기기검증계획서및보고서작성절차서 - 품질검사절차서 - 측정및시험기기관리절차서 - 시험및기기식별관리절차서 - 부적합사항의관리절차서 - 구매관리절차서 - 인수검사절차서 - 검사자자격부여절차서 - 감사자자격부여절차서 - 시정조치절차서 - 감사절차서 - 품질보증기록관리절차서 - 공급자관리절차서

93 제 5 절 재료노화특성시험 1. 방사선가속열화 가. 원전유기재료의선정 본연구에서는국내에서사용하는 15가지원전유기재료의 silicone rubber, ethylene-propylene rubber, poly(butylene terephthalate), polycarbonate, nylon66, polystyrene, acrylonitrile-butadiene rubber, acrylonitrile-butadiene styrene(abs), polyacetal, polyurethane, polypropylene, poly(tetrafluoro ethylene), poly(vinyl chloride), poly(ethylene terephthalate), (thermoplastic elastomer) polyester를사용하였다. 나. 방사선가속열화 방사선열화에따른물성변화의측정을위하여제작한 dumb-bell 형태의시편을한국원자력연구소방사선조사시설의 Co60 γ-ray 선원을사용하여실온, 대기중에서선량율 5 kgy/hr로각각 400~2000 kgy의선량으로조사하였다. 선정된재료의물리적특성은본과제의세부과제로수행된성능검증열화기술개발및소프트웨어구축과제의최종보고서 (KAERI/ RR-2366/2002) 를참조하기바란다. 다. 실험방법 (1) 열중량분석 15종의원전유기재료의방사선열화에대한화학적변화를분석하기위하여열중량분석을 TA Instrument사의 Thermogravimetric analyzer (Model. TGA 2950) 를이용하여수행하였으며질소분위기에서 50 로평형을유지한후, 10 /min의승온속도로시료의중량변화를측정하였다

94 방사선조사에따른원전유기재료의분해정도를조사선량에따라비교, 분석하기위하여시료의 5% 감소시점에서의온도 (T5%) 를측정하였다. 또열분해활성화에너지는 10 mg의시료로질소분위기에서 100 까지등 온을유지한후, 10, 15, 20 /min 의세가지의승온속도로열중량분석을 관측하였으며, 반응속도차에의한열분해활성화에너지를계산하였다. 열 분해활성화에너지는아래의식 (1) 을이용하여 Kissinger 법에의해계산 하였다. ln ( β : 승온속도 [K/mol], β T 2 inf ) = AR { ln E +ln[n(1-α inf) n -1 ] } - E RT inf A : 지수변환인자 T inf : 분해반응이가장급격히발생하는온도 [K] E : 열분해활성화에너지 [kj/mol], n : 반응차수, α inf : T inf 에서의 conversion level (1) T inf 는세가지승온속도에서측정한열분해곡선을온도에대해미분한 DTG(Differential thermogravimetry) 곡선을이용하여측정하였으며, ln(β /T inf 2 ) - 1/T inf plot 에서의기울기를구하여활성화에너지를계산하였다. (2) 기계적특성방사선조사에따른원전유기재료들의파단시연신율및인장강도의측정은인장시험기 (Instron, Model 1130) 를사용하여실온에서측정하였다.ASTM D638 규정에의거하여 dumb-bell 형태의시편양끝을지그에 MPa의압력으로고정시킨후시편이파단될때까지인장시켜식 (2) 과같이파단시인장강도를구하였으며, 식 (3) 와같이시편의초기길이와파단후시편의길이를비교하여파단시연신율을구하였다. σ= F A (2) ε= L-L 0 L (3) σ: 파단시인장강도 (kg f /cm 2 ),

95 F : 파단시응력 (kg f ), A : 파단단면적 (cm 2 ) ε: 파단시연신율 (%) L : 파단후의길이 (cm), L 0 : 초기길이 (cm) 고분자재료의인장실험은시료의인장강도와시료의파단시간이수분이내가되는범위를이용하여시편의치수와 load cell, cross-head speed 가결정되며, 본연구에서는 ASTM D 638 규정에의거하여재료의파단시연신율과인장강도를측정하였다. 라. 실험결과 (1) 열중량분석본연구에서사용한원전유기재료의방사선조사에따른 5% 중량감소온도를그림 22. 에나타내었으며, 5종의시료에대한활성화에너지의변화를그림 23. 에나타내었다. 표기한그림은모두미조사시의특성치를 100% 로하여방사선조사에따른 5% 중량감소온도, 열분해활성화에너지의수치를백분율로환산하여표시한것이며, 방사선미조사시의 5% 중량감소온도를표 15. 에나타내었다. Polypropylene과 acrylonitrile butadiene rubber를제외한모든시료에서의 5% 중량감소온도는조사선량의증가에따라감소하는경향을나타내고있으며, silicone rubber, ethylene-propylene rubber, polybutylene terephthalate, polycarbonate, nylon 66의활성화에너지는크게증가함을보이고있다. Polypropylene, acrylonitrile butadiene rubber, polyvinyl chloride, polyacetal을제외한나머지시료들의 5% 중량감소온도는방사선조사에따라감소의정도는미세하지만선형성을나타내고있으며, polyvinyl chloride, polyacetal를제외한나머지의경우는 2000 kgy의고선량의방사선조사에대해서도미조사시의 10% 정도의감소를나타내었다. 반면 Polyacetal의경우는 400 kgy의선량에서급격한감소를보였으며, 이후미세한감소를보이며포화하는경향을나타내고있다. 분자구조상 polyacetal은불안정한구조를가져저선량의방사선피폭에대해서분

96 해가쉽게발생하였으며, 400 kgy 이상의방사선조사를한경우시편의형상을유지할수없을만큼내방사선성이취약하여방사선피폭을받을가능성이있는장소에대해서 polyacetal의사용은다른재료로대체되어야할것으로보인다. 열분해활성화에너지의변화는그림 23. 에나타내었듯이크게증가하는경향을나타내고있는데, 고무계열의재료에서는 1500 kgy (silicone rubber), 1000 kgy (ethylene-propylene rubber) 이후에서특히큰폭의변화를보이고있다. 반면, polybutylene terephthalate, polycarbonate, nylon 66과같은플라스틱계열의경우는조사선량에따라활성화에너지의증가가선형적이며, 2000 kgy 이내의선량에서모두미조사시의 2배이상이증가하였다. 본연구에서측정한 3종의플라스틱계열의재료는모두우수한내방사선성을지닌벤젠고리를함유하여방사선열화에대해큰활성화에너지수치를나타낸것으로고려된다. Temperature at 5% decomposition [%] Polystyrene NBR Polyacetal Polypropylene PTFE PVC PET Polyester Silicone rubber EPR PBT Polycarbonate Nylon Dose [kgy] 그림 22. 방사선조사에따른원전유기재료의 5% 분해온도의변화

97 Activation energy [%] Silicone rubber Ethylene propylene rubber polybutylene terephthalate poly carbonate nylon6/ Dose [kgy] 그림 23. 방사선조사에따른원전유기재료의활성화에너지의변화 표 15. 원전유기재료의방사선미조사시 5% 분해온도및활성화에너지 5% 분해온도 [ ] 활성화에너지 [kj/mol] Silicone rubber Ethylene-propylene rubber Poly(butylene terephthalate) Polycarbonate Nylon Polystyrene Acrylonitrile-butadiene rubber Acrylonitrile-butadiene styrene Polyacetal Polyurethane Polypropylene Poly(tetrafluoro ethylene) Poly(vinyl chloride) Poly(ethylene terephthalate) (Thermoplastic elastomer) polyester

98 (2) 기계적특성대부분의고분자재료에서열화메카니즘의주된요인으로는산화에기인하며, 이로인해재료는유연성을잃기쉽게된다. 따라서재료의열화정도를평가하는지침으로인장실험을통한파단시연신율과인장강도를사용하며, 케이블재료의허용치는건전한상태에서연신율의 50% 에해당하는값을기준으로사용하고있다. B. Bartonicek 과 R. M. Bell 등은고분자재료의열화에따른산화유발시간 (oxidation induction time) 과파단시연신율사이의상관관계를나타내고있으며, 본실험에서도 5% 중량감소온도와연신율사이에서거의비례관계를나타내고있다. 본연구에서사용한원전유기재료의방사선조사에따른파단시연신율과인장강도를그림 24.~36. 에나타내었으며, 미조사시의수치에대한 50% 감소치를임계치로하여이들재료의방사선열화에대한파단시연신율과인장강도의임계치를표 16. 에나타내었다. 그림에서나타낸것과같이 silicone rubber, ethylene-propylene rubber, acrylonitrile butadiene rubber 등과같은고무계열의경우는미조사시파단시연신율이크게나타났으며, 파단시연신율의 50% 감소시점이 500 kgy 이내로플라스틱계열의재료에비하여낮은내방사선특성을보였다. 표 16. 에서나타낸바와같이 polyacetal과 poly(tetrafluoro ethylene) 의경우는저선량의방사선조사에대해서도열화에의해형상을유지할수없어인장측정을수행할수없었으며, 반면 nylon 66의경우는그림 28. 에나타난것과같이 2000 kgy의고선량에대해서도파단시연신율의수치가미조사시에비해약 79% 정도를유지하고있으며, 5% 중량감소온도또한 96.2% 를유지하여내방사선특성이가장우수한것으로나타났다. 파단시인장강도는본실험에서와같이저선량율의경우는 (5 kgy/hr) 산소의확산에의한열화가우세하게되어재료의중심에서가교도를향상시키게되므로, 인장강도는저선량영역에서증가하는경우도있지만, 조사선량이증가할수록서서히감소하게된다. 본실험경과에서도전반적으로선량의증가에따라인장강도가감소하는경향을나타내고있지만, 어떤특정한경향또는선형성을나타내지는않게되어열화평가의지침으로는파단시연신율의측정과비교하여보면적절하지못함을보이고있

99 다 Elongation at break Tensile strength 110 Elongation at break [%] % Elongation Dose [kgy] Tensile strength [kg f /mm 2 ] 그림 24. 방사선조사에따른 Silicone rubber 의파단시연신율과인장강도 250 Elongation at break [%] % Elongation Elongation at break Tensile strength Tensile strength [kg f /mm 2 ] Dose [kgy] 그림 25. 방사선조사에따른 Ethylene-propylene rubber 의파단시 연신율과인장강도

100 Elongation at break [%] % Elongation Elongation at break Tensile strength Dose [kgy] 50% Tensile strength Tensile strength [kg f /mm 2 ] 그림 26. 방사선조사에따른 Poly(butylene terephthalate) 의파단시 연신율과인장강도 Elongation at break [%] % Elongation Elongation at break Tensile strength Dose [kgy] 50% Tensile strength Tensile strength [kg f /mm 2 ] 그림 27. 방사선조사에따른 Polycarbonate 의파단시연신율과인장강도

101 Elongation at break [%] Elongation at break Tensile strength Dose [kgy] Tensile strength [kg f /mm 2 ] 그림 28. 방사선조사에따른 Nylon66 의파단시연신율과인장강도 Elongation at break [%] % Elongation Elongation at break Tensile strength 50% Tensile strength Tensile strength [kg f /mm 2 ] Dose [kgy] 그림 29. 방사선조사에따른 Polystyrene 의파단시연신율과인장강도

102 Elongation at break [%] % Elongation Elongation at break Tensile strength Tensile strength [kg f /mm 2 ] Dose [kgy] 그림 30. 방사선조사에따른 Acrylonitrile-butadiene rubber 의파단시 연신율과인장강도 Elongation at break Tensile strength 160 Elongation at break [%] % Elongation 50% Tensile strength Tensile strength [kg f /mm 2 ] Dose [kgy] 그림 31. 방사선조사에따른 Acrylonitrile butadiene styrene 의 파단시연신율과인장강도

103 Elongation at break [%] 90 Elongation at break Tensile strength % Elongation 50% Tensile strength Dose [kgy] Tensile strength [kg f /mm 2 ] 그림 32. 방사선조사에따른 Polyurethane 의파단시연신율과 인장강도 Elongation at break [%] Elongation at break Tensile strength 50% Elongation Tensile strength [kg f /mm 2 ] Dose [kgy] 그림 33. 방사선조사에따른 Polypropylene 의파단시연신율과 인장강도

104 Elongation at break [%] % Elongation Elongation at break Tensile strength Dose [kgy] Tensile strength [kg f /mm 2 ] 그림 34. 방사선조사에따른 Poly(vinyl chloride) 의파단시연신율과 인장강도 Elongation at break [%] % Elongation Elongation at break Tensile strength Tensile strength [kg f /mm 2 ] Dose [kgy] 그림 35. 방사선조사에따른 Poly(ethylene terephthalate) 의파단시 연신율과인장강도

105 Elongation at break [%] Elongation at break Tensile strength 50% Elongation Dose [kgy] Tensile strength [kg f /mm 2 ] 그림 36. 방사선조사에따른 (Thermoplastic elastomer) polyester 의 파단시연신율과인장강도 표 16. 원전유기재료의방사선조사에따른연신율과인장강도의임계치 방사선열화임계치 [kgy] 연신율 인장강도 Silicone rubber Ethylene-propylene rubber Poly(butylene terephthalate) Poly carbonate Nylon Polystyrene Acrylonitrile butadiene rubber Acrylonitrile butadiene styrene Polyacetal - - Polyurethane Polypropylene Poly(tetrafluoro ethylene) - - Poly(vinyl chloride) Poly(ethylene terephthalate) (Thermoplastic elastomer) polyester

106 마. 측정설비보완 국산비금속원자력재료 ( 고분자재료 ) 의기기성능검증업무를수행하기 위하여다음과같은 4 개측정설비를보완하였다. 품명용도 MDSC EPR-Dosimeter FTIR-Microscope UNIVERSAL TESTING MACHINE 원자력재료의열적물성변화를측정 실온에서방사선조사선량의증가에따라라디칼의농도가비례하여증가하는 Alanine 을선량검증표준재료로하여라디칼를측정하여선량을측정 재료의화학적구조및노화특성 [ 노화에의하여생성된비닐 (vinyl) 및카보닐 (carbonyl) 등의열화물 ] 과결함을측정하기위한장비 고분자재료용으로 1ton 이하의기계적물성을측정 2. 열적열화시험및해석기술개발 열적열화시험및해석절차개발의기초가되는외국검증기관관련절차서들을조사하여우리나라실정에적합한표준절차서의구성체계를수립하였다. 대표적인국산원자력재료 10종선정하여이들재료에대한열노화시험 ( 열수명시험및열중량분석시험 ) 을통해활성화에너지및열수명특성을평가하였다. 이상의시험은 ( 주 ) 새한검증에위탁하여실시하였으며자세한사항은위탁연구보고서 (KAERI/CM-689/2001) 를참조하기바란다. 가. 열노화해석절차서 원자력발전소의안전성관련계통기기및부품이정상운전, 비정상및 사고운전하에서열적환경 ( 온, 습도 ) 에대한안전성기능의수행능력을해석

107 을통하여주어진안전성기능을충분히발휘하는지여부를확인시사용 되는해석절차를구체적으로기술하였다. 나. 열노화시험절차서안전성관련계통기기및부품이열적환경으로인해설계수명기간동안자연노화 (Natural Aging) 된상태와동등한정도로해당품목을가속노화 (Accelerated Aging) 함으로서그안전성기능의유지여부를확인하는시험절차를기술하였다. 이절차에는표준부록으로비금속재료의노화영향분석방법, 전자재료의노화영향분석방법, 가속노화계산방법, 열수명시험방법등 4가지분석방법에대한기술적인사항과절차를기술하여활용될수있도록하였다. 다. 열수명시험및열중량분석시험아래와같은대표적국내원자력재료 (Plastic 및 Rubber) 에대한열수명시험및열중량분석시험을통하여각재료에대한활성화에너지산출하였다. 선정된재료의기계적특성은표 17. 에보인바와같으며산출된시험결과는표 18. 과같다. 표 17. 선정재료 (Plastic 및 Rubber) 의기계적특성 NO 재료명 상품명 연신율 (%) 인장강도 (Mpa) 1 EPR EN Silicon Rubber HR PBT KP212UO Poly Cabonate 3022IR Nylon 66 KN333G PolyStylene HF-2660D NBR NBR ABS HR-0370F Poly Acetal F Poly Urethane DSE

108 표 18. 선정재료 (Plastic 및 Rubber) 의시험결과 재료명상품명제조자 활성화에너지 (ev) 열수명시험 (TLT) 중량분석시험 (TGA) SLOPE 열수명특성 INTERCEPT EPR EN-2 JINRO Silicon Rubber HR-1170 Hae Ryong PBT KP212UO KOLON NBR NBR50 JINIL NYLON 66 KN333G15 KOLON POLY ACETAL F KEPITAL ABS HR-0370F Cheil Industry 0.2 주 (1) PS HF-2660D Cheil Industry 1.04 주 (1) PU DSE-90 DAELIM 0.6 주 (1) PC 3022IR SAMYANG 0.67~1.78 주 (2) 주 1. 각온도에서의 Data 값의변동이심하여정확한활성화에너지산출이불가능하여추세선 예측방법으로활성화에너지산출. 주 2. 국산 Polycabonate 의경우 test 시인장특성이나타나지않아인장강도측정불가로외국 data 기입 1) 활성화에너지산출근거및특성곡선아레니우스모델을이용한각재료별활성화에너지산출에대한상세 DATA및수명곡선을구하였다. 이 Calculation Data sheet에는실험한각각의온도, 수명특성을나타내는 Slope, Intercept, Activation Energy등이나타나있고이것을 Graph화하였다. 그림 37. 과 38. 은산출결과의예시이며보다상세한시험결과는새한검증의위탁연구보고서 (KAERI/CM-689 /2001) 를참조하기바란다

109 그림 37. Calculation Data Sheet

110 그림 38. Life Curve