다수기 PSA를 위한 초기사건 빈도수 분석

진경호 경희대학교 대학원 2016 국내석사

전 세계적으로 원자력발전소에는 부지 내 두 기 이상의 원자로를 운영하고 있으며 특히 우리나라의 경우 국토면적이 작고 새로운 원전 건설 부지를 찾는데 어려움이 있기 때문에 모든 부지 내에 2기 이상의 다수기를 운영하고 있다. 하지만 이에 반해 아직까지 리스크 평가를 위한 확률론적안전성평가는 단일호기를 대상으로 수행되어 왔으며 현재의 원자력발전소에 대한 정량적보건목표 역시 단일 원전의 리스크 평가 결과에 기반을 두어 다수기 영향은 고려되지 않고 있다. 단일 호기에 대한 정량적보건목표의 성능 목표인 노심손상빈도, 대량조기방출빈도는 부지 전체의 리스크 평가에는 부족하다는 것이 일반적인 견해이다. 이에 대한 하나의 대안으로 기존 연구에서 부지 노심손상빈도가 제안되었으며 빈도수를 각 단일 호기의 노심손상빈도가 아닌 최소 한 호기 이상에서 노심손상이 발생할 경우에 대한 부지 노심손상빈도로써 단일호기 운전연수가 아닌 다수기 혹은 부지 운전연수로 표현하는 방법을 제시한 바 있다. 하지만 다수기 관점에서의 부지 노심손상빈도를 정의하기 위해서는 초기사건을 다수기 관점으로 종합적으로 재분석 할 필요성이 발생한다. 필요성에 대한 주요 요인으로는 호기 간의 공유설비로 인한 종속성, 외부사건으로 인한 동시 영향, 사고 빈도 및 부지 운전연수를 정의하는데 있어 확률적 부정합성 등, 기존의 단일호기 PSA에서는 부각되지 않았던 다양한 기술적 현안을 들 수 있다. 본 연구에서는 다수기 PSA를 지원하기 위하여 초기사건과 관련된 다양한 기술 현안을 제시하고, 이에 대한 해결책을 제시하고자 노력하였다. 또한 후쿠시마 사고 이후 대두된 대표적인 다수기 영향 초기사건인 소외전원상실사고에 대해 다수기 초기사건 빈도수를 분석하는 방법을 집중적으로 연구하였으며, 소외전원상실사고 이후 발생할 수 있는 발전소정전사고의 경우 공유설비인 대체교류디젤발전기가 사고 경위에 포함되어 있어 이를 반영한 발전소정전사고의 빈도수를 다수기 사고 관점에서 분석하였다.

사고경위전조 분석을 위한 동적 PSA 방법론의 적용 : Application of Dynamic-PSA Approach for Accident Sequence Precursor Analysis

이한설 경희대학교 대학원 2016 국내석사

요 약 본 논문은 사고경위전조 분석의 국내외 현황 및 기술수준을 소개하고, 동적 확률론적 안전성평가(Dynamic-Probabilistic Safety Assessment; D-PSA) 방법론을 활용하여 사고경위전조 분석을 수행하는 사례를 제시하고자 한다. 사고경위전조 (Accident Sequence Precursor: ASP) 분석은 기존의 일반적인 PSA(Static-Probabilistic Safety Assessment: S-PSA) 를 이용하여 원자력발전소에서 발생한 사고 및 주요기기의 운전이력 중에서 부적절한 노심손상 또는 중대사고를 유발할 수 있는 고장의 안전심각도를 정량적으로 평가하는 행위를 지칭한다. 한편 D-PSA는 기존의 S-PSA에 비하여 발생 가능한 모든 시나리오의 도출을 통하여 고위험/저빈도 사고 시나리오의 도출에 기여 할 수 있으며, 사고당시의 원전의 열수력 거동 및 운전원조치의 재해석이 가능하다. 또한 기존의 S-PSA 모델의 단순화를 위해 도입되는 가정을 최소화하여 보다 현실적인 원전 위험도 정량화 결과를 제공한다. D-PSA는 결정론적 안전해석 방법론과 확률론적 안전성 평가 방법론이 가진 이점을 극대화하고 단점을 상쇄하여 보다 효율적인 안전성평가의 실현을 가능케 하며, 사고 상황 시 원전의 열수력 거동, 운전원 조치, 안전기기의 신뢰도 사이의 동적인 상호작용을 원전의 위험도 정량화에 반영할 수 있다. D-PSA를 국내 표준형 원전에서 발생한 증기발생기 세관 파단 사고에 시범 적용하여 해당사고의 위험도를 정량적으로 평가하여 ASP 분석을 수행하였다. 해당 사고에 대해 사고 당시 상황을 정량화에 고려하기 위한 방법 및 관점에 대한 비교분석을 위해 기존의 정적인 확률론적 방법론의 정량화 결과와 비교하였다. 국내의 D-PSA의 기술수준 관점에서 D-PSA의 활용방안에 대한 제언을 수록하였다. Abstract The purpose of this research is to introduce status and technical standard of ASP (Accident Sequence Precursor) analysis and to propose case study of ASP based on the D-PSA (Dynamic-Probabilistic Safety Assessment) approach. ASP analysis is the quantitatively evaluation on safety significance of inadequate core damage or severe accident caused failure that may cause a severe accident under an accident and an operation history in NPPs, with PSA approach. Meanwhile D-PSA approach can contribute to the derivation of the high risk / low frequency accident scenarios of all the potential scenarios. Also, it is possible to reflect the dynamic interaction between the thermal hydraulic behavior and operator actions under accident situation in the risk quantification. Furthermore, D-PSA approach provides more realistic risk nuclear quantified results by minimizing the assumptions for simplicity of conventional S-PSA model. The risk quantification of SGTR (Steam Generator Tube Rupture) accident in OPR-1000 is performed with DET (Dynamic Event Tree) methodology which is the most widely used methodology in D-PSA. The research compared the risk quantification results of D-PSA approach with the risk quantification results of S-PSA approach within the framework of method of considered accident situation for risk quantification. From technical standard vantage point, the research includes a suggestion for application plan of D-PSA.

동적확률론적안전성평가를 위한 운전원 반응시간 모델 개발

권도훈 경희대학교 대학원 2022 국내석사

원자력발전소는 고유한 특성으로 인하여 타 공학적 시스템보다 높은 수준의 안전성 을 요구한다. 이러한 안전성을 보장하기 위하여 확률론전안전성평가(PSA)는 1979 년 미국에서 발생한 TMI-2사고 이후 원전의 안전성을 평가하는 방법으로 널리 사 용되고 있다. 하지만 PSA는 시간에 대한 영향, 인간에 대한 영향, 각 시스템간의 종속성을 고려하기 어려우며 실시간으로 바뀌는 발전소 상태를 그대로 반영하지 못한다. 이러한 한계점을 극복하기 위하여 확률론적안전성평가와 결정론적안전성평가를 실 시간으로 연계함으로 실시간으로 발전소에 대한 안전해석 및 안전성평가를 함께 고 려하여 분석하는 동적확률론적안전성평가가 있다. 동적확률론적안전성평가를 수행 하기 위하여 필요한 다수의 소프트웨어 프로그램이 존재하고 있으며 대다수의 도구 들은 동적이산사건수목 방법론을 기반으로 개발되었다. 한국에서는 DICE라는 프로그램이 개발되었으며 DICE는 물리모듈, 진단모듈, 신뢰 도모듈, 스케쥴러로 구성되어있다. 또한 분석자의 목적에 따라 다중분기모드와 단일 분기모드로 계산 방법을 선택할 수 있다. DICE의 가장 큰 장점 중 하나는 수많은 시뮬레이션을 통하여 기존에 보수성과 고려하진 않은 종속성으로 미쳐 고려하지 못한 시나리오를 발견할 수 있다는 점이다. DICE의 장점을 효과적으로 향상시키기 위하여 운전원 반응시간에 대한 변동성을 제공할 수 있다. 기존의 인간신뢰도분석에서는 운전원 반응시간에 대한 변동성을 고려하지 않았지만 동적확률론적안전성평가를 수행함에 있어서는 고려되어야 한다. 운전원 반응시간을 도출하는 운전원 모델을 개발함에 있어 우선 기존의 인간신뢰도 분석 방법을 사용함으로 규제요건을 충족하며 확인 및 검증이 가능한 방법으로 개 발해야 한다. 또한 매 시뮬레이션마다 동일한 운전원 행위이더라도 결과는 동일하지 않도록 만들어 시나리오의 자유도 향상을 확보해야 한다. 본 학위 논문에서 개발한 운전원 반응시간 모델은 DICE에 탑재가 가능하며 기존의 인간신뢰도분석 중 SPAR-H를 활용하여 개발하였다. 또한 기존의 SPAR-H와 본 모델의 인적오류확률이 동일하게 나오며 진단과 수행에 대한 운전원 반응시간을 도출하도록 만들었다. 이렇게 개발된 운전원 모델은 향후 DICE에 탑재되어 기존의 PSA에서 미쳐 확인하지 못한 시나리오 탐색에 큰 도움을 줄 것으로 예상된다.

패턴매칭 기법을 이용한 실시간 과도상황 감시 시스템

박상준 경희대학교 2012 국내석사

요 약 본 연구는 원자력발전소 이차계통에서 발생한 초기사건을 감지하여 잠재적 비정상 시나리오를 진단하고 발전소 정지가 예상되는 경우 잔여 시간을 알려주는 시급성 평가 시스템을 개발하는 것이다. 이차계통에 대한 초기사건에 초점을 둔 것은 기존의 연구가 원자력 안전에 중요한 일차계통으로 집중된 반면, 이차계통은 일차계통보다 구조 및 운영 측면에서 훨씬 복잡하고 경험적으로 이차계통에 기인하여 발생한 비정상 상태나 원자로 정지가 많았다는 사실에 근거하고 있다. 발전소 진단과 관련된 기존 연구가 방법론 검증에 초점을 맞췄기 때문에 대표적인 몇 가지 비정상 시나리오만을 다뤘지만, 본 연구는 현장 적용성을 높이기 위하여 최대한 많은 비정상 시나리오를 확보하기 위해 노력하였다. 이를 위하여 표준형 원자력발전소의 시뮬레이터에 탑재된 모든 비정상 시나리오 자료를 운전원 개입이 없는 상태에서 취득하여 정지패턴 데이터베이스를 구축하였다. 정지패턴 데이터베이스와 비교하게 될 운전변수거동 데이터는 발전소 DCS 또는 실시간 데이터베이스로부터 받게 된다. 정지패턴 데이터베이스는 최소 수백 개 이상의 변수로 이루어져 있기 때문에, 신속하게 운전변수거동 데이터와의 패턴을 비교하는데 어려움이 있다. 많은 양의 데이터를 비교하여 신속한 결과를 얻어내기 위해 정지패턴 데이터베이스와 운전거동변수 데이터는 차원 압축 방법을 거친 후에 패턴이 비교된다. 본 연구에서는 차원 압축의 방법으로 주성분분석 방법을 적용하였으며, 총 정보량의 99.9% 이상을 포함하고 있는 주성분만을 사용하였다. 이러한 주성분은 원본 데이터양의 5% 이내이다. 차원 압축은 비교 대상인 데이터에 포함되어 있는 불필요한 데이터를 제거하는 역할도 수행한다. 차원 압축으로 전처리된 운전 데이터와 정지패턴 데이터베이스의 패턴 매칭은 유사성 척도를 이용하여 수행된다. 다양한 유사성 척도를 검토하여 운전 데이터에 따른 장단점을 확인하였으며, 최종 진단은 유효한 유사성 척도의 가중치 평균에 의하여 계산되도록 하였다. 패턴 매칭을 통하여 정지패턴 데이터베이스에서 현재 발전소의 거동과 가장 유사한 형태의 패턴이 검색이 되면, 검색된 패턴에 포함된 정보를 확인하여 발전소 정지까지 이르는지 여부와, 만일 그렇다면 정지까지의 잔여 시간이 얼마나 남았는지에 대한 정보를 운전원에게 제공하게 된다. Abstract This paper introduces the development of a transient urgency monitoring system (1) to detect the early stage of a transient, (2) to identify a latent abnormal scenario, and (3) to inform an operator about the remaining time to the turbine trip when there is no operator’s action. This study focused on the transients originated from the secondary system because the secondary system is recognized to be more complicated than the primary system in terms of its configuration and operation and has been a key factor to cause unplanned turbine-generator trips which can ultimately result in reactor trips. In order to make the proposed methodology practical forward, all the abnormal scenarios registered in the simulator of OPR-1000 were collected without any operator’s intervention to provide the remaining time to the turbine trip and archived in the transient pattern database. The operating data periodically captured from the DCS is compared with the transient pattern database and a symptom can be detected in an initiating stage of an abnormal scenario. The transient pattern database consists of hundreds of variables, so it is difficult to speedily match patterns and to make a conclusion in a timely manner. The transient pattern database and the operating data are, therefore, converted into a smaller dimension using a dimensional compression or a feature extraction technique. In this study, principal component analysis was applied such that the principal components contain more than 99.9% of variance of the original transient patterns while the amount of information considered was less than 5% of the original data. The pattern matching between the principal components in the transient pattern database and the operating data is performed by similarity measures. Considering the different variance of an individual principal component, the final decision is determined by the weighting process for the results of similarity calculation. The most similar pattern to explain a current condition is able to inform an operator how long time remains before turbine trip. The paper describes the process of constructing the transient pattern database, compressing dimensions, and selecting similarity measures.

Optimization of Nuclear I&C Architecture Using Probabilistic Approaches for Research Reactors

Rahman Khailil UR 경희대학교 대학원 2015 국내박사

한국형 핵융합 실증로 필수안전기능 및 안전계통 개념설계

오계민 경희대학교 2012 국내석사

본 연구는 핵분열로에 적용된 안전요건 및 개념에 대해서 살펴보고 핵융합로에 적합한 안전요건 및 개념을 도출하였다. 이를 통해 안전계통의 요건, 개발방향 그리고 개념설계 및 사고해석 기술확보를 목적으로 하고 있다. 원자력관련 시설 안전의 가장 중요한 목적은 방사선의 외부 유출을 막는 것이다. 모든 원자력 관련 시설은 국제 원자력기구 및 국제방사선방호 학회가 설정한 방사선 피폭요건을 준수하도록 설계되어야 한다. 이는 핵융합 발전소 또한 예외가 아니다. 국가핵융합로드맵에 따라 2030년경 실증로 건설을 위한 설계 기술을 확보에 노력을 기울이고 있다. 우리나라는 K-STAR 장치에 대한 선도적인 운영 및 연구 실적을 가지고 있지만, 이를 상용 발전소로 가져가기 위한 제반 여건은 아직 미흡한 상황이다. 계획중인 핵융합 실증로의 원활한 건설을 위해서는 기초연구와 더불어 안전요건과 공학적안전계통에 관한 연구가 병행되어야 한다. - 기본의 핵분열로에 적용된 안전개념 및 계통에 대한 연구를 통해 한국형 핵융합 실증로에 적합한 심층방호 개념, 필수안전기능 및 공학적안전설비를 제안하였다. - 격납건물의 중요성을 강조하였으며, 압력, 온도, 수소농도 측면에서 건전성 유지를 위한 능동형/피동형 격납건물 안전계통을 제안하고 성능분석을 수행하였다. 사고해석과 안전개통 개념설계를 수행한 결과 사고 시 자동 정지되는 핵융합로의 고유안전성과 무시 가능한 잔열이 발생한다는 점에서 핵분열로와 같이 많은 안전계통은 필요 하지 않을 것이다. 따라서, 적절한 연료계통의 격리와 격납건물의 건전성만 유지되면 안전성 측면에서 높은 신뢰성을 갖는 차세대 에너지원의 개발이 가능 할 것이다. This study proposed the defense-in-depth strategy and critical safety functions for the fusion power plants and designed conceptual engineered safety features as a part of R&D program through the National Fusion Research Institute of Korea. The most important safety goal of nuclear systems is to prevent the release of radiation into the environment. All nuclear-related facilities should be designed to satisfy dose requirements for radiation established by the International Atomic Energy Agency (IAEA) and the International Commission on Radiological Protection (ICRP), and fusion power plants should not be an exception. The safety requirements of demonstration plant are expected to differ from the previous experimental plants, but in Korea, scientific research has been focused to check the technical possibility of fusion reaction so far. Aside from public acceptance increased a lot after the Fukushima accident in Japan, the research regarding safety requirements and engineered safety features should be forward with such scientific research to construct a fusion demonstration plant in timely manner. Referring the previous experience of nuclear fields, the concepts of defense-in-depth, critical safety functions and engineered safety features for present and/or future fission power plants were analyzed. Additionally, the safety systems for ITER and other conceptual fusion power plants were compared with fission power plants, and ultimately the design concepts of safety systems are determined on the basis of the preliminary results of the failure mode and effects analysis which we have done during the past years. The integrity of containment particularly covering fuel cycle was emphasized. The design of active and passive safety systems to maintain containment integrity was proposed and compared in terms of pressure, and hydrogen concentration. Quantitative data were also provided by thermo-hydraulic code analysis as well.

산불에 의한 소외전원상실사건 빈도 영향 분석

임준석 경희대학교 대학원 2023 국내석사

산불은 자연적 또는 인적 요인에 의해 발생하는 재해로서 생물다양성 상실, 농업 피해, 재산 피해 등과 같이 환경적, 경제적 영향을 끼친다. 통계에 따르면 한국에서 산불 발생 건수와 피해 면적이 점점 증가하는 경향을 보인다. 게다가 산불로 인해 실제로 한울 원자력발전소 1, 2, 6호기가 이미 고장이 발생한 사례가 존재한다. 일본 원자력규제기관에서는 후쿠시마 사고 이후, 산불을 외부 위험에 포함시켰고 한국 또한 최근 다수기 PSA 과제에서 산불에 대한 연구를 진행하라고 명시되어 있다. 본 논문에서는 산불이 영향을 끼치는 원자력발전소 사건 및 사고 중 하나인 소외전원상실사건을 다룬다. 소외전원상실사건은 실제로 한국에서 일어난 3건의 고장에 모두 해당하는 사건이기도 하다. 산불에 의한 소외전원상실사건의 빈도를 추정하기 위해서는 대표적인 외부사건인 지진에 대한 PSA 방법론을 차용한다. 첫째, 확률론적산불재해도분석을 진행하여 산불의 강도 즉, 재해도에 따른 산불 빈도를 도출한다. 둘째, 산불취약도분석을 통해 송전선이 얼만큼의 재해도를 가진 산불에 의해 기능을 상실하게 되는지를 파악한다. 마지막으로, 확률론적산불재해도분석과 산불취약도분석의 결과를 토대로 산불에 의해 소외전원상실사건이 일어나는 빈도를 기존 소외전원상실사건의 단위에 맞게 추정한다. 추정 결과, 기존 소외전원상실사건 빈도에서 산불의 기여도는 신뢰수준을 반영하여 최소 0.0023%에서 최대 23%로 나타났다.

대용량 해양복합온도차 발전설비 열평형도 설계 및 적용성 평가

전어진 경희대학교 2019 국내석사

Combined Ocean Thermal Energy Conversion (C-OTEC) system is a power generation system that can secure eco-friendly renewable technology by directly utilizing the waste heat energy from the power generation process. COTEC cycle was designed using latent heat of steam from the plant’s condenser as a heat source. The previous 10 kW C-OTEC system was successful in the demonstration and now it is necessary to prepare the commercialization of scale-up of C-OTEC system. In this study, a simulation study on normal and abnormal conditions for 200 kW C-OTEC was conducted to verify the technical feasibility of the power generation facilities. A few situations caused by scale-up have brought new challenges. First, the small size of the evaporator was installed inside the plant’s condenser in the 10 kW demonstration facility, but in the 200 kW demonstration facility, the evaporator was too large to be installed inside the condenser. Therefore, it was designed to be connected outside of condenser. Calculation of the extracted steam flow rate required for C-OTEC operation to external connected evaporator and verification of steam inflow were performed. Second, a large amount of the deep seawater could not be supplied for a demonstration facility, so the C-OTEC heat balance diagram was designed to share some of the seawater entering the power plant condenser with C-OTEC condenser under the conditions of winter operation which is similar to the deep seawater conditions. Using the heat balance diagram results, the seasonal performance evaluation of the power plant was performed according to the steam extraction and seawater distribution. Based on the steady-state model, two transient simulation models were developed. The first model was for analyzing the dynamic interaction of the power plant and C-OTEC. In this model, the change of major equipment variables is analyzed using the operation control logic, which adjusts the valve opening according to the target turbine power change of C-OTEC. In the second model, if the working fluid is leaked and loss of condenser vacuum accident occurs, the change in the pressure of the condenser according to the location of the accident and the size of the damage was calculated to analyze the expected accident results. As a result, this study will contribute to finding technical problems and solutions that may arise in C-OTEC scale-up facilities and providing optimized plant operating conditions. 해양복합온도차발전(Combined Ocean Thermal Energy Conversion, C-OTEC) 시스템은 발전과정에서 버려지는 열에너지를 직접 활용하여 친환경 재생 기술을 확보할 수 있는 발전 시스템이다. 본 연구에서는 발전소 복수기의 배기증기를 열원으로 활용하는 재생 사이클을 구성하였다. 이전에 수행한 10 kW C-OTEC 발전 시스템이 실증 시험에 성공하였고 현재는 C-OTEC 발전의 스케일업 상용화 준비 단계가 필요한 상태이다. 본 연구에서는 200 kW C-OTEC에 대한 정상, 비정상 상태에 관한 시뮬레이션 연구를 수행하여 발전설비의 기술적 타당성을 검증하고 최적화된 발전소 설계 운영 조건을 도출하여 결과적으로 시스템 스케일업 설비의 설계 기반을 마련하고자 한다. 이 과정에서 스케일업에 따라 새로운 기술적 문제가 발생하였고 문제를 해결하기 위한 새로운 방안을 제시하였다. 첫 번째로 이전 연구와는 달리 200 kW 설비에서는 열교환기 사이즈 증가로 복수기 외부에 열교환기를 설치해야 하는 문제가 발생하였다. 이를 해결하기 위해 외부에 연결된 열교환기로의 필요한 증기 유량 계산 및 증기 유입 검증을 수행하였다. 두 번째는 실증시설에서 심층수를 취수할 수 없는 문제로, 심층수를 모사할 수 있도록 동절기 가동을 조건으로 발전소 복수기에 유입되는 해수의 일부를 C-OTEC 복수기와 공유하도록 C-OTEC 열평형도를 설계하였다. 설계된 열평형도를 기반으로 증기 취출 및 해수 배분에 따른 계절별 발전소 영향을 평가하였다. 정상상태 모델을 기반으로 두 가지 천이상태 시뮬레이션 모델을 개발하였다. 첫 번째는 발전소와 C-OTEC의 동적영향평가를 수행하기 위한 모델이다. C-OTEC 목표 터빈 출력 변화에 따른 운전 제어로직을 개발하여 발전소와 C-OTEC의 주요 기기의 변화를 분석하였다. 두 번째는 복수기에서 취출되는 증기가 C-OTEC 열교환기로 유입되어 작동유체와 열교환 할 때, 작동유체가 누설되는 경우 사고 위치에 따른 복수기 압력 변화 분석을 수행하여 예상되는 사고 결과를 분석하였다. 본 연구는 C-OTEC 스케일업 시설에서 발생할 수 있는 기술적 문제점과 해결방안을 찾고, 최적화 된 발전소 운영 조건을 마련하는데 기여할 것이다.

북한 핵능력 분석을 위한 흑연감속로 삼중수소 생산력 평가

양성민 경희대학교 대학원 2023 국내석사

< Abstract > Evaluation of Tritium Productivity of Graphite-moderated Reactor for the Analysis of North Korea's Nuclear Capabilities The DPRK (Democratic People’s Republic of Korea) announced that a hydrogen bomb was successfully tested in the fourth nuclear test (2016) and completed in the sixth nuclear test (2017). Hydrogen bombs show tens of times greater yield than conventional fission bombs such as bombs using uranium and plutonium. The main material in manufacturing a hydrogen bomb is Tritium. Analyzing the Tritium production capability is significant in term of the nuclear capability analysis because it can be also used as the neutron source and the miniaturization of nuclear weapon. It is important to evaluate North Korea's nuclear capabilities by analyzing its nuclear facilities and materials because it uses its nuclear capabilities as a major strategy for negotiations and the advancement of its nuclear capabilities has a significant impact on the South Korea's national security. Therefore, this study focused on the North Korea's major nuclear facilities and materials, and conducted the tritium productivity evaluation. The 5 MWe Graphite-moderated reactor system was numerically modeled by the MCNP6 code based on open sources. Due to the limitation of information related to the tritium production using the 5 MWe Graphite-moderated reactor, the feasible scenarios in producing tritium using that reactor system were developed in this study. The scenarios consisted of 15 Unit Cell Cases depending on the different geometries of the tritium production system called Tritium Production Burnable Absorber Rod (TPBAR) and the different enrichment of Li-6 in TPBARs. In addition to that, the axial non-uniformity of tritium productivity was analyzed to evaluate the production of tritium along the axial direction, and compared with the Unit Cell results. Finally, by analyzing the factors that have a dominant influence on tritium production, the correlation equation for production prediction was developed, and the significance and implications of the study were derived. < 요 약 > 북한은 2016년 제4차 핵실험에서 수소폭탄을 실험하였으며 2017년 제6차 핵실험에서는 수소폭탄을 완성하였다고 밝혔다. 수소폭탄은 기존의 우라늄과 플루토늄을 활용하는 핵분열탄에 비해 몇십 배 이상의 폭발력을 가지고 있다. 수소폭탄의 주 원료로 사용되는 삼중수소는 수소폭탄뿐만 아니라 핵무기의 소형화와 중성자 선원으로도 활용되어 연료 효율을 향상시킬 수 있기 때문에 핵능력 분석에 있어서 큰 중요도를 갖는다. 북한은 자신들의 핵능력을 국제사회와의 협상에서 주요 전략으로 활용하고 북한의 핵능력의 고도화는 우리나라의 안보에 큰 영향을 끼치기 때문에 제한된 정보 속에서도 북한의 핵시설과 핵물질을 분석하여 핵능력을 평가하는 것이 중요하다. 이에 본 연구는 북한의 주요 핵시설과 핵물질을 분석하고 현재 대두되고 있는 삼중수소에 대한 생산력 평가를 진행하였다. 현재까지 알려진 국내외 자료를 분석하여 5 MWe 흑연감속로를 모델링하고 전산해석코드인 MCNP6를 활용하여 삼중수소 생산력을 평가하였다. 5 MWe 흑연감속로에 대한 삼중수소 생산 관련 정보가 공개된 적이 없기 때문에 본 연구에서는 다양한 삼중수소 생산 가능 시나리오 분석을 통해 실현 가능한 삼중수소 생산 방법론을 구축하고자 하였다. 삼중수소생산봉인 Tritium Production Burnable Absorber Rod (TPBAR)의 개념을 도입하여 TPBAR의 다양한 설계 인자와 삼중수소 생산에 지배적인 영향을 미치는 Li-6 농축도에 따라 총 15개의 Unit Cell Model을 구성하여 삼중수소 생산력을 평가하였다. 또한 축 방향에 따른 삼중수소 생산력 비균질성 분석을 위해 총 15개의 Unit Cell Axial Model을 구성하여 삼중수소 생산력을 평가하였으며 Unit Cell Model과의 삼중수소 생산량을 비교분석 하였다. 마지막으로 삼중수소 생산에 지배적인 영향을 미치는 인자들을 분석하여 초기 Li-6 양, TPBAR 부피 및 개수와 연소도를 통해 삼중수소 생산량을 예측할 수 있는 상관식을 개발하고 삼중수소 생산력 평가 연구의 의의와 시사점을 도출하였다.

퍼지 추론과 클러스터링 기법을 이용한 급수가열기 성능저하 진단 연구

강연관 경희대학교 일반대학원 2015 국내석사

고온, 고압의 가혹한 작동환경과 설비의 노후화로 인해 발전 설비기기들은 성능저하를 피할 수 없다. 설비의 성능저하는 발전소에 경제적, 인적 손실을 유발시키기 때문에, 조기에 설비의 상태를 정확하게 진단하는 체계적인 방법이 필요하다. 본 논문에서는 발전 설비 중 급수가열기에 대하여 성능저하 현상을 진단하기 위해 퍼지 이론을 응용한 퍼지 추론 시스템을 도입하였다. 급수가열기에 성능저하가 발생하면 그에 따라 계측 값이 변동하게 된다. 이 때, 거시적으로 급수가열기의 열성능이 저하하는 것은 같지만, 내부에서 일어나는 현상은 각기 다르기 때문에 여러 변수들의 증감 추세도 모두 다르다. 본 연구에서는 이 점을 활용, 역으로 변동하는 계측 값을 이용하여 어떤 성능저하가 얼마나 발생했는지를 추론하려고 한다. 급수가열기만을 선택한 이유는 성능저하는 쉽게 관찰되지 않는 반면, 튜브 누설 등의 문제는 튜브 다발의 동시적인 파손을 가져올 수 있기 때문에 경제성 측면에서 관심의 대상이기 때문이다. 또한, 급수가열기에 집중함으로써 진단테이블을 상세하게 만들 수 있고, 검증의 신뢰성을 높일 수 있다. 퍼지 추론 시스템은 대상 설비에 내재된 다양한 불확실성을 효율적으로 처리하기 위해 전문가의 지식, 경험이나 시뮬레이션 결과 등에 기반한 언어학적 변량으로 퍼지 집합과 규칙이 구성되어있다. 이를 퍼지 이론에 기반하여 정량화 함으로써 불확실성을 고려한 추론이 가능하다. 또한, 학습되지 않은 정보를 처리할 수 있도록 퍼지 클러스터링 기법을 제안하였다. 퍼지 시스템을 이용한 추론은 본문의 검증 결과로 가능성을 입증하였으며, 더 정교한 시스템을 구성할 수 있는 방법 또한 제시하였다. 이 연구를 통해 급수가열기 성능저하 진단을 위한 퍼지 추론 시스템의 도입이 발전소 효율관리 측면에 기여할 것으로 기대한다.