46. 표준형 원자력발전소의 노심운전제한치감시계통(COLSS)에서 감시하는 운전제한치가 아닌 것은?
① 사분출력경사비(Azimuthal Tilt)
② 노외중성자속 출력여유도(Excore Power Margin)
③ 핵비등이탈여유도(DNBR Margin)
④ 축방향출력편차(Axial Shape Index)
노심운전제한치감시계통 : 원자로 주요 운전변수들을 계산하는 계통. 노심의 운전제한치를 감시하며 운전원에게 관련 정보를 제공함.
충분한 시간을 가지고 정확한 계산을 수행하는 계통으로 원자로 보호 기능은 가지지 않습니다.
원자로 보호를 위한 계산은 노심보호연산기계통(CPCS)에서 수행합니다. 노심보호연산계통은 짧은 시간동안 운전변수를 계산하여 COLSS보다는 정확도가 떨어집니다. 이 두 계통은 유사한 계산을 수행하지만 서로 독립되어 있습니다.
노심운전제한치감시계통는
1. DNBR 여유도
2. 선출력밀도 여유도
3. 사분출력 경사비
4. 축방향 출력편차
5. 노심전출력
를 계산하여 운전제한치를 초과할 시 경보를 발생시킵니다.
답 : 2
47. 가압경수로형 원자력발전소에서 381 cm 높이의 연료봉이 236 개 장입된 연료집합체 177 다발을 장전하여 운전하고자 한다. 전 출력 운전 중에 핵비등이탈률(DNBR)은 2.0을 유지하고, 원자로심 중앙에서의 고온열수로계수(Hot Channel Factor)는 2.5이다. 원자로 전체의 평균열속(Averge Heat Flux)이 $200,000 BTU/h-ft^2$이라면 핵비등이탈열속(DNB Heat Flux)은?
① $1,000×10^3 BTU/h-ft^2$ ② $2,500×10^3 BTU/h-ft^2$
③ $5,000×10^3 BTU/h-ft^2$ ④ $7,500×10^3 BTU/h-ft^2$
고온열수로계수 = 최대선출력밀도/평균선출력밀도
DNBR = 임계열유속/국부최대열유속
문제에서는
국부최대열유속은 $200,000 * 2.5 = 500,000 BTU/h-ft^2$ 입니다.
DNBR = 2 = 임계열유속/국부최대열유속 이므로
임계열유속은 $ 2 * 500,000 = 1,000,000 BTU/h-ft^2$ 입니다.
답 : 1
48. 정상운전 중인 가압경수로형 원자력발전소에서 핵연료 손상 여부를 판단하는 방법이 아닌 것은?
① 초음파탐상검사(Ultrasonic Test)
② 지발중성자(Delayed Neutron) 검출
③ 옥소(Iodine) 방사능 분석
④ 전 방사능 분석(Gross β-γ Activity)
네가지 모두 핵연료 손상여부를 판단하는 방법입니다.
초음파 탐상검사는 운전 중 수행할 수 없습니다. 정지기간 중에만 수행할 수 있습니다.
초음파 탐상검사 : 검사대상 핵연료를 가운데 두고, 초음파 탐촉자 2개를 이용합니다. 한쪽에서는 초음파를 발생시키고, 한쪽에는 초음파를 수신합니다. 핵연료에 손상이 있다면, 피복재 안에 수분이 존재할 것이고, 이 수분에 의해 초음파가 산란되어 신호가 교란됩니다.
지발중성자 검출 : 핵연료가 파손된다면, 냉각재 중으로 핵분열생성물이 빠져나올 것이고, 냉각재 중 지발중성자의 양이 많아집니다. 지발중성자와 즉발중성자를 따로 구분해서 측정하는 것은 아니므로, 노심과 어느정도 떨어진 곳에서 냉각재 중 중성자를 계수합니다.
옥소 방사능 분석 : 핵연료가 파손되면 핵분열생성물인 옥소가 냉각재중을 빠져나와 정상농도보다 높아집니다.
전방사능 분석 : 핵연료가 파손되면 다양한 핵종이 냉각재로 누설되어 전방사능이 증가합니다. 이를 신속하게 측정합니다.
답 : 1번
49. 다음 중 가압열충격(Pressurized Themal Stress)을 줄이기 위한 접근법이 아닌 것은?
① 노심설계 시 원자로용기에 속중성자에 의한 조사를 줄이기 위해 저누설장전모형(Low Leakage Loading Pattern)으로 연료를 배치한다.
② 원자로 기동 시 가열률 P-T 곡선(Heat-up rate P-T curve)에 따라 가열한다.
③ 원자로 정지 시 냉각률 P-T 곡선(Cool down rate P-T curve)에 따라 냉각한다.
④ 저온에서는 원자로냉각재계통의 압력을 높게 유지하여 운전한다.
가압열충격 : 원자로 용기가 고압인 상태에서 과도한 냉각으로 인해 열충격을 받는 것.
압력용기가 급격히 냉각되면, 용기 내/외벽 간에 심한 온도구배가 형성됩니다. 이에 따른 열응력이 발생되어 용기 내벽에 인장응력이 생깁니다. 압력이 걸려있으면 열응력과 압력이 중첩되어 용기를 파손시킬 수 있습니다.
이런 현상은 압력용기가 중성자에 조사 받았을 때 더 심해집니다.
중성자에 조사되면 취화되어 연성이 감소하기 때문입니다.
P-T 제한곡선 : 운전 중 원자로용기 취성파괴를 방지하기 위해 1차계통 최대 압력과 최소온도를 제한하는 곡선. 이 곡선의 압력과 온도를 지키면 취성파괴를 예방할 수 있다. 압력용기가 조사될수록 운전가능 영역이 좁아진다.
(빗금친 영역이 운전가능영역.)
이를 예방하는 방법은 다음과 같습니다.
1. 원자로 용기가 받는 중성자 조사를 저감시킵니다.
- 저누설장전모형은 중성자 누설이 적은 장전모형으로 원자로용기의 중성자피로가 적습니다.
2. 과냉 방지, 냉각률 조절
- 비상냉각수 주입 등 급격한 냉각에 유의, 불필요한 안전주입계통 작동을 차단
3. 재료 개선
- 구리의 함량을 억제하고, 두께를 얇게하여 온도구배를 줄입니다.
저온에서는 냉각재의 압력을 낮게 유지하여야 합니다.
답 : 4
50. 핵연료봉에 헬륨(He) 기체를 가압하여 충전하는 이유가 아닌 것은?
① 피복재 크립(creep) 방지 ② 핵연료 내부 열전달 향상 ③ 피복재 평탄화 방지 ④ 피복재 부식 저감
핵연료봉과 피복재 사이의 갭은 헬륨으로 충전되어 있습니다.
1. 열전도도가 높은 헬륨으로 열전달을 향상시키기 위함입니다.
2. 피복재 안밖의 압력차이를 줄여주어 응력을 줄이기 위함입니다. (밖의 냉각재는 압력이 높으므로, 안쪽의 갭 부분을 헬륨으로 가압함)
이렇게 안과 밖의 압력차이를 줄여주면
- 크립 현상을 줄일 수 있습니다. ( 크립 : 항복강도 이하의 응력이 지속적으로 가해져 재료가 천천히 소성변형하는 것. 바깥의 냉각계통 압력과 핵연료봉 내부 압력차이가 이런 응력을 유발합니다.)
- 피복재 평탄화 현상을 줄일 수 있습니다. 피복재 평탄화는 소결체의 고밀화와 크립 현상에 의해 유발됩니다.
피복재 부식과는 관련이 없습니다.
답 : 4
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