가압중수로형 원전 계속운전 심사지침서nsic.nssc.go.kr/htmlPdf/EvaluationGuideLine_Vol-III-2.pdf · 작성 참여분야 : 공학기준분야, 리스크평가분야,

KINS/GE-N11

가압 수로형 원

계 속 운 심 사 지 침 서

2007. 12.

한국원자력안 기술원 KOREA INSTITUTE OF NUCLEAR SAFETY

KINS/GE-N11

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지침서 번호 KINS/GE-

분류 번호

개정 번호 0

발행 일자 2007. 12

가압경수로형 원 계속운 심사지침서

분류번호 :

제 목 : 총 칙

제․개

정

번호

작 성 확 인 개 정

성명 일자 성명 일자 쪽 작성자 확인자 일자

0

1

2

3

4

5

6

* 참고 사항

KINS/GE-N11

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KINS/GE-N11

가압 수로형 원 계속운 심사지침서

작 성 참 여 자

총 확인자 : 안 기술부장 류 용 호

총 책임자 : 김 홍 기

분야별 총 책임 : 송 명 호, 이 우 호, 김 복 렬, 성 게 용, 김 홍 태,

우 승 웅, 김 , 정 해 동, 김 상 윤, 최 환

김 일

작성 참여분야 : 공학기 분야, 리스크평가분야, 기제어, 구조부지분야,

계통평가1분야, 계통평가2분야, 기계해석분야, 속재료분야,

원자로안 해석분야, 계측제어분야, 방사선평가분야,

한국원자력안 기술원

KINS/GE-N11

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목 차

Ⅰ. 일반지침 ············································································································· 7

0.0 계속운 심사 일반지침 ················································································ 9

Ⅱ. 평가범 설정 ··································································································· 17

1.1 기계계통의 범 설정 선정결과 평가 ··············································· 19

1.2 구조물의 범 설정 선정결과 평가 ··················································· 28

1.3 기 계측제어계통의 범 설정 선정결과 평가 ······················· 35

부록 1-1 평가범 설정 선별 방법론 ···················································· 43

부록 1-2 평가범 설정 결과 평가 ······························································ 60

Ⅲ. 경년열화 리계획 ························································································· 65

2.0 경년열화 리계획 평가 일반지침 ······························································· 67

부록 2.0 경년열화 리심사 결과 ····································································· 80

부록 2.0.1 원자로 원자로 공정계통 ······················································· 81

부록 2.0.2 안 계통 ·························································································· 99

부록 2.0.3 보조 일반 서비스계통 ························································· 111

부록 2.0.4 증기 동력변환 계통 ··························································· 134

부록 2.0.5 원자로건물, 구조물 지지구조물 ········································ 147

부록 2.0.6 기 계측제어 계통 ····························································· 168

부록 2.0.7 경년열화 리 로그램의 품질보증 ··········································· 180

2.1 안 등 기기 가동 검사 ······································································· 182

2.2 안 등 지지 가동 검사 ··································································· 189

2.3 일회검사 ······································································································· 195

2.4 원자로집합체 ······························································································· 200

2.5 핵연료채 ··································································································· 204

2.6 핵연료 교환기 ····························································································· 209

2.7 수화학 ··········································································································· 212

2.8 공 자 ······································································································· 219

2.9 손상연료 치감시계통 ············································································· 223

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2.10 유동가속부식 ····························································································· 226

2.11 재료의 선택 침출 ················································································· 231

2.12 환형기체계통 ····························································································· 234

2.13 니 합 용 부 ······················································································· 237

2.14 볼트결합 건 성 ······················································································· 240

2.15 증기발생기 세 건 성 ········································································· 245

2.16 크 인 ········································································································· 251

2.17 매설 배 탱크 검사 ········································································· 255

2.18 지상의 탄소강 탱크 ················································································· 259

2.19 연료유 화학 ······························································································· 263

2.20 수 리 ····································································································· 267

2.21 개방형 냉각수 순환계통 ········································································· 271

2.22 폐형 냉각수 순환계통 ········································································· 275

2.23 압축공기계통 ····························································································· 279

2.24 화재방호설비 ····························································································· 284

2.25 소방수계통 ································································································· 290

2.26 원자로건물 비 속 라이 ····································································· 295

2.27 원자로건물 ······························································································· 299

2.28 원자로건물 설률 시험 ········································································· 305

2.29 조 벽 ········································································································· 308

2.30 구조물 ········································································································· 312

2.31 원 수리 구조물 ····················································································· 317

2.32 원자력 방호도장 ······················································································· 321

2.33 “환경검증 요건”을 용받지 않는 기 이블 비 속 연결부 ··· 326

2.34 “환경검증 요건”을 용받지 않는 계측회로에 사용된 기 이블

연결부 ········································································································ 330

2.35 “환경검증 요건”을 용받지 않는 근 곤란한 압 이블 ········ 335

2.36 속 폐형 모선 ······················································································· 340

2.37 휴즈 홀더 ··································································································· 344

2.38 “환경검증 요건”을 용받지 않는 기 이블 속 연결부 ·············· 348

Ⅳ. 시간제한 경년열화 평가 ··············································································· 353

3.1 시간제한 경년열화 평가의 확인 ····························································· 355

3.2 원자로 집합체 핵연료채 수명평가 ··············································· 364

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3.3 속 피로 평가 ··························································································· 371

3.4 기기의 내환경검증 ····················································································· 384

3.5 콘크리트 격납건물 텐돈 리스트 스 평가 ······································· 396

3.6 통부 피로 평가 ························································································ 402

3.7 기타 원자로별 시간제한 경년열화 평가 ··············································· 409

Ⅴ. 운 경험 연구결과 ··················································································· 415

4.1 화재방호 평가 ····························································································· 417

4.2 기기의 동 내진 검증 ······································································ 426

4.3 능동형기기의 경년열화 리계획 ·························································· 428

4.4 배 열성층 평가 ······················································································· 431

4.5 가연성기체 연소에 한 안 성평가 ···················································· 433

Ⅵ. 방사선환경 향 평가 ····················································································· 438

5.1 방사선환경 향 평가 ················································································· 440

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Ⅰ . 일 반 지침

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가압중수형 원전 계속운전 심사지침서

(Review Guidelines for Continued Operation of PHWR Plants)

0.0 계속운전 심사 일반지침

1. 평 가 분야

본 심사지침은 가압 수형 원 의 계속운 에 한 과학기술부 고시 제

2007-18호의 규정에 따라 계속운 인허가 심사시 평가되어야 할 항목들에

한 지침이다.

본 심사지침은 발 소 설계수명 이후 계속운 을 해 신청자가 신청하기

한 제출문서와 허용 기 등에 한 일반 지침을 다룬다. 계속운 신청과

련된 법 차나 법 요건은 본 심사지침에서 다루지 않는다.

본 심사지침은 미국 연방법(Code of Federal Regulation, 이하 CFR) 10 CFR

54에 제시된 기술 사항을 참조로 작성되었으며, <표 1>에 미국 10 CFR 54

의 규정 본 심사지침에 반 된 규정을 나타내었다. 이외에 가압 수형 원

의 특성을 고려하여 IAEA 기 , 캐나다 기 등을 용하 다.

2. 일반 지침

2.1 정 의

가. 본 심사지침서에서 사용되는 정의는 다음과 같다.

1) 행 인․허가 기반(Current Licensing Basis, 이하 CLB라 함)

CLB는 특정발 소에 용하는 규제 요건과 발 용 원자로운 자의 서면 서약

서(commitments)로 구성되어 있다. 발 용 원자로운 자의 서면 서약서는 해당

규제 요건과 발 소의 특정 설계기 을 수하면서 운 하는 것을 보장하기

한 것이다. 발 소의 특정 설계기 은 허가기간동안의 모든 개선과 추가를

포함하며 인․허가문서로 등록되어 유효한 설계기 을 의미한다.

행 허가의 기술 근거는 원자력법 련 법령, 행정명령, 허가조건, 면제

사항 운 기술지침서를 포함한다.

한 CLB는 개별 발 소의 설계기 정보를 포함한다. 이 설계기 정보에는

최종안 성분석보고서(Final Safety Analysis Report, 이하 FSAR이라 함)의

최신 에 정의되어 있는 개별발 소 설계기 정보와 발 용 원자로운 자의

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서면 서약서가 있다. 발 용 원자로운 자의 서약서에는 행정조치에 한 발

용 원자로운 자의 조치공문뿐만 아니라 규제기 의 안 성평가 혹은 발

용 원자로운 자 사건보고서에서 기술되어 있는 발 용 원자로운 자의 서면

서약서가 있다.

2) 발 소종합평가 (Integrated Plant Assessment, 이하 IPA라 함)

IPA는 계속운 을 하여 본 심사지침 2.4.2 의 가.항에 따라 경년열화 리

심사(Aging Management Review, 이하 AMR이라 함)를 필요로 하는 원 설

비의 계통, 구조물, 기기들을 도출하 다는 것과 이러한 구조물, 기기들의 기능

성(Functionality)에 한 경년열화의 향이 행 허가의 기술 근거를 유지

하기 하여 리되므로 계속운 기간 동안에도 허용할 만한 안 성 수 이

유지된다는 것을 입증하는 발 용 원자로운 자의 평가서이다.

3) 시간제한 경년열화평가(Time-Limited Aging Analysis, 이하 TLAA라 함)

TLAA란 다음 사항을 포함 는 고려하는 발 용 원자로운 자의 평가

분석을 말한다.

가) 본 심사지침 2.2 의 가.항에 규정된 것과 같은 허가갱신 범 안의 계통,

기기 구조물

나) 경년열화 향

다) 재 운 기간에 의해 정의된 시간제한 가정

라) 안 성에 한 단을 내리는데 발 용 원자로운 자에 의해 련된다고

결정된 사항

마) 본 심사지침 2.2 의 나.항에 규정된 것과 같은, 계통, 기기 구조물의 의도

된 기능 수행 능력과 련된 결론 는 결론의 근거

바) 행 허가의 기술 근거에 참조물로 포함되어 있거나 인용되어 있는 발

용 원자로운 자 평가 분석

나. 상기 용어 이외의 이 의 모든 용어들의 정의는 원자력법, 원자력법 시행령,

원자력법 시행규칙, 과학기술부 고시 등에 기술된 정의를 따른다.

2.2 범

가. 본 의 용범 에 속하는 계통, 기기, 구조물들은 다음과 같다.

1) 다음의 기능을 보장하기 하여 설계기 사건(Design Basis Event, 이하

DBE라 함) 동안 그 이후에 그 본연의 기능이 유지되어야 하는 안 련

(Safety-related) 계통, 기기, 구조물

가) 원자로냉각재 압력경계의 건 성

나) 원자로 정지 그 이후의 안 정지조건 유지 능력

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다) 소외피폭에 상응하는 잠재 인 소외 피폭을 래할 수 있는 사고에 한

방 는 완화능력

2) 고장 시 상기 가. 1)의 가)～다)항에 명시된 기능 어느 하나라도 만족스럽게

수행하는 데 방해가 될 수 있는 모든 비안 련 계통, 기기, 구조물

3) 화재방호(10 CFR 50.48 참조) 내환경검증(10 CFR 50.49 참조), 등에 한

소 용 요건을 만족함을 입증해 주는 안 해석이나 발 소 평가와 련되

는 모든 계통, 기기, 구조물

나. 본 심사지침 2.4.2 에서 상기의 계통, 기기, 구조물들이 만족시킨다는 것을 입

증해야하는 의도된 기능이란, 본 의 가. 1)～3)에 규정되어 있는 것과 같이,

계통, 기기, 구조물들을 계속운 의 범 내에 포함시키는 데 근거가 되는 기능을

말한다.

2.3 특 별 면 제 사항

본 심사지침 규정의 면제는 규제기 에 의해 제한 으로 허용될 수 있다.

2.4 계속운 신 청 서류

계속운 신청서류에는 다음 네 가지 사항이 포함되어야 한다.

가. 일반 정보

나. 기술 정보

다. 운 기술지침서

라. 환경 정보

2.4 .1 일 반 정 보

가. 신청서류에는 신청자와 련된 일반 정보를 제공하여야 한다.

나. 신청서류에는 계속운 의 종료기간을 고려하여 원자력손해배상법에 한 정보

를 제공하여야 한다.

2.4 .2 기술정 보

신청서에는 다음 정보를 포함하고 있어야 한다.

가. 발 소종합평가(IPA)

1) IPA는 본 심사지침 2.2 에 명시된 것과 같이 본 의 범 내에 있는 계통,

구조물, 기기에 해 경년열화 리 심사(AMR)의 상이 되는 구조물 기기

를 도출하여야 한다. AMR 상으로 다음과 같은 구조물과 기기들을 포함하

여야 한다.

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가) 구동부분(Moving Parts)이 없거나 형상이나 특성의 변화를 주지 않고 본

지침서 2.2 에 명시된 것과 같이 의도된 기능을 수행하는 구조물 기

기. 이러한 구조물, 기기에는 원자로집합체, 핵연료채 , 원자로냉각재압력

경계, 증기발생기, 가압기, 배 , 펌 이싱, 밸 몸체, 기기지지구조물,

압력보유경계, 열교환기, 배기 , 원자로건물, 원자로건물 비 속 라이 ,

기 기계 통부, 설비반출입구, 내진1등 구조물, 기 이블 연

결부, 이블선반 등이 포함된다. 펌 ( 이싱 제외), 밸 (몸체 제외),

동기, 디젤발 기, 공기압축기, 방진기, 배기 퍼, 압력 송기, 압력지시기,

수 지시기, 스 치기어, 냉각팬, 트랜지스터, 축 지, 차단기, 릴 이 스

치, 원변환기, 회로기 , 축 지용 충 기, 원공 기 등은 제외된다.

나) 보증된 수명기간 는 특정 기간동안 교체하지 않는 구조물 기기

2) 본 가. 1)에서 사용된 방법을 설명하고 그 타당성을 입증할 것

3) 본 가. 1)에서 확인된 구조물과 기기에 하여 연장된 운 기간 동안 그

의도된 기능이 CLB를 만족하도록 경년열화 향이 히 리될 것임을 입

증할 것

나. 신청서에 한 심사 CLB의 변경

계속운 평가를 한 신청서류 제출 이후 규제기 의 심사 종료 정일 최소 3개

월 까지 계속운 신청서의 개정 을 제출하여야 한다. 그 개정 에는 FSAR

보완본을 포함하여 계속운 신청서의 내용에 실질 으로(크게) 향을 주는 원

시설의 CLB 변경사항이 기술되어야 한다.

다. 시간제한 경년열화평가(TLAA)

1) 본 심사지침 2.1 에 정의된 TLAA 목록이 비되어야 한다. 신청자는 다음사

항을 입증하여야 한다.

가) TLAA가 계속운 기간동안 유효하다.

나) TLAA는 계속운 기간 종료시 까지 측되어 있다.

다) 의도된 기능에 한 경년열화의 향은 계속운 기간동안 히 리될

것이다.

2) 본 심사지침 2.3 에서 규정된 TLAA에 사실상 근거를 두고 있는 개별발 소

에 한 모든 면제 사항의 목록이 제공되어야 한다. 신청자는 계속운 기간동

안 상기 면제사항들의 유효성을 정당화하는 평가를 제공하여야 한다.

라. FSAR 보완본

원 의 FSAR 보완본에는 본 의 가. 다.항에서 결정된 계속운 기간동안의

TLAA와 경년열화 향 리방안에 한 로그램과 활동에 한 요약 설명서를

포함하여야 한다.

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2.4 .3 운 기술지침서

신청서류에는 계속운 동안의 경년열화 향을 리하는 데 필요한 운 기술지침

서에 한 변경사항 혹은 첨부사항은 계속운 신청서류와는 별개로 제출하여야

한다. 계속운 평가를 통해 도출된 운 기술지침서 변경사항이나 첨부사항의

한 타당성 입증은 계속운 의 허용 여부 결정에 고려되어야 한다.

2.4 .4 환 경 정 보

신청서류에는 련 요건을 수하는 방사선환경 향보고서의 보완본을 포함하여

야 한다. 련 요건으로는 원자력법 제12조 22조 (허가기 ), 원자력법 시행령

제323조의2 (환경상의 해방지)가 용된다. 단, 기 작성된 방사선환경 향보고

서가 없는 경우에는 신규로 작성하여 제출하여야 한다.

2.5 계속운 허 가 발 기

규제기 이 다음과 같은 결론을 내리면, 규제기 에 의해 인정된 최 기간까지 계

속운 이 허용될 수 있다.

가. 계속운 에 의해 인가된 활동이 CLB에 따라서 계속 으로 수행되고, 본 조항을

수하기 한 원 의 CLB 변경 사항이 규제요건을 만족한다는 것이 합리 으

로 보증되도록, 본 가. 1) 2)에 명시된 사항에 한 조치가 확인되고 이행

되었거나 이행될 것이다.

1) 본 심사지침 2.4.2 가. 1)항에 따른 심사가 요구되는 것으로 확인된 구조물

기기의 기능에 한 계속운 기간동안의 경년열화 향 리

2) 본 심사지침 2.4.2 다.항에 따른 심사가 요구되는 것으로 확인된 TLAA

나. 본 심사지침 2.4.4 의 해당요건들이 충족되었다.

2.6 계속운 심사 제 외 사항

가. 본 심사지침 2.4.2 가. 혹은 다.항에 따른 검토결과, 허가된 활동이 CLB에 따

라서 수행될 것임이 행 허가기간 동안에 합리 으로 보증되지 못한다고 명

되면, 발 용 원자로운 자는 계통, 기기 구조물의 의도된 기능이 재 허가

기간 체에 걸쳐 CLB에 따라서 유지될 것임을 보장하기 하여 행 허가기

간 내에서 조치를 히 취하여야 한다.

나. 본 가.항에 의거 행 허가기간 내에서 조치를 취하는 발 용 원자로운 자

의 의무는 계속운 심사의 범주에 속하지 않는다.

2.7 기록 보 존 요 건

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가. 발 용 원자로운 자는 계속운 기간 동안 본 의 규정에 따라 요구되거나 본

의 수에 필요한 모든 정보와 문서를, 감사할 수 있고 검색할 수 있는 형태로

유지․보존하여야 한다.

나. 계속운 이 허용된 이후, 개정된 FSAR에는 본 심사지침 2.4.2 에 따른 AMR

는 TLAA의 상이 될 수 있다고 새롭게 확인된 계통, 구조물, 기기가 포함되

어야 한다. 개정된 FSAR에는, 본 심사지침 2.2 의 나.항의 의도된 기능이 허가

된 계속운 운 기간동안 효과 으로 유지되게 하기 하여 경년열화 향이

어떻게 리되는지가 기술되어야 한다.

3 . 참고 문 헌

[1] 10 CFR 54, "Requirements for Renewal of Operating Licenses for Nuclear

Power Plants", U.S. NRC

[2] 원자력법 제12조 22조 (허가기 )

[3] 원자력법 시행령 제323조의2 (환경상의 해방지)

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<표 1> 미국 10 CFR 54의 규정 본 지침서에 반 되는 규정

10 C F R 5 4 목차본 심사지침

반 여부

련

Sec. 54.1 목 과 범 (Purpose and Scope) X

Sec. 54.3 정의 (Definitions) 2.1

Sec. 54.4 범 (Scope) 2.2

Sec. 54.5 해석 (Interpretation) X

Sec. 54.7 서면에 의한 교신 (Written Communication) X

Sec. 54.9 정보수집요건 : 리 산실 승인 (Information collection

requirement : OMB approval)X

Sec. 54.11 신청서에 한 의 검사 (Public Inspection of Applications) X

Sec. 54.13 정보의 완결성과 정확성 (Completeness and Accuracy of

Information)X

Sec. 54.15 특별 면제사항 (Specific Exemptions) 2.3

Sec. 54.17 신청 등록 (Filing of Application) X

Sec. 54.19 신청서 내용 - 일반정보 2.4.1

Sec. 54.21 신청서 내용 - 기술정보 2.4.2

Sec. 54.22 신청서 내용 - 운 기술지침서 (Technical Specifications) 2.4.3

Sec. 54.23 신청서 내용 - 환경정보 (Environmental Information) 2.4.4

Sec. 54.25 원자로안 자문 원회 보고서 (Report of the Advisory

Committee on Reactor Safeguards)X

Sec. 54.27 공청회 (Hearings) X

Sec. 54.29 계속운 허가 발 기 (Standards of issuance of a renewed

license)2.5

Sec. 54.30 계속운 심사 제외 사항 (Matters not subject to a renewal

review)2.6

Sec. 54.31 계속운 발 (Issuance of a renewal license) X

Sec. 54.33 행허가의 기술 근거의 지속성 계속운 조건

(Continuation of CLB and condition of renewed license)X

Sec. 54.35 계속운 기간 의 요건 (Requirements during term of

renewed license)X

Sec. 54.37 추가 기록과 기록보존 요건 (Additional records and

record-keeping requirement) 2.7

Sec. 54.41 반 (Violation) X

Sec. 54.43 형벌 (Criminal penalties) X

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Ⅱ . 평 가범 설 정

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1.1 기계계통의 범위설정 및 선정결과 평가

1. 평 가분 야

이 은 계속운 의 안 성평가를 한 기계계통의 범 설정 선별 결과에

하여 기술한다. 표 인 기계계통은 다음과 같이 구성되어 있다.

가. 원자로 원자로 공정계통

- 원자로(Reactor) : 원자로집합체(Reactor Assembly) 핵연료채 (Fuel

Channel Assembly)

. 원자로집합체 : 칼란드리아(Calandria Vessel and Vault), 양단차폐체

(End Shield Assembly) 등

. 핵연료채 : 압력 , 칼란드리아 , 장 (End Fitting Assembly) 등

- 원자로 공정계통 : 열수송계통, 정지냉각계통, 압력 수 제어 계통, 냉

각재정화계통, 핵연료교환기, 핵연료손상감지계통, 감

속재계통, 환형기체계통 등

. 열수송계통 : 공 자 , 모 , 증기발생기, 가압기, 배

나. 안 계통 : 제1 정지계통, 제2 정지계통, 비상노심 냉각계통, 원자로 격납용

기 계통 등

다. 보조 일반서비스계통 : 개방 폐형 냉각수 계통, 최종 열제거원,

수 리계통, 크 인, 압축공기계통, 환형기체 계

통, 환기계통, 디젤발 기 계통, 화재방호계통,

신규 사용후핵연료 장시설, 사용후핵연료

냉각 정화계통 등

라. 증기 동력 변환계통 : 터빈, 증기계통, 수계통, 보조 수계통, 복수계

통, 증기발생기 취출계통 등

본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.4.2 가. 1)항에는 신청자가

AMR을 받아야하는 구조물 기기들을 구별하고 목록을 만들도록 요구한다.

이들은 계속운 범 내에 있는 “수동형”이며 “장주기”인 구조물 기기들이

다. 추가로, 본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.4.2 가. 2)항은 신청

자가 이들 구조물 기기들을 구별하는데 사용한 방법을 기술하고 타당성을

KINS/GE-N11

- 20 -

제시하도록 요구한다. 평가자는 본 심사지침서 부록 1-1(범 설정 선별 방

법론)에 따라 신청자의 방법론을 평가한다. 신청자가 방법론을 히 이행했

는지를 검증하기 하여, 평가자는 이행결과에 평가의 을 둔다. 그러한

은 평가자로 하여 AMR을 받아야 하는 기계계통의 기기들의 락이 없다

는 것을 확인하도록 해 다. 만일 평가자의 검토결과, AMR을 받아야 하는 기

계계통의 기기들의 락이 없음을 확인하 다면 평가자는 AMR 상선정을

신청자가 히 수행하 다는 근거를 갖게 된다.

신청자는 발 소수 의 모든 계통 구조물을 목록을 작성해야 한다. 비안

련 계통, 구조물과 여타 사건과 련하여 발 소 CLB 기타 CLB 정보에

서 고려된 DBE를 근거로 하여, 신청자는 본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일

반지침) 2.2 가.항에 정의된 로 계속운 범 내에 있는 발 소수 의 계

통 구조물을 식별하여야 한다. 이것이 계속운 을 한 발 소수 의 계통

구조물의 “범 설정”이다. 평가자는 본 심사지침서 부록 1-2(범 설정 결과

평가)에 따라 신청자의 “범 설정” 결과를 별도로 평가한다.

계속운 의 범 내에 있는 기계계통에 하여, 신청자는 본 심사지침서 0.0

(계속운 심사 일반지침) 2.2 나.항에 정의된 로 의도된 기능을 수행하는

계통의 부분을 구별하여야 한다. 신청자는 표시된(marked-up) 계통도(P&IDs)

에 계통의 특별한 부분을 구별할 수도 있다. 이것이 계통에 한 계속운 의

범 내에 있는 것들을 구별하는 계통에 있는 기계 기기들의 “범 설정”이다.

구별된 기계기기들에 하여, 신청자는 본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반

지침) 2.4.2 가. 1) 가) 나)항에서 요구하는 바 로 “수동형”이며 “장수명”

인 것들을 확인하여야 한다. 이들 “수동형”이며 “장수명”인 기계기기들은

AMR을 받아야 하는 것들이다.

신청자는 규제기 이 AMR이 요구된다고 결정한 기계계통을 포함한다면

AMR이 수행되어야 하는 기계계통을 결정하는데 유연성을 갖고 있다. 따라서

평가자는 신청자가 본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.4.2 가. 1)항

에 따라 AMR을 받아야 하는 것으로 정의한 것보다 더 많은 기계계통을 포함

시킬 수 있는 선택권이 있기 때문에 신청자가 AMR 상으로 이미 선정한 기

계계통에 하여 을 맞춰서는 안 된다. 오히려 평가자는 본 심사지침서

0.0(계속운 심사 일반지침) 2.2 나.항에 정의된 로 고유의 기능을 수행하

지 않거나 “수동형” “장수명”이 아닌 것으로 AMR 상이 아닌 것으로

단하여 신청자가 포함시키지 않은 기계계통에 을 맞춰야 한다.

2. 허 용 기

KINS/GE-N11

- 21 -

심사분야에 한 허용 기 은 본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.4.2

가. 1)항의 요건에 부합되었는지를 결정하기 한 방법을 정의하는 것이다.

신청자가 제시한 방법론이 받아들여지기 한 신청자의 이행사항에 하여, 평

가자는 AMR을 받아야 하는 기계계통 기기들에 한 락이 없었다는 합리

인 확신을 가져야 한다.

2.1 계속운 범 내 에 있 는 기기

기계 기기가 다음과 같다면 본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.2

에 언 된 로 계속운 범 내에 있는 것이다.

가. DBE동안이나 후에 기능을 유지해야 하는 안 련 계통, 기기, 구조물은

다음 기능을 보장해야 한다.

1) 원자로냉각재 압력경계의 건 성

2) 원자로 정지 그 이후의 안 정지조건 유지 능력

3) 소외피폭에 상응하는 잠재 인 소외 피폭을 래할 수 있는 사고에 한


나. 고장 시 본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.2 가. 1)의 가)～다)

항에 명시된 기능 어느 하나라도 만족스럽게 수행하는 데 방해가 될 수

있는 모든 비안 련 계통, 기기, 구조물

다. 화재방호(10 CFR 50.48 참조) 내환경검증(10 CFR 50.49 참조) 등에 한

소 용 요건을 만족함을 입증해 주는 안 해석이나 발 소 평가와 련되는

모든 계통, 기기, 구조물

2.2 경 년 열 화 리 평 가를 받 아 야 하 는 기기

기계 기기가 계속운 범 내에 있고 구동부분(moving parts)이나 배열

는 성질의 변경(“수동형”)없이 본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.2

나.항에 정의된 본래 기능을 수행하고 부여된 수명이나 명시된 기간(“장수명”)

[본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.4.2 가. 1) 가) 나)]을 근거

로 교체되지 않는다면 AMR을 받아야 한다.

3 평 가 차

평가자는 신청자의 범 설정 선별 결과를 검증한다. 만일 평가자가 어떤 기

기가 신청자에 의해 계속운 의 범 내에 있는 것으로 식별되지 않거나 신청

자의 발 소를 하여 AMR을 받지 않도록 한 이유에 하여 신청자에게 추

가 정보를 요청한다면, 평가자는 필요한 정보, 요청 사유, 평가자가 그 정보에

해 안 성과의 련성을 명확하게 설명할 수 있도록 자료를 요청하여야 한

KINS/GE-N11

- 22 -

다. 추가로, 다른 평가자들은 본 심사지침서 부록 1-1(범 설정 선별 방법

론)에 따라 별도로 신청자의 범 설정이나 선별방법론을 평가한다. 평가자는

신청자의 방법론의 평가 시에 향을 수 있는 사항에 한 정보를 다른 평

가자에게 제공하여야 한다.

각각의 평가분야에 하여 다음의 평가 차가 용되어야 한다.

3 .1 계속운 범 내 에 있 는 기기

이 단계에서, 평가자는 신청자가 계속운 의 범 내에 있는 기기들을 히

식별하 는지를 결정한다. 신청자는 계속운 범 내에 있는 기기는 아니나

AMR을 받아야 하는 기기를 식별하여야 한다. 평가자는 계통도의 샘 링

기기의 어떤 부분이 범 내에 있는가를 FSAR과 기타 발 소 문서의 평가를

통하여 결정해야 한다. 평가자는 AMR을 받아야 하는 것으로 신청자가 분류하

지 않았으나 평가자가 범 내에 있다고 믿는 기기가 있는 지를 검토하여야

한다. 한 필요 시 신청자가 “수동형” “장수명”인 기기들을 생략하는 경우

에는 이에 한 정당한 근거를 제시하도록 요구하여야 한다.

평가자는 계통․기기․구조물에 한 설계기 을 결정하는 FSAR의 개정내용,

명령, 해당 규정, 면제, 허가조건을 활용해야 한다. 설계기 은 계통의 의도된

기능을 명시하고 있는데 의도된 기능으로 해당 계통이 그 기능을 수행하기

해 요구되는 계통 내의 기기를 결정하는데 사용된다.

평가자는 계속운 범 내에 포함되지 않은 기기에 하여 평가의 을 맞

춰야 한다. 평가자는 기기가 의도된 기능을 수행하지 않아도 된다는 것을 검증

해야 한다. 신청자가 규정이 요구하는 범 보다 더 많은 기기를 포함하는 선택

권을 갖고 있기 때문에, 신청자가 계속운 의 범 내에 있는 것으로 식별한

계통의 부분은 평가할 필요는 없다.

더욱이, 평가자는 의도된 기능을 갖고 있는 기기가 검토의 범 에서 생략되지

않았다는 것을 검증하도록 본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.2 에

서 요구하는 FSAR 개정내용에 기술된 계통기능을 선택하여야 한다.

를 들면, 평가자가 계통의 한 부분이 의도된 기능을 수행하지 않고, 신청자

에 의해 AMR을 받지 않는 것으로 분류되고, 경계 밸 에 의해 AMR을 받아

야 하는 것으로 확인된 계통의 부분으로부터 격리되어 있다고 검증한다면, 평

가자는 경계밸 가 AMR을 받아야 하거나 는 그 밸 가 그 본래기능을 수

행하는 계통의 범 내의 부분에 필요하지 않다는 것을 검증해야 한다. 마찬가

지로, 평가자는 실질 인 범 내에서 배 이 지나가는 계통의 기능 본 심

사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침)의 2.2 요건을 부합하는 의도된 기능을

갖고 있지 않아 계속운 범 내에 있지 않은 것으로 분류된 기기를 확인하

KINS/GE-N11

- 23 -

여야 한다.

평가자가 계속운 범 내에 있는 부품의 락을 확인하지 못한다면, 평가자

는 신청자가 기계계통에 하여 계속운 범 내에 있는 부품을 구별했다는

합리 인 확신을 가질 수 있다.

본 심사지침의 <표 1>은 기계 기기의 범 설정 지식의 를 보여 주고 있다.

3 .2 경 년 열 화 리 평 가를 받 아 야 하 는 기기

평가자는 신청자가 계속운 의 범 내에 있는 것들 ( , 본 심사지침 3.1

에서 식별된 것들)에서 AMR을 받아야 하는 기기를 히 구별하 는지를

결정한다. 평가자는 신청자가 계속운 의 범 내에 있지만 AMR을 받지 않아

도 되는 것으로 구별한 기기도 한 평가하여야 한다. 평가자는 신청자가 기계

계통의 기기가 구동부분(moving parts)나 배열 는 물성의 변경 없이 본래

기능을 수행하고 부여된 수명이나 명시된 기간을 근거로 하여 교체하지 않는

것이 AMR에서 제외하지 않았음을 입증해야 한다.

본 심사지침 3.1 에서 검증한 경계를 시작으로 하여, 평가자는 신청자가 계속

운 범 내에 있지만 AMR을 받지 않는 것으로 식별한 기기를 샘 링하여

야 한다. “수동형”이고 “장수명”인 기기만이 AMR 상이다. 본 심사지침서 부

록 1-1(범 설정 선별 방법론)의 <표 3>은 평가자가 어떤 기기가 “수동

형”인지를 구별하는데 사용할 수 있다. 신청자는 그들의 시설에서 계속운 의

범 내에 있고 부록 1-1의 <표 3>상에 “수동형”으로서 열거된 AMR로부터

기기를 생략하는 것에 한 정당한 근거를 제시하여야 한다. 본 심사지침서 부

록 1-1(범 설정 선별 방법론)의 <표 3>이 범 하더라도, 모든 것을 포

함할 수는 없으므로 평가자는 기기가 AMR을 받아야 하는지를 결정하는데 사

신청서 평가와 같은 다른 유용한 정보를 사용하여야 한다.

를 들어, 신청자는 계속운 범 내에 있는 어떤 계통을 표시한다면, 표시

된 도면에는 이 경계 내에 있는 배 , 밸 , 공기 압축기가 나타나게 되는데

신청자는 본 심사지침서 부록 1-1(범 설정 선별 방법론)의 <표 3>에는

공기압축기가 AMR을 받지 않는다고 표시하고 있기 때문에 AMR을 받아야

하는 것으로써 배 밸 몸체를 식별했다면 평가자는 신청자의 분류가 정

당한 것인지 확인하여야 한다.

평가자가 AMR을 받아야 하는 것들로부터 락된 기기를 확인하지 못한다면,

평가자는 신청자가 기계계통에 하여 AMR을 받아야 하는 기기를 히 구

별하 다는 단을 내릴 수 있게 된다.

본 심사지침의 <표 2>는 기 계속운 신청서 처분에 한 기 들의 평

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가 동안에 지득한 교훈으로부터 개발된 기계기기 선정방법의 를 제공한다.

신청자가 기기가 AMR을 받아야 한다고 결정했다면, 신청자는 한 본 심사지

침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.2 에 정의한 바 로 기기의 본래 기능을

확인하여야 한다. 그러한 기능들은 한 AMR에 의해 유지되어져야 한다.

본 심사지침의 <표 3>은 기계기기의 본래 기능의 를 제공한다.

4 . 평 가 결 과

평가자는 신청자가 본 계속운 심사지침 규정을 만족하기에 충분한 정보를

제공하고 있으며, 본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.4.2 가. 1)항에

언 된 요건에 따라 경년열화 평가를 수행하여야 하는 기계계통 부품을

히 구별했다는 결론을 내릴 수 있는 지를 확인한다.

5 . 이 행 사항

평가자는 신청자가 규제기 에 규정의 수여부를 확인시키기 해 허용 가능

한 체 방안 는 방법을 제시하는 경우를 제외하고, 여기에 기술된 방법을

사용하여 계속운 의 합성을 평가하여야 한다.

6 . 특 별 고 려 사항

없 음

7. 참고 문 헌

없 음

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< 표 1> 기계기기의 범 설 정 처 분 기 에 한

처 분

구조 지지를 제공하는 배

부분

배 을 따라가는 안 련/비안 련

경계는 밸 치에서 일어날 수도 있

다. 이 밸 와 다음의 내진 앵커사이의

비안 련 배 부분은 지진사건 시

구조 지지를 제공한다. 이 배 부분

은 계속운 범 내에 있다.

증기발생기 격실 환형공간에

냉각을 제공하는 녹기 쉬운

연결부분의 격납용기 난방

환기계통 도 의 하단부

이 비안 련 도 은 신청자의 환경

검증 로그램을 지원하기 한 냉각

을 제공한다. 그러나 원자로건 물 냉 방

계통 도 의 고장은 DBE 동안이나 후

에 어떠한 기 안 기능의 만족스런

종결을 방하지는 못할 것이다. 이와

같이 이 도 은 계속운 의 범 내에

있지 않다.

연료 기름 장 탱크 내부에

설치된 수직배 (standpipe)

신청자의 CLB에 기술된 로 수직배

은 DBE후에 발 소 기술지침서에

명시된 며칠 동안 비상디젤발 기가

운 을 할 충분한 연료기름 장량이

있다는 것을 보장한다. 그래서 수직배

은 계속운 범 내에 있다.

가압기 살수 헤드

살수헤드는 FSAR 보완본의 사고해석

에서 언 된 어떠한 사고의 완화에

해 고려하지 않는다. 가압기 살수 기능

은 정상운 조건 원자로 냉각계통

압력을 감압하는 것이다. 그래서 살수

헤드는 계속운 범 내에 있지 않다.

디젤엔진 냉각수 열교환기, 디젤연료계통 디젤발 기 스키드상의 제조자가 공 한 시동공기계통 부분

의도된 기능을 갖는 “수동형”, “장수명” 기기가 있다. 그들은 디젤발 기가 “능동형”으로 간주되더라도 계속운을 해 AMR을 받아야 한다.

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< 표 2> 기계기기의 선 정 방 법 처 분 기 에 한

처 분

디젤엔진 냉각수 열교환기, 디젤연료계통 디젤발 기 스키드상의 제조자가 공 한 시동공기계통 부분

의도된 기능을 갖는 “수동형”, “장수명” 기기가 있다. 그들은 디젤발 기가 “능동형”으로 간주되더라도 계속운

을 해 AMR을 받아야 한다.

밸 내부구조물(디스크 시트와 같은)

본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.4.2 가.1)가)는 밸 몸체를 제외하고 AMR로부터 배제한다. 계속운 규정의 고려에 한 성명은 구동부분(moving parts)이나 배열 성질의 변경으로 그들의 본래 기능을 수행하는 구조물 기기를 배제하는 기을 제공한다. 밸 몸체가 경년열화 리심사를 받아야함에도 불구하고, 밸

내부구조물은 아니다.

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< 표 3 > 기계기기의 의 도 된 기능 의

부 품 의 도 된 기능

배 압력경계

밸 몸체 압력경계

펌 이싱 압력경계

오리피스 압력경계 유량제한

열교환기 압력경계 열 달

원자로 실

(Calandria Vault)

칼란드리아와 이의 내장품 반응도 제어기구

의 구조 지지물

기기의 의도된 기능은 계통의 의도된 기능을 지지하는 것들이다. 로, 사용

후핵연료 냉각계통에 있는 열교환기는 압력경계 목 의 기능을 가지나, 열

달 기능을 가지지 않는다. 유사하게, 모든 오리피스가 본래기능으로써 유

량제한을 하지는 않는다.

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1.2 구조물의 범위 및 선정결과 평가

1. 평 가분 야

이 은 계속운 의 안 성평가를 한 구조물 구조 요소 범 설정 선

정결과에 하여 기술한다. 상 구조물들은 다음과 같은 표 인 구조물을

포함한다.

가. 원자로건물

나. 건축 구조물 (보조건물, 제2제어실/비상 원공 건물, 사용후연료 장조건

물, 고압비상노심냉각건물, 비상 수펌 실, 사용후연료건식 장시설, 삼 수

소제거 건물)

다. 각종 지지구조물 (주증기 주 수 배 지지구조물, 이블 트 이, 배

지지 행거, 기기의 구조 지지 , 공기조화 덕트 지지물)

라. 비안 련이나 그것의 고장이 안 련 설비의 안 기능을 수행하는데

향을 수 있는 비안 련 구조물

이들 범 에 포함되는 표 인 구조요소에는 벽체, 슬래 (바닥, 층, 지붕), 기

, 보, 기둥, 구조물 등이 포함된다.

본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.4.2 가. 1)항에는 신청자가 AMR

을 받아야 하는 구조물 기기들을 구별하고 목록을 만들도록 요구한다. 이들

은 계속운 범 내에 있는 “수동형”이며 “장수명”인 구조물 기기들이다.

추가로, 본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.4.2 가. 2)항은 신청자가

이들 구조물 기기들을 구별하는데 사용한 방법을 기술하고 타당성을 제시

하도록 요구한다. 평가자는 본 심사지침서 부록 1-1(평가범 설정 선별 방

법론)에 따라 신청자의 방법론을 평가한다. 신청자가 방법론을 히 이행했

는지를 검증확인하기 하여, 평가자는 이행결과에 평가의 을 둔다. 그러

한 은 평가자로 하여 AMR을 받아야 하는 상 구조물이 락되지 않

았다는 것을 확인하도록 해 다. 만일 평가자의 검토결과, AMR을 받아야 하

는 상 구조물이 락되지 않았다는 것이 확인되었다면 평가자는 AMR 상

선정을 신청자가 히 수행하 다는 근거를 갖게 된다.

신청자는 모든 계통 구조물의 목록을 작성해야 한다. 발 소 CLB에서 고려

KINS/GE-N11

- 29 -

된 DBE와 비안 련 계통․구조물 심사지침서 부록 1-1 3.1.3 의 “규제

되는 사건(regulated event)”들과 련된 기타 CLB 정보들을 근거로 하여, 신

청자는 본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.2 가.항에 정의된 로

계속운 범 내에 있는 계통 구조물을 식별하여야 한다. 이로써 계속운 을

한 계통 구조물의 “범 설정”이 가능해진다. 평가자는 본 심사지침서 부

록 1-2(평가범 설정 결과 평가)에 따라 신청자의 “범 설정” 결과를 별도로 평

가한다.

계속운 범 내에 있는 구조물에 하여, 신청자는 본 심사지침서 0.0(계속운

심사 일반지침) 2.4.2 가. 1) 가) 나)항에서 요구하는 바 로 “수동형”이

며 “장수명”인 것들을 식별하여야 한다. 이들 “수동형”이며 “장수명”인 구조요

소들은 AMR을 받아야 한다. AMR을 받아야 하는 구조요소를 식별하기 한

방법론의 이행결과가 이 에서 평가된다.

신청자는 규제기 이 AMR이 요구된다고 결정한 구조요소를 포함한다면

AMR이 수행되어야 하는 구조요소를 유연성있게 결정할 수 있다. 따라서 본

심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.4.2 가. 1)항에 따라 AMR을 받아야

하는 것보다 더 많은 구조요소를 포함시키는 것은 신청자의 선택사항이기 때

문에 평가자는 신청자가 AMR 상으로 이미 선정한 구조요소의 평가에만

을 맞춰서는 안 된다. 오히려 평가자는, 신청자가 본 심사지침서 0.0(계속운

심사 일반지침) 2.2 나.항에 정의된 로 고유의 의도된 기능을 수행하지

않거나 “수동형” “장수명”이 아닌 것으로 단하여 AMR 상에 포함시키

지 않은 구조요소들에 을 맞춰 사실여부를 확인하여야 한다.

2. 허 용 기

평가분야에 한 허용 기 은 본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.4.2

가. 1)항의 요건을 충족시켰는지를 확인하기 한 방법을 정의하는 것이다.

신청자가 제시한 방법론이 받아들여지도록 신청자가 이행한 사항에 하여, 평

가자는 AMR을 받아야 하는 구조요소들이 락되지 않았다는 합리 인 확신

이 있어야 한다.

2.1 계속운 범 내 에 있 는 구 조 요 소

구조요소가 다음의 경우에 해당되면 본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침)

2.2 에 언 된 로 계속운 범 내에 있는 것이다.

가. DBE 동안이나 후에 기능을 유지해야 하는 안 련 계통․기기․구조물은

다음 기능을 보장해야 한다.

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1) 원자로 냉각재 압력경계의 건 성


3) 소 외 피 폭 선 량 제 한값 을 과 하 는 잠재 인 소외 피폭을 래할 수 있는

사고에 한 방 는 완화능력



있는 모든 비안 련 계통․기기․구조물




2.2 경 년 열 화 리 평 가를 받 아 야 하 는 구 조 요 소

구조요소가 계속운 범 내에 있고 구동요소(moving part)나 배열 는 성

질의 변경없이(“수동형”) 본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.2 나.

항에 정의된 의도된 기능을 수행하고 부여된 수명이나 명시된 기간 [본 심사

지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.4.2 가. 1) 가) 나)]를 근거로 교체되

지 않는다면(“장수명”) AMR을 받아야 한다.

3 평 가 차

평가자는 신청자의 범 설정 선정 결과를 확인한다. 만일 평가자가 어떤 구

조물이 신청자에 의해 계속운 범 내에 있는 것으로 식별되지 않거나

AMR을 받도록 식별되지 않은 이유에 하여 신청자에게 추가 정보를 요청할

경우, 평가자는 필요한 정보, 요청 사유, 그 정보의 안 성과의 련성 등을 명

확하게 설명하는데 을 맞추어 자료를 요청하여야 한다. 추가로, 다른 평가

자들은 본 심사지침서 부록 1-1(평가범 설정 선별 방법론)에 따라 별도로

신청자의 범 설정이나 선별방법론을 평가한다. 평가자는 신청자의 방법론의

평가 시에 향을 수 있는 사항에 한 정보를 다른 평가자에게 제공하여

야 한다.

각각의 평가분야에 하여 다음의 평가 차가 용되어야 한다.

3 .1 계속운 범 내 에 있 는 구 조 요 소

이 단계에서, 평가자는 신청자가 계속운 의 범 내에 있는 구조물과 구조요

소들을 히 식별하 는지를 결정한다. 신청자는 계속운 범 내에 있는

구조물은 아니나 AMR을 받아야 하는 구조물을 식별하여야 한다. 평가자는 계

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- 31 -

통도의 샘 링 FSAR과 기타 발 소 문서의 평가를 통하여 구조요소의 어

떤 부분이 범 내에 있는가를 결정해야 한다. 평가자는 AMR 상으로 신청

자가 분류하지 않았으나 범 내에 있다고 단되는 구조물이 있는 지를 검토

하여야 한다. 한 신청자가 “수동형” “장수명”인 구조물들을 생략한 경우

에는 이에 한 정당한 근거를 제시하도록 요구하여야 한다.

3 .2 경 년 열 화 리 평 가를 받 아 야 하 는 구 조 요 소

일반 으로 구조요소들은 “수동형” “장수명”이다. 따라서 이들 구조요소가

계속운 범 내에 있다면 AMR 상이다. 계속운 범 내에 있는 각 발

소 구조물들에 하여 신청자는 의도된 기능을 가지고 있는 구조요소들을 선

정하여야 한다. 를 들어 신청자는 보조건물을 계속운 범 내에 있는 것으

로 식별 할 수 있다. 이 보조건물에 하여, 신청자는 보, 콘크리트 벽체, 열

등의 구조요소들을 AMR을 받아야 하는 상으로 식별할 수 있다. 본 심사

지침서 부록 1-1(평가범 설정 선별 방법론)의 <표 3>은 평가자가 어떤

구조요소가 “수동형”인지를 구별하는데 사용할 수 있다. 신청자는 그들의 시설

에서 계속운 범 내에 있고 본 심사지침서 부록 1-1(평가범 설정 선별

방법론)의 <표 3>상에 “수동형”으로서 열거된 구조요소를 AMR 상에서 제

외시키는 것에 한 정당한 근거를 제시하여야 한다. 본 심사지침서 부록 1-1

(평가범 설정 선별 방법론)의 <표 3>이 범 하더라도, 모든 것을 포함

할 수는 없으므로 평가자는 구조요소가 AMR을 받아야 하는지를 결정하는데

사 신청서 평가와 같은 다른 유용한 정보를 사용하여야 한다.

아래에 언 한 바와 같이, 평가자는 AMR 상에서 제외된 개별 구조물에

을 맞추어야 한다. 몇 가지 경우에, 특정 건물의 일부분만 계속운 범 내

에 있을 수 있다. 를 들어, 터빈건물의 일부분은 의도된 기능을 갖는 안

련 설비를 보호하고 수용하는 역할을 하고 건물의 나머지는 의도된 기능을 갖

지 않는다. 이 경우, 평가자는 신청자가 터빈건물 내의 련된 특정부분이 계

속운 범 내에 있으며 AMR 상인 것으로 식별이 되었는지를 확인하여야

한다. 만일 신청자가 AMR 상에서 락시켰다면 이에 하여 합리 인 근거

를 제시하여야 한다. 평가자는 터빈건물의 특정 련부분이 신청자에 의해

하게 식별하 다는 것을 확인하여야 한다.

평가자는 계통․기기․구조물에 한 설계기 을 결정하기 하여 FSAR의 개

정내용, 명령, 해당 규정, 면제사항, 허가조건을 사용해야 한다. 설계기 은 계

통의 의도된 기능을 명시하고 있는데 그 의도된 기능은 해당 계통이 그 기능

을 수행하기 해 요구되는 계통 내 구조요소를 결정하는데 사용된다.

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- 32 -

평가자는 계속운 범 내에 있는 것으로 식별되지 않은 구조요소들에 한

평가에 을 맞춰야 한다. 를 들어 신청자가 계속운 범 내에 있는 건물

에 하여 건물지붕을 AMR 상에서 제외하 다면, 평가자는 건물지붕이 해

당 발 소의 CLB에 근거하여 의도된 기능을 갖지 않는 구조요소임을 확인해

야 한다.

더욱이 평가자는 의도된 기능을 갖고 있는 구조요소들이 평가 상에서 제외되

지 않았다는 것을 확인하기 해 FSAR 보완본에 기술되어 있는 기능을 선정

하여야 한다. 를 들어 FSAR 보완본에, 화재방호 펌 하우스 내에 있는 방벽

(dike)이 연료유 화재가 기구동 화재방호펌 로 번지는 것을 방지함을 나타

내고 있다면, 평가자는 이 방벽이 계속운 범 내에 있는 것으로 식별되었다

는 것을 확인해야 한다. 다른 로, 비안 련 구조물이나 구조요소가

USI A-46의 해결방안으로부터 유래된 안 정지 경로의 일부분으로 발 소

CLB에 포함된다면, 평가자는 그 구조물이나 구조요소들이 계속운 범 내에

포함되었다는 것을 확인하여야 한다.

신청자는 구조요소들의 의도된 기능을 식별하여야 한다. 본 심사지침서 부록

1-1(평가범 설정 선별 방법론)의 <표 2>는 형 인 “수동형” 구조요소

들의 의도된 기능을 제시하고 있다.

평가자가 AMR 상에서구조요소의 락을 확인하지 못한다면, 평가자는 신청

자가 구조요소에 하여 AMR 상인 구조요소를 히 식별했다는 합리

인 확신을 가질 수 있다.

본 심사지침의 <표 1>은 구조요소의 범 /선정의 사례를 보여 주고 있다.

신청자가 구조요소가 AMR을 받아야 한다고 결정했다면, 신청자는 한 본 심

사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.2 에 정의한 바 로 구조요소의 의도

된 기능을 식별하여야 한다. 그러한 기능들은 한 AMP에 의해 유지되어져

야 한다.

4 . 평 가 결 과

평가자는 신청자가 본 계속운 평가지침 규정을 만족하기에 충분한 정보를

제공하고 있으며, 본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.4.2 가. 1)항에

언 된 요건에 따라 AMR을 수행하여야 하는 구조요소를 히 식별했다는

결론을 내릴 수 있는 지를 확인한다.

5 . 이 행 사항

신청자가 규제요건에서 명시한 부분에 부합하는 허용가능한 안을 제시하는

경우를 제외하고, 평가자는 규제요건에 부합하는 평가방법으로서 여기에 기술

KINS/GE-N11

- 33 -

된 방법을 사용한다.


없 음

7. 참고 문 헌

[1] 과학기술부 고시 제2007-18호, “원자로시설의 계속운 평가를 한 기술기

용에 한 지침”

[2] 과학기술부 고시 제2002-21호, “원자로시설의 안 등 과 등 별 규격에 한

규정”

[3] CAN/CSA N 287.7, In-Service Examination and Testing Requirements for

Concrete Containment Structure for CANDU NPPs

[4] AECL, 월성 1호기 설계 메뉴얼(Design Manual)

[5] Safety Related Systems, AECL, Safety Design Guide 86-03650-

SDG-001, rev.2, 92-10-15

[6] System Classification List for NSSS, AECL Document 86-01345

-SCL-001, rev.2, 1994-03

[7] System Classification List for Balance of Plant, AECL Document

86-01345-0050-00-SCL-A, rev.1, 90-05-08

[8] NUREG-0800, "Standard Review Plan for the Review of Safety Analysis

Reports for Nuclear Power Plants," U.S. Nuclear Regulatory Commission,

July 1981.

[9] NUREG-1801, "Generic Aging Lessons Learned (GALL) Report," U.S.

Nuclear Regulatory Commission, September 2005.

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< 표 1> 구 조 요 소 의 선 정 식 별 처 리 사례

처 리

터빈 건물의 지붕

신청자가 터빈건물의 지붕의 열화나 손실이 건물의

기능상실에 이르지 않을 것이라고 제시하고 있다.

터빈건물은 지하에 안 련 설비들은 수용하고 있

다. 터빈건물의 지붕이 열화 손상되었지만 안 련

설비는 철근 콘크리트 바닥이나 슬래 에 의해 수

용되고 보호되고 있다. 이 지붕이 안 련 설비를

수용하고 보호하는 의도된 기능을 수행하지 않는다

면 계속운 범 내에 있지 않다.

텐돈 갤러리

포스트텐셔닝 계통은 구조건 성의 상실없이 DBE

로부터 래되는 압력에 견디기 하여 콘크리트

원자로건물에 압축력을 부과하기 한 설비이다. 텐

던 갤러리가 DBE 동안에 원자로건물 건 성을 유

지하는데 직 인 역할을 하지 않더라도, 운 경험

으로 텐던 갤러리내의 수와 높은 습도가 포스트

텐션닝 계통의 안 기능 상실을 야기할 수 있는 수

직정착부에 한 경년열화 향을 수 있다. 그

러나 원자로건물 검사경험을 통하여 갤러리내의 수

직정착부의 경년열화 향정도는 안 기능을 계속

하여 수행할 것이라는 합리 인 확신을 갖고 있다.

텐던 갤러리 자체는 안 기능을 수행하지 않기 때

문에 계속운 범 내에 있지 않다.

홍수방호 폐재

건물 내부의 홍수방호는 일정 구역으로 구분

(zonation)되어 있으며 내부 홍수 시 구역간의 차단

을 하여 홍수 하부에 치한 개구부 는 통

부는 폐재로 채우게 된다. 이 폐재의 열화손상

은 계속운 범 내에 있는 기기의 침수 범람

의 원인이 될 수도 있다. 이와 같은 폐재는 AMR

을 받아야 한다. 이들과 같이 AMR을 받아야 하는

구조요소가 일부분으로 포함된다면 범 설정/선정

결과에 있어서 명백히 제외되어서는 안 된다.

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1.3 전기 및 계측제어계통의 범위설정 및 선정결과평가

1. 평 가 분 야

이 은 계속운 의 안 성평가를 한 기 계측제어 계통의 범 설정

선정결과에 하여 기술한다. 계속운 을 한 AMR 상의 표 인 기

계측제어 기기는 기 이블 연결부를 포함한다.

본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.4.2 가. 1)항에는 신청자가

AMR 상의 구조물과 기기를 도출하고 목록을 만들도록 요구하고 있다. 이들

은 계속운 범 에 포함되는 “수동형” “장수명”의 구조물 기기들이다.

한, 본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.4.2 가. 2)항은 신청자가

이들 구조물 기기들을 식별하는데 사용한 방법을 기술하고 타당성을 제시

하도록 요구한다. 평가자는 본 심사지침서 부록 1-1(범 설정 선별 방법론)

에 따라 신청자의 방법론을 검토한다. 신청자가 그의 방법론을 히 이행하

는지를 확인하기 하여, 평가자는 이행결과에 검토의 을 둔다. 이 게

함으로써, 평가자는 신청자가 제시한 AMR 상의 기 계측제어 기기들

에 락이 없음을 확인할 수 있다. 만일 검토결과 락이 없었다면, 평가자

는 신청자가 AMR 상의 기 계측제어 기기들을 식별하 음을 합리 으

로 보증할 수 있는 근거를 갖게 된다.

신청자는 발 소 수 의 모든 계통 구조물의 목록을 작성해야 한다. 비안

련 계통, 구조물과 여타 사건과 련하여 발 소 CLB 기타 CLB 정보에

서 고려된 DBE를 근거로 하여, 신청자는 본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일

반지침) 2.2 가.항에 정의된 로 계속운 평가범 내에 있는 발 소 수

의 계통 구조물을 도출하여야 한다. 이것이 계속운 을 한 발 소 수 의

계통 구조물의 “범 설정”이다. 평가자는 본 심사지침서 부록 1-2(범 설정

결과 평가)에 따라 신청자의 “범 설정” 결과를 별도로 평가한다.

계속운 평가범 내에 있는 기 계측제어계통에 하여, 신청자는 AMR

을 받아야 하는 특수한 기 계측제어계통 기기를 도출하지 않을 수 있다.

를 들어, 신청자는 본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.2 나.항에

서 정의된 바와 같은 의도된 기능을 수행하고 “수동형” “장수명”인 각 이

KINS/GE-N11

- 36 -

블에 해 일정한 길이마다 표를 붙이지 않을 수 있다. 신에, 신청자는 아래

에 설명된 소 “발 소구역(plant space)” 근방식을 사용할 수 있다. “발

소구역” 근방식은 동일한 발 소 구역환경(space environment) 내에 치한

기 기기를 일 하여 AMR 상으로 용하는 것이 효율 인 경우 사용하는

방법이다.

“발 소구역” 근방식에 따라, 신청자는 이러한 기기들이 어떤 기능을 수행할

것인지와는 무 하게 AMR 상으로 명시된 발 소 공간 내에 있는 모든 “수

동형”과 “장수명” 기기기를 도출하여야 한다. 를 들어, 신청자는 계속운

을 하여 AMR을 받아야 하는 터빈건물 내에 치한 모든 “수동형”과 “장수

명”의 기기기를 도출할 수 있다. 후속 AMR에서는 신청자가 이 기기들에

하여 한 경년열화 활동을 결정하기 해 터빈건물의 환경조건을 평가할

수 있다. 신청자는 필요(on an as-needed basis)에 따라 이 같은 포함범 를

재조정할 수도 있다. 를 들어, 신청자가 터빈건물 내의 특정한 장소에서 온

도가 상승한 것을 확인했다면, 신청자는 AMR을 받지 않는 기기기를 악하

고 AMR에서 이 기기를 제외함으로써 이 특정한 장소에서의 범 를 재조정할

수 있다. 이 경우에 있어서, 제외된 기기기는 AMR 상이 아닌 것으로 신

청서에 명시할 수 있다.

본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.4.2 가. 1) 가)항은 “수동형”으

로 고려되지 않고 계속운 을 하여 AMR 상이 아닌 기 계측제어계

통 기기들에 한 많은 를 제공한다. 신청자는 “수동형”이고 AMR을 받아야

하는 기 통부, 이블, 그리고 연결부 등과 같은 몇 가지 기 계측제

어계통 기기만을 확인할 것으로 측된다. 그러나 본 심사지침서 0.0(계속운

심사 일반지침) 2.4.2 다.항의 TLAA 평가 요건은 “수동형” 기기에 제한되지

않는 기기기의 환경검증에 용한다.

신청자의 AMR범 에 규제기 이 AMR이 요구된다고 결정한 기 계측제

어계통 기기가 포함되어 있다면 신청자는 AMR이 수행되어야 하는 기

계측제어계통 기기를 결정하는데 유연성을 갖는다. 따라서 평가자는 신청자가

본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.4.2 가. 1)항에 따라 AMR을 받

아야 하는 것으로 정의된 것보다 더 많은 기 계측제어 계통의 기기들을

포함시킬 수 있으므로, 신청자가 AMR 상으로 제시한 모든 기 계측제

어 계통의 기기들을 부 검토할 필요는 없다.

2. 허 용 기

본 의 평가 분야에 한 허용기 은 본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지

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침)의 2.4.2 가. 1)항의 요건에 부합되었는지를 결정하기 한 방법론을 정의

하는 것이다. 신청자의 방법론에 따른 이행결과가 한지를 평가하기 하여

평가자는 AMR을 받아야 하는 기 계측제어계통의 기기가 락되지 않았

다는 합리 인 확신을 가져야 한다.

2.1 계속운 범 내 에 있 는 기기

기 계측제어계통 기기가 다음과 같다면 본 심사지침서 0.0(계속운 심사

일반지침)의 2.2 에 언 된 로 계속운 평가범 에 포함된다.

가. DBE 동안이나 후에 다음과 같은 기능을 유지해야 하는 안 련 구조물․

계통․기기



3) 소외피폭 기 에 상응하는 소외 피폭을 래할 수 있는 사고결말에 한




있는 모든 비안 련 구조물․계통․기기

다. 화재방호 환경검증 등에 한 소 용 요건을 만족함을 입증하는 안 해석

이나 발 소 심사와 련된 모든 구조물․계통․기기(SSC)

2.2 소 외 원상 실 ( L O O P ) 련 기기

소외 소내 력계통은 소외 원상실 사건에 처하기 하여 다음의 기기

들을 포함한다.

가. 본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.2 가. 1)항의 규정을 만족하

는 안 련 소내 력계통

나. 소외 원상실 사건에 처하는데 사용되는 소외 력계통 발 소부분의

계통( , 우선 력계통) 여기에는 표 으로 소외 력계통 변압기(기동/

기변압기)로 연결해 주는 스 치야드 차단기, 변압기 자체, 차단기와 변압기

간의 가공 는 지 선로, 변압기와 소내 배 계통 간의 가공 는 지

선로, 련 제어회로 구조물을 포함한다.

2.3 경 년 열 화 리 평 가 상 의 기기

계속운 평가범 내에 있고 구동부분(moving parts)이나 배열 는 성질의

변경 없이(“수동형”) 본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침)의 2.2 나.항

에 정의된 소정의 기능을 수행하고, 검증수명이나 명시된 특정 기간(“장수명”)

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[본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.4.2 가. 1) 가) 나)]에 근거

하여 교체되지 않는다면 AMR을 받아야 한다.

3 . 평 가 차

평가자는 신청자의 범 설정 선정 결과를 확인한다. 만일 평가자가 어떤 기

기가 신청자에 의해 계속운 평가범 에 포함되지 않는 것으로 분류되었거나

신청자의 발 소 AMR을 받지 않도록 한 이유에 해 신청자에게 추가 정보

를 요청한다면, 평가자는 필요한 정보, 요청 사유, 평가자가 그 정보에 해 안

성과의 련성을 명확하게 설명할 수 있도록 자료를 요청하여야 한다. 추가

로, 다른 평가자들은 본 심사지침서 부록 1-1(범 설정 선별 방법론)에 따

라 별도로 신청자의 범 설정이나 선정방법론을 평가한다. 평가자는 신청자의

방법론 평가 시에 향을 수 있는 사항에 한 정보를 다른 평가자에게 제

공하여야 한다.

평가자는 신청자가 발 소에 하여 AMR 상인 기 계측제어계통 기기

를 계속운 신청서에 명시하 음을 확인해야 한다. 평가 차는 아래에 기술되

어 있고 신청자가 기 계측제어계통 기기의 “범 설정” “선정”을 차례

차례 수행했다고 단한다. 그러나 최종 결과는 AMR 상의 기 계측제

어계통 기기를 포함해야 하기 때문에 신청자가 순서를 무시하고 “범 설정”

에 선정을 수행할 수도 있다.

본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.2 가. 3)항에 포함되어 환경검

증 상[본 심사지침서 3.4(기기의 내환경검증) 참조]이 되는 기기기의 범 는

안 에 요한 기기기를 명시하고 있는 본 심사지침서 3.4(기기의 내환경검

증)에 따라 허가 소지자에 의해 이미 확인된 “장수명”(30년 이상 부여된 수명)

기기이다. 허가 소지자는 본 심사지침서 3.4(기기의 내환경검증)의 범 에 있는

기기에 하여 본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.2 가. 3)항을 만

족할 목 으로 본 심사지침서 3.4(기기의 내환경검증)에서 요구된 바 로 환경

검증기기의 목록에 의존할 수 있다. 그러나 계속운 규정은 환경검증(본 심사

지침서 3.4(기기의 내환경검증) 참조)을 포함하여 TLAA의 평가에 한 요건

(본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침)의 2.4.2 다.항)을 가지고 있다. 환

경검증기기는 “수동형” 기기에 한정되지 않고 “능동형” 기기를 포함한다. 신청

자는 TLAA와는 별도로 환경검증 상 기기를 명시할 수도 있고 본 심사지침

서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.4.2 가. 1)항에 따라 AMR을 받아야 하는

기기를 포함하지 않을 수도 있다. TLAA 평가가 필요한 것으로 확인된 환경검

증 기기는 AMR을 받아야 하는 “수동형” 환경검증 기기를 포함할 수 있다.

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TLAA 평가는 환경검증기기가 계속운 기간 동안 작동할 것을 보장할 수 있

다. 평가자는 본 심사지침서 3.4(기기의 내환경검증)에 따라 별도로 신청자의

환경검증 TLAA 평가 내용을 검토한다.

각 평가분야에 하여 다음의 평가 차가 용된다

3 .1 계속운 범 내 에 있 는 기기

이 단계에서 평가자는 신청자가 계속운 평가범 내에 있는 기기들을

히 구별하 는지를 결정한다. 신청자는 계속운 평가범 내에 있는 기기는

아니나 AMR을 받아야 하는 기기를 식별하여야 한다. 평가자는 계통도 단

선도의 샘 링 그리고 FSAR 개정본 기타 발 소문서의 평가를 통하여 기

기의 어떤 부분이 범 내에 있는가를 결정해야 한다. 평가자는 AMR을 받아

야 하는 것으로 신청자가 분류하지 않았으나 평가자가 범 내에 있다고 믿는

기기가 있는 지를 검토하여야 한다. 한 필요 시 신청자가 “수동형” “장수

명”인 기기들을 생략하는 경우에는 이에 한 정당한 근거를 제시하도록 요구

하여야 한다.

평가자는 구조물․계통․기기에 한 설계기 을 결정하는 FSAR의 개정내용,


기능을 명시하고 있는데 이 같은 의도된 기능은 해당 계통이 그 기능을 수행

하기 해 요구되는 계통 내의 기기를 결정하는데 사용된다.

신청자는 계속운 을 한 기 계측제어계통 기기의 범 를 설정하는데

있어서 “발 소구역” 근방식을 사용할 수 있다. “발 소구역” 근방식에 있

어서 신청자는 격납건물과 보조건물 등과 같이 특정한 발 소 구역 내에 치

한 모든 기 계측제어계통 기기가 계속운 범 내에 있다고 제시할 수

있다. 마찬가지로 신청자는 자재창고 등과 같이 다른 발 소구역에 치한 모

든 기 계측제어계통 기기가 계속운 범 내에 있지 않다고 제시할 수

있다. 본 심사지침의 <표 1>은 “발 소구역” 근방식의 와 상응하는 평가

차를 포함하고 있다.

신청자는 기 계측제어계통 기기의 후속 AMR에 해서도 “발 소구역”

근방식을 사용할 수 있다. 신청자는 “발 소구역”에 치한 기기에 하여

한 경년열화 리 방안을 결정하기 해 “발 소구역”의 환경을 평가할 수

있다. 신청자는 필요(as-needed basis)에 따라 이 포함범 를 재조정할 수 있

다. 를 들어, 신청자가 건물 내에 있는 특정한 구역에서 온도가 상승된 것을

확인했다면, 신청자는 이 특정한 구역에서 의도된 기능을 수행하는 “수동형”,

“장수명” 기 계측제어계통 기기들을 일 하여 AMR 상으로 도출할 수

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있다. “발 소구역”을 제한하는 이 근방식은 “발 소구역” 근방식과 일

성이 있다. 이 경우에 있어서 평가자는 신청자가 이들 제한된 “발 소구역”에

서 계속운 범 내에 있을 수 있는 기 계측제어계통 기기를 히 도

출하 는지를 확인하여야 한다. 평가자는 신청자가 추가 으로 제외하는 것으

로 선정한 기 계측제어계통 기기가 본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반

지침) 2.2 나.항에 정의된 로 어느 의도된 기능을 확실하게 수행하지 않는

다는 것을 확인해야 한다.

평가자가 계속운 평가범 내에 있는 어느 부품의 락을 확인하지 못한다

면, 평가자는 신청자가 기 계측제어계통에 하여 계속운 평가범 내

에 있는 기기를 하게 도출하 다는 합리 인 확신을 가지게 된다.

3 .2 경 년 열 화 리 평 가 상 의 기기

평가자는 신청자가 계속운 평가범 내에 있는 기기들 ( , 본 심사지침

3.1 에서 도출된 것들)에서 AMR을 받아야 하는 기기를 히 도출하 는지

를 결정한다. 평가자는 신청자가 계속운 범 내에 있는 것으로 선정한 기기

들을 검토하여, 구동부분(moving part)이 없거나 배열 는 성질의 변경이 없

이 의도된 기능을 수행하는 기기들과 검증수명 는 명시된 특정기간에 근거하

여 교체하지 않는 그러한 기기들을 AMR 상으로 도출하 는지를 확인한다.

“수동형”이고 “장수명”인 기기만이 AMR 상이다. 본 심사지침서 부록 1-1

(범 설정 선별 방법론)의 <표 3>은 평가자가 어떤 기기가 “수동형”인지

를 구별하는데 사용될 수 있다. 신청자는 그들의 시설에서 계속운 평가범

내에 있고 본 심사지침서 부록 1-1(범 설정 선별 방법론)의 <표 3>상에

“수동형”으로 도출된 기 계측제어계통 기기를 AMR 상으로 포함시켰

다는 것을 제시하여야 한다. 열거된 AMR 상에서 어떤 기기가 락되면 이

에 한 정당한 사유를 제시하여야 한다. 본 심사지침서 부록 1-1(범 설정

선정 방법론)의 <표 3>이 포 이지만, 모든 것을 포함할 수는 없으므로

평가자는 기기가 AMR을 받아야 하는지를 결정하기 해 사 신청서 평가와

같은 다른 유용한 정보를 사용하여야 한다.

평가자가 AMR 상 기기에서 어떠한 락된 기기도 확인하지 못한다면, 평가

자는 신청자가 기 계측제어계통에 하여 AMR을 받아야 하는 기기를

히 도출하 다는 단을 내리게 된다.

4 . 평 가결 과

평가자는 신청자가 본 계속운 심사지침 규정을 만족하는 충분한 정보를 제

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공하고 있으며, 본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.4.2 가. 1)항에

언 된 요건에 따라 경년열화 평가를 수행하여야 하는 기 계측제어계통

기기를 히 도출하 다는 결론을 내린다.

5 . 이 행 사항

신청자가 규제 요건의 일부와 부합하는 허용 가능한 안을 제시하는 경우를

제외하고는 평가자는 규제 요건에 따르는 평가방법으로서 여기에 기술된 방법

을 사용한다.


없음

7. 참고 문 헌

[1] SAND96-0344, “Aging Management Guideline for Commercial Nuclear

Power Plants-Electrical Cable and Terminations,” Sandia National

Laboratories, September 1996, page 6-11.

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< 표 1> 기 계측 제 어 계통 범 설 정 에 한 “ 발 소 구 역 ” 의 와 상 응 하

는 평 가 차

사 례 평가 차

신청자가 발 소의 모든

기 계측제어계통의

기기가 계속운 범 내

에 있다고 제시한다.

이것은 받아들일 수 있고, 평가자의 평가는 모든

기 계측제어계통 기기가 외 없이 그리고

규정에서 요구하는 것들을 포함하고 있기 때문에

필요하지 않다.

신청자가 7개의 특정건물

(격납건물, 보조건물, 터빈

건물 등)에 치한 모든

기 계측제어계통의

기기가 계속운 범 내

에 있다고 제시한다.

평가자는 이 7개 건물 밖의 지역에 있는 기계통

기기를 평가한다. 평가자는 신청자가 계속운

범 내에 있는 것으로써, 만일 이것들이 의도된

기능을 수행한다면, 이들 건물 사이의 트 치에

직 매설된 이블을 포함했는지를 확인하여야

한다. 평가자는 의도된 기능을 수행하는 기

계측제어계통 기기가 포함되지 않았는지를 확인하

기 해 제시한 7개 이외의 건물( 를 들면, 방사

성 폐기물 시설)을 선택해야 한다.신청자가 345kV 스 치야

드, 345kV 송 선, 방사성

폐기물 시설과 154kV 변

소를 제외하고 발 소에

치한 모든 기 계측

제어계통 기기가 계속운

범 내에 있다고 제시한

다.

평가자는 의도된 기능을 수행하는 기 계측

제어계통 기기가 포함되지 않았는지를 확인하기

하여 특별히 제외된 “발 소구역”(345kV 스

치야드, 345kV 송 선, 방사성폐기물 시설, 154kV

변 소)을 선택하여야 한다.

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부록 1-1. 평가범위 설정 및 선별 방법론

1. 평 가 분 야

본 심사지침은 계속운 에 한 범 설정 선별 방법에 한 것이다. 본 본

심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.4.2 가. 2)항에 따라 신청자는 IPA

에서 AMR을 받아야 하는 계통, 기기, 구조물을 구별하는데 사용되는 방법을

기술하고 그 정당성을 입증하여야 한다. AMR을 받아야 하는 계통, 기기, 구조

물은 본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.2 에 기술된 로 본래 기

능을 수행하는 것들이고 다음의 기 에 따른다.

가. 본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.4.2 가. 1) 가)항에 언 된 바

와 같이, 구동부분(moving parts)이나 배열 는 성질의 변경 없이 그 기능

을 수행하고 (본 심사지침에서 수동기기 구조물로 나타내어진 것),

나. 본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.4.2 가. 1) 나)항에 언 된

로, 허가 수명이나 규정된 기간에 근거하여 교체되지 않는 계통, 기기, 구조

물(장수명 구조물 기기로 나타내어 진 것).

1.1 범 설 정

본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.2 , "범 "의 범 설정 요건을 이

행할 신청자가 사용한 방법론을 평가한다.

1.2 선 별

본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.4.2 가. 1)항의 “선별" 요건을 이

행할 신청자가 사용한 방법론을 평가한다.

2. 허 용 기

평가분야에 한 허용 기 은 다음 규정에 따른다.

가. 본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.2 가.(규정의 범 내에 있는

발 소 계통, 기기, 구조물의 구별에 련될 경우)

나. 본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.2 나.(규정의 범 내에 있어

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- 44 -

야 한다고 결정된 발 소 계통, 기기, 구조물의 본래 기능의 확인에 련될

경우)

다. 본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.4.2 가. 1) 2).(AMR을 받

아야 하는 발 소 구조물 기기를 식별하기 해 신청자가 사용한 방법

에 련될 경우)

신청자가 본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.2 가. 나.항, 본 심

사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.4.2 가. 1) 2)항의 련 요건을 따

랐는지를 결정하는데 필요한 특별기 은 다음과 같다.

2.1 범 설 정

신청자가 사용한 범 설정 방법론은 NEI 95-10의 3 에 기술되어 있는 과정

에 일치하거나, 외사항에 하여 신청자가 제공한 정당한 근거에 해 평가

자가 받아들일 수 있어야 한다.

2.2 선 별

신청자가 사용한 선별방법은 NEI 95-10 4.1 “경년열화 리심사 본래 기

능을 필요로 하는 구조물 기기의 확인”에 기술된 과정에 일치해야 한다.

3 . 평 가 차

신청자가 사용한 범 설정 선별 방법의 평가 비는 다음 사항을 포함하여

야 한다

가. 시설의 운 허가 시 발행된 규제기 의 안 성 평가보고서의 평가

이 평가는 본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.1 가.항에 정의된

로 시설에 한 주요 설계기 그에 한 CLB와의 부합여부 확인을

목 으로 한다.

나. FSAR 보완분의 1장에서 12장과 시설 내에 있는 계통, 기기, 구조물(그 기

기명에 한 련 기기를 포함하여)에 용되는 시설의 설계 명칭체계의

부합 여부를 확인하기 한 시설의 기술지침서의 평가

이 평가 동안에, 계통, 기기, 구조물은 DBE 이나 후에 시설이 설계된

로 기능을 유지하 다는 것과, 본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침)

2.2 가. 1)항에 기술된 기능이 성공 으로 수행된다는 것을 보장하는지

확인되어야 한다. 이 평가는 미국 NRC Reg. Guide 1.29, “Seismic Design

Classification" 에 정의된 로 내진범주 I 계통, 기기, 구조물에 한 정

보를 도출해야 한다.

KINS/GE-N11

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이 평가는 미국 NRC Reg. Guide 1.29, “Seismic Design Classification" 에

정의된 로 내진범주 I 계통, 기기, 구조물에 한 정보를 도출해야 한다.

(CANDU 내진범주는 ‘A, B'로 구분됨)

다. 시설의 사고해석에 있어서 명백하게 평가되어질 상운 과도사건(Anticipated

operational occurrences) 가상사고를 확인하기 하여 FSAR 보완분의

15장 평가

이 평가 동안에 본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.2 가. 1)항

에 기술된 기능을 보장하도록 DBE 동안이나 후에 기능이 유지되어야 하는

계통, 기기, 구조물은 구별되어야 한다.

규정에 정의된 바 로 일련의 DBE은 FSAR 보완분의 15장( 는 동등한)에

국한되지는 않는다. 이 장에 기술되지 않아도 되는 DBE들의 는 홍수, 폭

풍우, 지진, 태풍 등과 같은 외부 사건, 그리고 고에 지 배 (high-

energy-line) 단 등과 같은 내부 사건이다. DBE에 한 정보는 시설

FSAR 보완분의 모든 장과 련 법규, 규제기 지시 면제조항, CLB내

의 허가조건에서 찾아볼 수도 있다. 이러한 출처는 본 심사지침서 0.0(계속

운 심사 일반지침) 2.2 가. 1)항에 기술된 기능을 보증하도록 DBE 동안

이나 후에도 기능을 유지해야 하는 계통, 구조물, 기기를 확인하기 해 평

가되어야 한다.

라. 다음 사항에 련된 내용에 한 평가

1) 화재방호(10 CFR 50.48 참조)

2) 내환경검증(10 CFR 50.49 참조)

평가자는 본 심사지침서 부록 1-2(범 설정 결과 평가), 1.1(기계계통의 범 설

정 선정결과 평가) 내지 1.3( 기 계측제어계통 범 설정 선정결과 평

가)에 따라 개별 으로 신청자의 범 설정 선정결과를 평가한다.

3 .1 범 설 정

일단 에 언 된 정보가 모아졌다면, 평가자는 계속운 의 범 내에 있는 계

통, 기기, 구조물과 AMR을 필요로 하는 구조물과 기기를 구별하는데 사용된

신청자의 방법론에 한 심도와 범 가 충분한지를 평가한다. CLB는 한

안 수 의 유지를 보증하기 해 발 소 수명기간에 걸쳐서 필요할 때마다

개정된 특정 발 소에 한 진 된 세트(evolving set)의 요건 약속사항을

나타는 것이므로 련법령, 행정명령, 허가조건, 면제조항, 신청자의 CLB를 구

성하는 시설 계통, 기기, 구조물에 한 기능 요건을 정의하는 기술지침서들

을 범 설정 과정의 기 입력 자료로 고려해야 한다.

KINS/GE-N11

- 46 -

따라서 본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.2 가. 1)항에 따른 규정

의 범 내에 있는 안 련 계통, 기기, 구조물을 결정하기 하여, 신청자는

시설의 CLB와 일치하여 이러한 DBE 동안이나 후에도 기능을 유지하도록 하

는 계통, 기기, 구조물을 구별하여야 한다. 사업자는 시설에 한 CLB과 일치

하도록 신뢰받는 계통, 구조물, 기기를 구별하는 목록이나 데이터베이스를 개

발할 수 있는데 이 경우 본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침)을 만족하도

록 목록이나 데이터베이스를 구축하여야 한다.

신청자는 계속운 을 한 범 설정 시 기술지침서와 해당 운 제한 조건을

고려할 필요가 없지만 이는 신청자의 기술지침서에 언 된 사건 기능은 기

술지침서에 포함된 사건에 근거하여 계속운 범 내에 있는 계통, 기기, 구

조물을 결정하는 경우에만 제외될 수 있다. 오히려, 신청자의 FSAR 보완분,

련법령, 허가조건, 행정명령, 외조항에서 확인된 바와 같이, DBE동안에 기

능을 유지하여야 하는 것으로 기술지침서에 규정된 계통, 기기, 구조물은 계속

운 범 내에 포함될 필요가 있다.

규제기 의 행정명령에 한 사업자의 조치내용 보고, 평가자의 검토보고서 등

에서 언 한 사항, 사업자의 이행 약속사항 등에 련한 계통, 기기, 구조물은

계속운 하에서 고려할 필요는 없지만 안 평가, 는 사업자의 약속사항은

계속운 을 한 범 설정 시 고려되어야 한다. 특히 특별규정, 행정명령, 허가

조건, 면제조항의 요건을 수행하는데 필요한 계통, 기기, 구조물과 련된 기능

을 확인하거나 기술하는 경우에는 고려되어야 한다.

신청자는 범 설정 선별 시 여러 종류의 계통으로부터 유사한 기기를 결합

시키는 방법을 택할 수 있다. 를 들면, 여러 계통의 원자로건물 격리밸 들

을 계속운 목 을 하여 단일계통으로 구별할 수도 있다.

평가자는 신청자의 범 설정 방법이 본 심사지침 <표 1>에서 구별된 것과 같

이 실제 문서화된 정보에 근거하 다는 것을 입증하여야 한다.

3 .1.1 안 련

신청자의 방법론은 안 련 계통, 기기, 구조물이 본 심사지침서 0.0(계속운

심사 일반지침) 2.2 가. 1)항에 따른 기능을 만족스럽게 수행할 수 있다는 것

을 보증하기 하여 평가된다. 평가자는 신청자가 방법론에 있어서 시설에

한 CLB 정보를 어떻게 그리고 어느 범 로 종합했는지를 확인하여야 한다. 특

히, 평가자는 발 소가 정상운 조건, 설계기 사고, 외부사건, 자연 상 하에

서도 원자로냉각재 압력경계의 건 성 유지, 원자로 정지 안 정지 조건에

따른 안 정지 유지 잠재 소외 피폭을 래할 수 있는 사고의 향을

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- 47 -

방하거나 완화하는 능력이 있음을 보증하도록 설계되어있는지를 확인하기

하여 신청서는 물론 상기 언 된 기타 련정보 출처를 평가하여야 한다.

3 .1.2 비 안 련

신청자의 방법론은 비안 련 계통, 기기, 구조물의 고장이 본 심사지침서

0.0(계속운 심사 일반지침) 2.2 가. 1)항에서 언 하고 있는 기능을 만족시키

는데 장해가 될 수 있는 비안 련 계통, 기기, 구조물이 계속운 의 범 내

에 있다는 것을 보증하기 하여 평가된다.

일반 으로, 본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.2 가. 2)항에 따른

범 설정 기 은 안 련 기능을 보조하는 비안 련 계통, 기기, 구조물을

구별하는데 목 을 두고 있다. 더욱이, 이 범 설정 기 은 신청자가 비안

련 계통, 기기, 구조물의 고장이 본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.2

가. 1)항에서 언 하고 있는 기능을 만족시키는데 장해가 될 수 있는 비안

련 계통, 기기, 구조물을 구별할 것을 요구하고 있다.

비안 련 계통, 기기, 구조물의 선정에 있어 본 심사지침서 0.0(계속운 심사

일반지침) 2.2 가. 2)항에 따른 범 설정기 을 만족하기 하여, 신청자는

비안 련 계통, 기기, 구조물의 고장이 CLB에 고려되어 있고 본 심사지침서

0.0(계속운 심사 일반지침) 2.2 가. 1)항에 따른 안 련 기능의 만족한 수

행을 방해할 수 있는 2차, 3차, 4차 보조계통을 포함한 비안 련 계통, 기기,

구조물을 구별하여야 한다. 해당 계통의 확인을 해, 신청자는 CLB을 구성하

는 문서, 발 소 고유 운 경험, 발 소 시설에 특별히 용할 수 있는 산업계

의 운 경험 등에서 확인된 고장들을 고려하여야 한다. 신청자는 CLB의 부분

이 아니거나, 사 경험이 없거나, 는 발 소 시설에 용할 수 없는 가상고

장은 고려할 필요가 없다.

를 들면, 밸 류 등과 같이 어떤 지역에 있는 배 의 안 등 분류는 발

소에 있는 배 의 길이로 변경할 수 있다. 신청자는 본 심사지침서 0.0(계속운

심사 일반지침) 2.2 가. 1)항에 따른 계속운 의 범 내에 있는 것으로써

배 의 안 련 부분을 구별하여야 하나, 련된 배 앵커를 포함하여 체

의 배 일체(pipe run)가 DBE 하 을 견딜 수 있도록 수립된 CLB의 부분으

로써 해석을 수행할 수도 있다. 만일 이 경우라면, 배 일체(pipe run)나 연결

된 배 앵커에서의 고장은 CLB 설계조건 하에서의 본래기능을 수행할 수 없

는 안 련 부분으로 할 수 있다. 이 경우 평가자는 신청자의 방법론이 앵커

까지 남아있는 비안 련 배 과 본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침)

2.2 가. 2)항에 따른 계속운 의 범 내에 있는 것으로써 연결된 배 앵커

를 포함하고 있다는 것을 입증하여야 한다.

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본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.2 가. 2)항에 따른 범 설정기

은 본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.2 의 “가. 1) 가) 내지 다)항

에서 규정한” 그러한 기능에 특별히 용하고 아래에 논의된 바와 같이 본 심

사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.2 가. 3)항에 규정된 기능들에 용하

지 않는다는 것을 주목하는 것은 요하다.

3 .1.3 “ 규 제 되 는 사건 ”

신청자의 방법론은 화재방호 내환경 검증 규정 요건의 수를 입증하는 기

능을 수행하는 안 해석이나 발 소 평가에 있어서 신뢰하는 계통, 기기, 구조

물이 구별되고 있다는 것을 보증하기 하여 검토된다. 평가자는 이러한 규정

들에 한 시설의 이행 황과 연 된 신청자의 문서화된 제출사항을 평가하

여야 한다.

본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.2 가. 3)항에 있는 범 설정 기

은 신청자가 “소 용 요건을 만족함을 입증해 주는 안 해석이나 발 소

평가와 련되는 모든 계통, 기기, 구조물"을 고려하도록 요구하고 있다.

발 소의 CLB(본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.1 에 정의된

로), 발 소 고유경험, 산업계 반 경험, 본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일

반지침) 2.2 가. 3)항에 따른 규제기 규정의 만족할 수 있는 기능을 수행하

기 한 안 해석이나 발 소 평가에 있어서 신뢰되는 모든 계통, 기기, 구조

물은 규정의 범 내에 포함되도록 요구된다. 를 들면, 비안 등 디젤발

기가 화재방호계획에 따른 안 정지가 요구된다면, 특히 그 발 기가 규제기

규정을 수하도록 요구되는 디젤발 기 디젤발 기 련 모든 계통, 기기,

구조물은 본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.2 가. 3)항에 따른 계

속운 의 범 내에 포함되어야 한다. 이러한 계통, 기기, 구조물에는 기동이

요구되는 냉각수계통, 디젤지지 기기(Diesel Support Pedestal), 화재사고 시

안 정지가 특별히 요구되는 모든 해당 력공 이블 등이 포함될 수 있다.

본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.2 가. 3)항에 따른 규정의 범

내에 있는 계통, 기기, 구조물을 결정하는데 있어서 가상고장이나 2차, 3차, 4

차 보조계통을 고려할 필요는 없지만 신청자의 CLB에 의해 구별되거나 실제

발 소 고유 경험, 산업 반의 경험, 안 해석, 는 발 소 평가로부터 도출

된 해당 규제기 규정의 수를 특히 요구하는 모든 보조계통을 배제하지는

않아야 한다. 를 들면, 만일 규제기 의 규정을 만족시키는데 필요한 것으로

확인된 비안 련 디젤발 기가 발 기가 운 될 수 있도록 디젤발 기 냉각

수계통을 냉각하는 2차 냉각계통을 필요로 한다면 2차 냉각계통은 본 심사지

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침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.2 가. 3)항에 따라 규정의 범 내에 포함

되어야 한다.

신청자는 계통, 기기, 구조물의 기능이 본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지

침)의 2.2 가. 3)항의 내용을 만족한다는 것을 입증하도록 계통, 기기, 구조물

을 구별하여야 한다.

3 .2 선 정 방 법

계속운 의 범 내에 있는 계통, 기기, 구조물이 일단 구별되었다면, 다음 단

계는 어떤 구조물과 기기가 AMR을 받아야 하는지를 결정한다.

3 .2.1 “ 수동 형( p a s s i v e ) ”

평가자는 신청자의 방법론이 “수동형” 구조물이나 기기들이 본 심사지침서

0.0(계속운 심사 일반지침) 2.4.2 가. 1) 가)항에 따라 구동부분(moving

parts), 배열이나 물성의 변화 없이 의도된 기능을 수행하는 것으로 분류된다

는 것을 보증할 수 있는지 평가한다. “수동형”이라는 것은 “상태의 변화(a

change in state)"를 보여주지 않는 구조물과 기기를 포함하는 것으로 해석될

수도 있다. 본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.4.2 가. 1) 가)항은

기 에 부합되거나 는 부합되지 않는 구조물 기기의 특수한 를 규정하

고 있다. 평가자는 신청자의 선별 방법론이 본 심사지침 <표 2>에서 분류한

바와 같이 발 소 CLB과 일치하는 구조물 기기의 본래 기능에 한 고려

를 포함하고 있다는 것을 검증하여야 한다.

수동 기능을 갖는 구조물 기기들은 일반 으로 능동기능을 수행하는 것들

보다 쉽게 찰될 수 있는 성능 조건 특성을 갖고 있지 않기 때문에 계속

운 검토는 “수동형” 구조물 기기에 을 맞추고 있다.

본 심사지침의 <표 3>은 구조물 기기들이 본 심사지침서 0.0(계속운 심사

일반지침) 2.4.2 가. 1) 가)항에 부합하는지를 구별하는 형 인 구조물

기기들의 를 제공하고 있다.

신청자가 본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.4.2 가. 1) 가)항에 부

합하면서 본 심사지침의 <표 3>에 열거된 구조물이나 기기가 그 발 소에

한 요건을 만족하지 못한다고 결정했다면, 평가자는 그러한 결정을 내린 신청

자의 기 을 평가하여야 한다.

3 .2.2 “ 장 수명 ( L o n g -L i v e d ) "

평가자는 “장수명” 구조물 기기가 검증수명(qualified life)이나 명시된 기간

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에 근거하여 주기 인 교체를 하지 않는 것들인지를 확인하기 하여 신청자

의 방법론을 평가한다. 검증수명이나 명시된 기간을 근거로 하여 교체되지 않

는 수동형 구조물 기기들은 AMR을 수행해야 한다.

교체 로그램은 제작자의 권고, 발 소 경험, 는 리된 로그램에 따라 수

립될 수도 있다. 검증수명은 반드시 시간에 근거하여 결정할 필요는 없으며 운

시간이나 횟수에 근거하여 결정될 수 있다.

성능 등에 근거하여 교체되는 구조물 기기들은 일반 으로 AMR 상에서

제외되지 않는다. 오히려, 성능 등에 한 감시는 계속운 기간 동안에 기능성

을 보증하는 로그램으로서 나 에 IPA에서 평가될 수도 있다.

성능이나 조건의 교체기 의 특수성이 없고 “수동형” 기능의 기기들이 능동형

기능의 기기만큼 쉽게 감시할 수 있다고 볼 수 없기 때문에 성능 등에 근거하

여 교체되는 수동형 구조물 기기들을 AMR로부터 일반 으로 제외하지 않

는다고 결정하 는지를 확인하는 것이 요하다.

“성능이나 조건의 교체기 의 특수성이 없고 “수동형” 기능의 기기들이 능동

형 기능의 기기만큼 쉽게 감시할 수 없다고 볼 수 없기 때문에 성능 등에 근

거하여 교체되는 수동형 구조물 기기들을 AMR로부터 일반 으로 제외하

지 않는다고 결정하 는지는 요하다.”하지만 신청자가 계속운 신청 시 수동

형 구조물이나 기기에 한 성능 는 조건을 근거로 한 교체 로그램이 수

동형 구조물이나 기기는 계속운 기간에 정비될 정임을 사 에 입증하여 규

제기 에 제출하는 것을 배제할 필요는 없다.

4 . 평 가 결 과

평가자는 계속운 신청 정보의 평가가 완료되고 사업자의 신청내용이 본 심

사지침 2 에 있는 허용 기 에 부합하는 것으로 확인하 을 경우, 계속운

범 내에 있는 계통, 기기, 구조물과 AMR이 요구되는 구조물 기기들을

구별하기 한 신청자의 방법론이 본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침)

2.2 과 본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.4.2 가. 1)항과 일치한다

는 단을 내릴 수 있다.

5 . 이 행 사항




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없 음

7. 참고 문 헌

[1] NEI 95-10, Rev. 6 　Industry Guideline for Implementing the Requirements

of 10 CFR Part 54 - The License Renewal Rule,　 Nuclear Energy Institute,

June 2005.

[2] Regulatory Guide 1.29, Rev. 4, Seismic Design Classifications, March 2007.

[3] NUREG-0800, 　Standard Review Plan for the Review of Safety Analysis Reports

for Nuclear Power Plants,　 July 1981.

[4] Generic Letter (GL) 88-20, 　Individual Plant Examination for Severe Accident

Vulnerabilities-10 CFR 50.54(f),　 dated November 23, 1988.

[5] Regulatory Guide 1.154, 　Format and Content of Plant-Specific Pressurized

Thermal Shock Safety Analysis Reports for Pressurized Water Reactors,　

January 1987.

[6] Letter from Dennis M. Crutchfield of NRC to Charles H. Cruse of Baltimore

Gas and Electric Company, dated April 4, 1996.

[7] NUREG-1723, 　Safety Evaluation Report Related to the License Renewal of

Oconee Nuclear Stations, Units 1, 2, and 3,　 March 2000.

[8] Letter to Douglas J. Walters, Nuclear Energy Institute, from Christopher I.

Grimes, NRC, dated August 5, 1999.

[9] Summary of December 8, 1999, Meeting with the Nuclear Energy Institute

(NEI) on License Renewal Issue (LR) 98-12, 　Consumables,　 Project No.

690, January 21, 2000.

[10] Letter to William R. McCollum, Jr., Duke Energy Corporation, from

Christopher I. Grimes, NRC, dated October 8,1999.

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< 표 1> 잠 재 인 정 보 출 처 목록 의

- 입증된 데이터베이스( 장 데이터 는 정보의 성의 보증 유지하는

행정 리/감독이 수행되는 데이터베이스)

- 주요 기기 목록 (핵증기공 계통 제작자 목록)

- Q등 기기 목록

- 최종안 성분석보고서 보완본

- 배 계장도면 (Piping and instrument diagrams)

- 규제기 행정조치, 외/면제사항, 는 해당시설에 한 인허가 조건

- 설계기 련 문서

- 체 인 배치 는 구조물 개략도면

- 확률론 험도 평가 요약보고서

- 설계기 사고 평가 (발 소별 FSAR 등의 변경에 한 평가 차 포함)

- 비상운 차서

- 문서화된 자료(Docketed correspondence)

- 계통간 연계성 련 문서 (System interaction commitments)

- 운 기술지침서

- 환경검증 로그램 련 문서

- 기술검토보고서(안 성평가보고서 포함)

- 사고 리 지침

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- 53 -

< 표 2> " 수동 형" 구 조 물 기기의 의 도 된 기능 의 형 인

구 조 물

화재가 발 소나 인 부근에 번지는 것을 늦추거나 한정시키는 등 별

(rated) 화재방벽을 제공

안 련 기기에 차폐물/보호막을 제공

안 련 기기에 구조 /기능 인 지지 를 제공

홍수 보호장벽(내부 외부 홍수 사건)을 제공

모든 가상DBE의 경우에 있어서 국민의 건강과 안 을 보호하는 압력경

계나 반드시 설방지벽을 제공

흐름( , 원자로건물 집수조로 흐르는 비 상 노 심냉 각 유 량 )을 유도하기

한 스 이 받침 나 연석을 제공

방사선에 한 차폐물을 제공

비산물(내․외부에서 생긴 것) 방벽을 제공

고 에 지라인 단에 한 차폐물 제공

그것의 고장이 요구되는 안 련된 어떤 기능의 만족할 만한 달성을 방

해할 수 있는 비안 련 기기에 구조 인 지지물을 제공

배 휩 구속물을 제공

여과 여과 안된 기체 방출로를 제공

발 소 정지를 한 냉각수원을 제공

소외 원상실이나 설계기 사고 동안에 열제거를 제공

기 기

한 압력에서 충분한 유량이 달되도록 하기 하여 압력경계구역을

제공

여과를 제공

유량 제한(throttle)을 제공

안 련 기기에 구조 인 지지물을 제공

압, 류, 는 신호를 달하는 기회로의 특정 부분에 기연결부를

제공

열 달을 제공

KINS/GE-N11

- 54 -

< 표 3 > 계속운 심사지침서 0.0( 계속운 심사 일 반 지침) 2.4 .2 가. 1)

가) 항 에 따 른 IP A 수행 이 필 요 한 구 조 물 기기의

번호 분류 해당 기기 는 구조물심사지침서 해당내용

용여부

1 구조물 내진범주 I 구조물

2 구조물 원자로건물

3 구조물 냉각해수취수구조물

4 구조물 냉각해수도수로

5 구조물 계속운 심사 상의 비 내진범주 I 구조물

6 구조물 기기 지지부 기

7 구조물 구조용 벨로우즈 (structural bellows)

8 구조물 설조 출입구 (controlled leakage doors)

9 구조물 개구부 통부 폐재

10 구조물 압축성 조인트 재(compressible

joints and seals)

11 구조물 연료 장조 집수조 라이

12 구조물 콘크리트 연석

13 구조물 가스 연기 배출용 연돌

14 구조물 방화벽

15 구조물 배 타격 구속장치 증기분출 차단벽

16 구조물 기 계측제어 통부 집합체

17 구조물 계측장비랙, 임, 패 외함, 지지 , 배 반 등

18 구조물 기패 , 랙, 캐비넷 기타 외함

19 구조물 이블 트 이 지지

20 구조물 선 (conduit)

21 구조물 배 통로(tube track)

22 구조물 원자로건 물 내 부 구 조 물 Calandria Vessel

23 구조물 ASME 등 1 배 이외의 행거 지지

(구조) 안 등 배 행거 지지 (기계)

24 구조물 방진기

아니오(다만, 방진기 사용수명

감시 로그램은 별도의 국제수 의 규제요건 사항으로 평가함)

25

원자로압력경계 기기(주: 압력경계기기는 각 발 소별

행인허가 기 과 련 문서에 정의됨.)

원자력 1등 배

26 원자로압력경계기기 원자로

27 원자로압력경계기기 원자로냉각재펌( 이싱)

KINS/GE-N11

- 55 -


가) 항 에 따 른 IP A 수행 이 필 요 한 구 조 물 기기의 ( 계속)


용여부

28원자로

압력경계기기증기발생기

29원자로

압력경계기기가압기

30비안 등 I

기기 지하 배 (underground piping)

31비안 등 I

기기 순수배

32비안 등 I

기기 고온 단상(single phase)용 배

33비안 등 I

기기 고온 다상(multiple phase)용 배

34비안 등 I

기기 용수계통배

35비안 등 I

기기 온 가스 수송배

36비안 등 I

기기 스테인 스강 튜빙

37비안 등 I

기기 계측기튜빙(instrument tubing)

38비안 등 I

기기 확 이음부(expansion joints)

39비안 등 I

기기 덕트

40비안 등 I

기기 스 링클러 헤드

40비안 등 I

기기

기타 부속장치 (피 , 커 링, 리듀서, 엘보우, 온도감지보호 , 지, 고정구, 용 부착물 등)

42 펌 비상노심냉각계통 펌 ( 이싱)

43 펌 용수 소방 펌 ( 이싱)

44 펌 윤활유 폐형 냉각수계통 펌 ( 이싱)

45 펌 복수 펌 ( 이싱)

46 펌 비상용수 펌 ( 이싱)

47 펌 침수형(submersible) 펌 ( 이싱)

48 터빈 터빈펌 구동장치 (펌 제외) ( 이싱)

KINS/GE-N11

- 56 -




용여부

49 터빈 제어기 (actuator and overspeed trip) 아니요

50 비상디젤발 기비상디젤발 기, 비디젤발 기(비상디젤발 기는 EPS와 SDG가 있음) 아니요

51 열교환기 복수기

52 열교환기 공기조화계통 냉각기

53 열교환기 1차계통 열교환기

54 열교환기 처리수계통 열교환기

55 열교환기 폐형 냉각수계통 열교환기

56 열교환기 윤활유계통 열교환기

57 열교환기 원수계통(raw water) 열교환기

58 열교환기 원자로건물 냉방계통 열교환기

59 기타 공정 기기 랜드 송풍기 아니요

60 기타 공정 기기 재결합기

신청자는 능동 는 수동으로 구분하기 해 용된 안 기능과 용한 IPA 과정을 제시하여야 함

61 기타 공정 기기 유연성있는 연결장치(flexible connectors)

62 기타 공정 기기 스트 이 (strainer)

63 기타 공정 기기 열

64 기타 공정 기기 증기트랩(steam traps)

65 기타 공정 기기 유량제한 오리피스(restricting orifices)

66 기타 공정 기기 공기 압축기 아니요

67 기 계측제어 경보장치( , 화재감지장치) 아니요

68 기 계측제어 분석기( , 가스분석기, 도도분석기) 아니요

69 기 계측제어 경보기 ( , 등, 부져, 경보) 아니요

70 기 계측제어 축 지 아니요

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용여부

71 기 계측제어

이블 연결부, 모선, 기 계측제어 통부집합체 기부분

( , 기 통부 집합체 이블 연결부, 선이음(splices), 단자 , 력용 이블,

제어용 이블, 계측용 이블, 연 이블, 통신용 이블, 비 연 지도체, 송 용 도체, 격리상모선, 비상분리모선, 상분리모선, 스 치야드 모선)

72 기 계측제어충 기, 컨버터, 인버터( , 컨버터- 압/ 류, 컨버터- 압/공기,

축 지 충 기/인버터, 동기-발 기셋)아니요

73 기 계측제어회로차단기( , 기 차단기(ACB), 배선용차단기(MCCB),

유입차단기(OCB))아니요

74 기 계측제어

통신용 장비( , 화기, 시각/청각 기록/재생장치, 내부

통화, 컴퓨터터미 , 자식메시지, 무선, 송 선 감시 기타 력선 송장비)

아니요

75 기 계측제어 열기아니요

(압력경계부분이 있는 경우에는 ‘ ’)

76 기 계측제어 보온설비 아니요

77 기 계측제어

기제어 패 내부 부품집합체(스 치, 차단기, 지시등과 같은 내부장치를 포함할 수 있으나 이들 장치에 국한되지는 않음) ( , 주제어반, HVAC 제어반)

아니요

78 기 계측제어

구성요소(elements), 항온도감지기(RTDs), 센서, 열 , 변환기( , 도도측정 구성요소, 유량측정 구성

요소, 온도센서, 방사선센서, 력변환기, 열 , RTDs, 진동탐 자, 류변환기, 주 수변환기, 역률변환기, 속도변환기, 무효 력변환기, 진동변환기, 압변환기)

아니요(압력경계부분이 있는

경우에는 ‘ ’)

79 기 계측제어 휴즈 아니요

80 기 계측제어

발 기, 동기( , 비상디젤발 기, ECCS ESW 펌

동기, 소형 동기, 동기-발 기셑, 증기터빈발 기, 가스터빈발 기, 팬 동기, 펌 동기, 밸 동기, 공기압축기 동기)

아니요

81 기 계측제어고 압 연체( , 자기(porcelain) 스 치야드 연체,

송 선 연체)

82 기 계측제어써지피뢰기(surge arresters)( , 자기써지피뢰기, 낙뢰피뢰기, 써지억

제기, 써지콘덴서, 보호콘덴서)아니요

KINS/GE-N11

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용여부

83 기 계측제어

지시기( , 차압지시기, 압력지시기, 유량지시기,

수 지시기, 속도지시기, 온도지시기, 아날로그지시기, 디지털지시기, LED 막 그래 지시기, LCD 지시기)

아니요

84 기 계측제어격리기( , 변압기격리기, 격리기, 격리계 기,

격리용 체다이오드)아니요

85 기 계측제어구

( , 지시등, 비상등, 백열등, 형 등)아니요

86 기 계측제어

루 제어기( , 차압지시제어기, 유량지시제어기, 온

도제어기, 속도제어기, PLC, 단일루 디지털제어기, 공정제어기, 수동부하기, 선택스 치, 수동/자동제어기, 자동/수동제어기)

아니요

87 기 계측제어계량기(meter)( , 류계, 압계, 주 수계, 무효 력량

계, 유효 력량계, 역률계, 산 력량계)아니요

88 기 계측제어 원공 기 아니요

89 기 계측제어방사선감시기( , 지역방사선감시기, 공정방사선감시기)

아니요

90 기 계측제어기록계( , 챠트기록계, 디지털기록계, 사건기록계)

아니요

91 기 계측제어조정기(regulators)( , 압조정기)

아니요

92 기 계측제어계 기( , 보호계 기, 제어/논리계 기, 보조계

기)아니요

93 기 계측제어 신호조 기 아니요

94 기 계측제어 솔 노이드 작동기 아니요

95 기 계측제어반도체장치( , 트랜지스터, 회로기 , 컴퓨터)

아니요

96 기 계측제어

스 치( , 차압지시스 치, 차압스 치, 압력지

시스 치, 압력스 치, 유량스 치, 도도스 치, 수 지시스 치, 온도지시스치, 온도스 치, 습도스 치, 치스 치, 진동스 치, 수 스 치, 제어스 치, 자동 체스 치, 수동 체스 치, 수동차단스 치, 류스 치, 제한스 치, 나이스 치)

아니요

KINS/GE-N11

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용여부

97 기 계측제어

스 치기어, 부하센터, 동기제어센터, 분반내부구성품집합체((스 치, 차단기, 지

시등과 같은 내부장치를 포함할 수 있으나 이들 장치에 국한되지는 않음) ( , 4.16kV 스 치기어, 480V 부하센터,

480V 동기제어센터, 250VDC 동기제어센터, 600VAC, 208VAC, 120VAC, 48VDC 40VDC 력분 반)

아니요

98 기 계측제어

변압기( , 계기용변압기, 부하센터변압기, 소용량

배 용변압기, 용량 력용변압기, 콘덴서 압변압기를 결합한 격리용변압기)

아니요

99 기 계측제어송기

( , 차압 송기, 압력 송기, 유량 송기, 수 송기, 방사선 송기, 정압 송기)

아니요

100 밸 유압구동(hydraulic operated) 밸 (몸체)

101 밸 폭발형(explosive) 밸 (몸체)

102 밸 수동(manual) 밸 (몸체)

103 밸 소형 밸 (몸체)

104 밸 모터구동(motor-operated) 밸 (몸체)

105 밸 공기구동(air-operated) 밸 (몸체)

106 밸 주증기격리밸 (몸체)

107 밸 소형 방출(small relief) 밸 (몸체)

108 밸 역지밸 (몸체)

109 밸 안 방출(safety relief) 밸 (몸체)

110 밸 퍼 아니요

111 탱크 공기 축압기(air accumulators)

112 탱크 배수(discharge) 축압기( 퍼)

113 탱크 붕산 장탱크

114 탱크 지상 유류탱크(above ground oil tanks)

115 탱크 지하 유류탱크(underground oil tanks)

116 탱크 순 수 탱크(demineralized water tanks)

117 송풍기 환기 팬 아니요

118 송풍기 기타 팬 (other fans) 아니요

119 기타 비상 조명 (emergency lighting) 아니요

120 기타 호스함 (hose stations)

KINS/GE-N11

- 60 -



부록 1-2. 평가범위 설정 결과 평가

1. 평 가분 야

이 은 계속운 안 성평가에 한 발 소 수 의 범 설정을 규정한다.

본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.4.2 가. 1)항은 신청자가 AMR

을 받아야 하는 구조물 기기를 구별하고 목록화할 것을 요구하고 있다. 이

들은 계속운 범 내에 있는 “수동형”인 “장수명” 구조물 기기들이다. 추

가로, 본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.4.2 가. 2)항에서는 신청자

가 이들 구조물 기기들을 구별하는데 사용한 방법을 기술하고 그 합성을

입증하도록 요구하고 있다. 평가자는 본 심사지침서 부록 1-1(평가범 설정

선별 방법론)에 따라 신청자의 방법론을 평가한다.

신청자는 계속운 의 범 내에 있는 발 소의 모든 계통 구조물을 분류하

고 그 목록을 제출하여야 한다. FSAR 개정본에 있는 것과 같이 기타의 다른

목록은 참고자료로 활용이 가능하다. 계속운 규정은 발 소 모든 계통 구

조물의 식별을 요구하지는 않지만 그러한 목록을 제공한다면 평가는 효율 으

로 수행될 수 있다.

발 소 CLB에서 고려된 DBE와 비안 련 계통․구조물 심사지침서 부록

1-1 3.1.3 의 “규제되는 사건(regulated event)”들과 련된 기타 CLB 정보들

을 근거로 하여, 신청자는 본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.2 가.

항에 정의된 로 계속운 범 내에 있는 발 소수 의 계통 구조물을 구

별하여야 한다. 이것이 계속운 을 한 발 소수 의 계통 구조물의 “범

설정”이다.

평가자는 계속운 의 범 내에 있는 발 소 수 의 계통 구조물의 락이

없도록 신청자가 활용한 방법론에 따라 도출된 결과에 평가의 을 맞추어

야 한다.

발 소 수 의 범 설정 후에, 신청자는 본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반

지침) 2.2 나.항에서 정의된 로 의도된 기능을 수행하는 계통 구조물을

구별하여야 한다. 구별된 계통 구조물에 해 신청자는 본 심사지침서 0.0

(계속운 심사 일반지침) 2.4.2 가. 1) 가) 나)항에서 요구하는 바 로 “수

동형”이며 “장수명”인 구조물과 기기들을 구별하여야 한다. 이들 “수동형”이며

KINS/GE-N11

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“장수명”인 구조물 기기들은 AMR을 받아야 하는 것들이다.

평가자는 본 심사지침서 1.1(기계계통의 범 설정 선정결과 평가) 내지 1.3

( 기 계측계통의 범 설정 선정결과 평가)에 따라 결과를 평가한다.

규제기 이 AMR이 요구된다고 결정한 세트(set)로 된 계통 기기들을 포함

한다면 신청자는 AMR이 수행되어야 하는 그 세트 체의 계통 구조물을

결정하는데 유연성을 갖게 된다. 따라서 평가자는 신청자가 본 심사지침서

0.0(계속운 심사 일반지침) 2.2 에 따라 계속운 의 범 내에 있다고 정의한

것들보다 더 많은 계통 기기를 포함시키는 것은 신청자의 선택사항이기 때

문에 신청자가 계속운 의 범 내에 있다고 확인한 모든 계통 기기를 평

가할 필요는 없다.

발 소 수 의 계통 구조물에 한 방법론 이행결과에 련하여 평가자는

계속운 의 범 내에 있는 발 소 수 의 계통 구조물에 한 신청자의

분류 결과를 검증한다.

2. 허 용 기

평가분야에 한 허용 기 은 신청자가 본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반

지침) 2.2 의 규정에 따라 계속운 의 범 내에 있는 계통 구조물을 구별

했는지를 결정하기 한 방법을 규정한다. 평가자는 신청자가 사용하는 방법론

이 받아들일 수 있는지 여부와, 방법론의 이행결과 계속운 범 내에 있는

발 소 수 의 계통 구조물에 한 락이 없었다는 합리 인 확신을 가져

야 한다.

다음과 같은 계통 구조물은 본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.2

가.항에 언 된 바와 같이 계속운 의 범 내에 있다

가. DBE 동안이나 후에 다음과 같은 기능을 유지해야 하는 안 련 계통․기

기․구조물



3) 소 외 피 폭 선 량 제 한값 을 과 하 는 잠재 인 소외 피폭을 래할 수 있는




있는 모든 비안 련 계통, 기기, 구조물




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3 . 평 가 차

평가자는 신청자의 범 설정 선정 결과를 검증한다. 만일 평가자가 어떤 기

기가 신청자에 의해 계속운 의 범 내에 있는 것으로 구별되지 않거나 신청

자의 발 소에 하여 AMR을 받지 않도록 한 이유에 하여 신청자에게 추

가 정보를 요청한다면, 평가자는 필요한 정보, 요청 사유, 평가자가 그 정보에

해 안 성과의 련성을 명확하게 설명할 수 있도록 자료를 요청하여야 한

다. 추가로, 다른 평가자들은 본 심사지침서 부록 1-1(범 설정 선별 방법

론)에 따라 별도로 신청자의 범 설정이나 선별방법론을 평가한다. 평가자는

신청자의 방법론 평가 시에 향을 수 있는 사항에 한 정보를 다른 평가

자에게 제공하여야 한다.

계속운 의 범 내에 있는 계통 구조물에 하여 평가자는 계통 구조

물이 어떤 의도된 기능을 갖지 않는다는 것을 검증하기 해 계속운 범 내

에 있지 않은 것으로 구별한 선택된 계통 구조물을 평가함으로써 계속운

범 내에 있는 발 소수 의 계통 구조물을 히 구별하 는지를 결정

한다.

평가자는 계통․기기․구조물에 한 설계기 을 결정하는 FSAR의 개정내용,


기능을 명시하고 있는데 의도된 기능으로 해당 계통이 그 기능을 수행하기

해 요구되는 계통 내의 기기를 결정하는데 사용된다.

계통이나 구조물의 어느 부분이 본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.2

나.항에서 정의한 기능을 수행한다면, 그 계통이나 구조물은 계속운 의 범

내에 있는 것이다.

신청자는 계속운 의 범 내에 있는 것으로 구별한 발 소 수 의 모든 계통

구조물들의 목록을 제출하여야 한다. 평가자는 계통 구조물이 의도된 기능을

수행하는지 여부를 결정하기 하여 신청자가 계속운 의 범 내에 있지 않는 것

으로 구별한 계통 구조물을 샘 링하여 확인해야 한다. 그 는 다음과 같다.

가. 신청자가 방사선감시계통을 계속운 의 범 내에 있지 않는 것으로 구별한

경우, 평가자는 이 계통이 어떤 의도된 기능의 수행에 계되지 않는다는

것을 FSAR 개정본 등의 평가를 통해 검증한다.

나. 신청자는 천정 크 인(polar crane)을 계속운 의 범 내에 있지 않는 것으로 구

별한 경우, 평가자는 이 구조물이 미국 NRC Reg. Guide 1.29, "Seismic

design Classification"의 Position C.2에 기술된 로 내진범주 I 구조물과

상호작용하는 비내진 범주 I 을 의미하는 “Seismic II over I"이 아니라는

KINS/GE-N11

- 63 -

것을 FSAR 개정본 등의 평가를 통해 검증한다.

다. 신청자가 화재방호 펌 실을 계속운 범 내에 있지 않는 것으로 구별한

경우, 평가자는 이 구조물이 발 소에서 어떤 의도된 기능의 수행에 계되

지 않는다는 것을 화재방호규정(10 CFR 50.48)에 한 발 소 이행사항 평

가를 통해 검증한다.

라. 신청자가 기 기기의 범 설정을 하여 “공간(spaces)” 근방식을 사용

하고 345 kV 스 치야드 345 kV 송 선을 제외한 계속운 의 범 내

에 있는 소내 모든 기 기기를 포함하도록 선택한 경우, 평가자는 345 kV

스 치야드 345 kV 송 선이 발 소에서 어떤 의도된 기능의 수행에

계되지 않는다는 것을 FSAR 개정본 등의 평가를 통해 검증한다.

본 심사지침의 <표 1>은 계통이나 구조물이 계속운 범 내에 있는지에

한 발 소 고유 결정사항의 논의를 포함하여 평가사례를 근거로 한 추가 사례

가 포함되어 있다.

평가자가 계속운 범 내에 있는 계통 구조물의 락을 확인하지 못한다

면, 평가자는 신청자가 계통 구조물에 하여 계속운 범 내에 있는 부

품을 하게 구별했다는 합리 인 확신을 가질 수 있다.

4 . 평 가 결 과

평가자는 계속운 신청 정보의 평가가 완료되고 사업자의 신청내용이 2 에

있는 허용 기 에 부합하는 것으로 확인하 을 경우, 계속운 범 내에 있는

계통, 기기, 구조물과 AMR이 요구되는 구조물 기기들을 구별하기 한 신

청자의 방법론이 본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.2 과 일치한다

는 단을 내릴 수 있다.

5 . 이 행 사항





없 음

7. 참고 문 헌

[1] NRC Reg. Guide 1.29, Rev. 4, "Seismic Design Classifications", March 2007.

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< 표 1> 배 치 를 한 계통 구 조 물 범 설 정 과 기 의

제 배 치

재순환 냉각수 계통

재순환 냉각수 계통의 한 기능은 사용후핵연료 장조

에 있는 장핵연료로부터 붕괴열을 제거하는 것이

다. 그러나 발 소에 한 핵연료 취 사고는 사용후

핵연료 장조 냉각계통 재순환 냉각수 계통이 그

런 사건 동안이나 후에 기능하지 않는다고 가정한다.

이와 같이, 재순환 냉각수계통은 이 기능을 근거로

하여 계속운 의 범 내에 있지 않다.

SBO 비용

디젤발 기 건물

발 소의 FSAR 보완본은 발 소에 한 SBO 비

용 디젤발 기 건물의 구조요소들이 지진에 의한

괴가 일어나지 않고 그로 인해 인 한 안 련 비상

디젤발 기 건물에 충격을 가하지 않도록 설계된다는

것을 나타내고 있다. 추가로 FSAR 보완본은 건물의

지붕에 부착된 기기가 토네이도 바람 하 에 견디도

록 고정되어 있다는 것을 나타내고 있다. 따라서

SBO 비용 디젤발 기 건물은 계속운 범 내에

있다.

KINS/GE-N11

- 65 -

Ⅲ . 경 년 열 화 리 계획

KINS/GE-N11

KINS/GE-N11

- 67 -



2.0 경년열화 관리계획 평가 일반지침

1. 평 가 분 야

본 지침은 계속운 , 주기 안 성평가, 가동 원 의 경년열화 평가 등에 일

반 으로 사용될 수 있는 경년열화 평가에 한 일반지침이다.

1.1 평 가 상

본 지침에서는 다음과 같은 6개 계통에 한 AMR을 다룬다. 각 계통에 한

지침은 본 심사지침서 부록 2.0(경년열화 리 심사 결과)에 제시되어 있다. 본

심사지침서 부록 2.0.7(경년열화 리 로그램의 품질보증)에는 경년열화 리

로그램의 품질보증에 한 지침이 포함된다.

부록 2.0 경년열화 리심사 결과

부록 2.0.1 원자로 공정계통

부록 2.0.2 안 계통

부록 2.0.3 보조 일반 서비스계통

부록 2.0.4 증기 동력변환 계통

부록 2.0.5 원자로건물, 구조물 지지구조물

부록 2.0.6 기 계측제어 계통

부록 2.0.7 경년열화 리 로그램의 품질보증

한 본 지침은 다음 38개의 경년열화 리계획(Aging Management Program,

AMP)에 한 지침을 제시한다. 각 경년열화 리계획에 한 지침은 본 지침

서 2.1 부터 2.38 에 제시되어 있다.

2.1 안 등 기기 가동 검사

2.2 안 등 지지 가동 검사

2.3 일회검사

2.4 원자로집합체

2.5 핵연료채

2.6 핵연료 교환기

2.7 수화학

KINS/GE-N11

- 68 -

2.8 공 자

2.9 손상연료 치감시계통 (Failed Fuel Location System)

2.10 유동가속부식

2.11 재료의 선택 침출

2.12 환형기체계통

2.13 니 합 용 부

2.14 볼트결합 건 성

2.15 증기발생기 세 건 성

2.16 크 인

2.17 매설 배 탱크 검사

2.18 지상의 탄소강 탱크

2.19 연료유 화학

2.20 수 리

2.21 개방형 냉각수 순환계통

2.22 폐형 냉각수 순환계통

2.23 압축공기계통

2.24 화재방호설비

2.25 소방수계통

2.26 원자로건물 비 속 라이

2.27 원자로건물

2.28 원자로건물 설률 시험

2.29 조 벽

2.30 구조물

2.31 원 수리 구조물

2.32 원자력 방호도장

2.33 “환경검증 요건”을 용받지 않는 기 이블 비 속연결부

2.34 “환경검증 요건”을 용받지 않는 계측회로에 사용된 기 이블 연

결부

2.35 “환경검증 요건”을 용받지 않는 근 곤란한 압 이블

2.36 속 폐형 모선

2.37 휴즈 홀더

2.38 “환경검증 요건”을 용받지 않는 기 이블 속 연결부

그러나 해당 원자로의 설계 운 특성과 운 경험으로 인해 상기에 제시된

경년열화 리계획 이외의 경년열화 리계획이 필요할 경우에는 이를 추가하

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여야 한다. <표 1>은 추가로 고려될 수 있는 ‘발 소 고유의 경년열화 리계획’을

나타낸 것이다. 계속운 을 신청하고자 하는 자는 상기 경년열화 리계획과 <표

1>의 내용을 참조하여 개별 발 소의 경년열화 리계획을 수립하여야 한다.

1.2 계속운 시 경 년 열 화 련 요 건

계속운 이 신청될 경우, 심사지침 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.4.2 가. 3)항

에 따라, 계속운 사업자는 AMR에 해당되는 구조물 기기의 경년열화 향

이 계속운 운 기간동안 CLB에 따라 의도된 기능이 유지되도록 히

리된다는 을 입증해야 한다.

1.2.1 용 상 경 년 열 화 향

1. 경년열화 향의 용여부는 구조물 기기에 발생하 거나 일으킬 가능성이

있는 열화에 근거하여 결정한다. 재료, 환경, 응력, 운 조건, 운 경험, 그리

고 기타 한 정보를 고려하여 용 상 경년열화를 정한다. 구조물 기

기의 의도된 기능에 미치는 경년열화 향도 고려하여야 한다.

2. 경년열화에 한 정보는 다음 문서들로부터 얻을 수 있으나, 이들로 국한되

는 것은 아니다. 즉, 발 소별 보수 검사기록, 발 소별 이상 는 문제

보고서, 발 소별 규제기 검사보고서, 발 소별 사업자 자체평가보고서, 발

소별 사건보고서, 규제기 행정조치 련 서류, 그리고 련 연구 보고서

들이다.

3. 운 경험이나 기타정보가 어떠한 경년열화 향이 용 가능함을 나타내고

있으나 사업자가 해당발 소에 이를 용되지 않는다고 결정할 경우, 평가자

는 계속운 신청서류에 이러한 결정의 근거를 사업자가 제시하지 않는다면

경년열화 향 배제 사유를 질의할 것이다. 그러나 이러한 질의 시 사업자의

설명을 돕기 하여 한 근거나 참고문서를 제시하여야 한다. 로서, 질

의 시에 이 의 신청심사, 공학 단, 한 연구정보, 는 기타 산업체

경험들을 문의 근거로 언 하여야 한다. 경년열화 향이 경년열화 일반교훈

(Generic Aging Lessons Learned, 이라 GALL이라 함) 보고서 목록에 있다

는 언 만으로는 충분한 근거가 못된다.

4. 경년열화 향은 이와 련된 방 는 완화 로그램이 있더라도 계속운

용 상인지 확인하여야 한다. 로서, 수화학, 방호도장, 는 양극보호를

활용하게 되면, 부식을 방지하고 완화할 수 있지만 부식이 계속운 용

상인지 확인하고 경년열화 리계획(Aging Management Program, 이하

AMP라 함)은 수화학, 방호도장, 양극보호의 합성을 고려하여야 한다.

5. 경년열화 기구의 제시는 의무사항이 아니지만 IPA에서 련 경년열화기구

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향을 제시하는 것은 선택사항이다.

6. 계속운 을 해 고려해야 하는 용 상 경년열화 향에는 발 소/계통의

운 과도 정지를 포함하는 정상 원 운 의 결과로서 나타나는 사항도

포함된다. 비정상 사건으로부터의 특정 경년열화 향은 계속운 을 한 구

조물과 기기에 미치는 경년열화 향의 기여도를 고려하여야 한다. 를 들

면, 만일 어떤 발 소의 원자로 냉각재 계통에 수지가 반입된다면 이 사건의

경년열화에의 기여도를 고려하여야 한다.

DBE는 비정상 사건이다. 여기에는 설계기 배 단(Design Basis Pipe

Break), 냉각재상실사고 안 정지 지진(Safety Shutdown Earthquake)이 있

다. DBE 결과 발생할 수 있는 잠재 열화를 발 소 CLB의 일환으로서

하게 설명하여야 한다. 기타 시안별로 고려해야하는 비정상 사건들도 있다.

로서, 인 활동에 의한 악습은 비정상 사건이다. 계속운 을 해서는 그러한

악습으로부터 오는 경년열화 향은 가정하지 않아도 좋다. 안 에 요한 기기

가 사업자에 의해 우연히 손상된 경우, 사업자는 즉시 시정조치를 실시해야 한

다. 기기의 열화는 경년열화에 기인하지 않으며 시정조치는 단지 계속운 기간

동안에만 필요한 것이 아니다.

그러나 볼트 연결부의 출은 비정상 사건으로 고려하지 말아야 한다. 비록 볼

트연결부에서는 출이 상되지 않지만 경험상 출이 일어나고 이는 부식발

생의 원인이 될 수 있다. 따라서 볼트 연결부의 출에 의한 경년열화 향은

계속운 을 해 평가해야 한다.

비정상 사건으로 인한 경년열화 향에는 계속운 기간에 정상운 에 일어

날 수 있는 경년열화 향도 포함한다. 로서 어떤 사업자가 가압기에서 보호

막(clad) 균열을 찰하여 이를 가압기 비정상 건조화 탓으로 돌린다면 비록

가압기 건조화는 비정상 사건이지만 계속운 을 해 정상 운 가압기 보

호막 균열 가능성을 평가하여야 한다. 이는 가압기가 발 소 운 범 한

열 변동과 수 변화가 일어나기 때문이며 주어진 충분한 운 시간에 보호막

균열로 나타날 수 있다. 그러한 발 소의 가압기 비정상 건조화가 단순히 경년

열화 향을 가속화시켰을 수도 있다.

1.2.2 계속운 을 한 경 년 열 화 리

AMP는 일반 으로 방, 완화, 조건감시, 성능감시 등의 네 가지 유형이 있다.

방 로그램에는 경년열화 향이 제외된다. 로서, 방호도장 로그램에는

탱크의 외부부식은 제외된다. 완화 로그램은 경년열화 향을 늦추려는 시도

를 한다.( 로서 수화학 로그램은 배 의 내부부식을 완화시킨다.) 조건감시

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로그램은 경년열화 향의 존재 범 를 검사한다. 로서 콘크리트 구조

물의 육안 검사 침 부식에 기인하는 두께감소에 한 배 벽의 음 가

있다. 성능감시 로그램은 구조물이나 기기가 의도된 기능을 수행할 능력이

있는지를 시험한다.( 로서 열 교환기에서는 열 교환 의 열 달 능력을 시험

한다.) 경년열화 향이 리됨을 입증하기 하여 한 가지 이상의 AMP를 실

시할 수도 있다.( 로서 배 의 내부부식을 리하는데 부식 가능성을 최소화

하기 하여 완화 로그램(수화학)이 활용될 수 있다. 그러나 부식이 실제로

심각하지 않음을 증명하기 하여 조건 감시 로그램( 음 검사)도 필요할

수 있다.)

1. 허용 상 AMP는 본 심사지침의 <표 2>에서 설명하는 한 10가지 요소

로 구성하여야 한다. 이 로그램 요소/내용은 본 심사지침 2.2 에서 더 논

의한다

2. 특정 구조물 기기에 한 경년열화 향을 리하는 능력이 있다고 생각되

는 모든 로그램과 활동을 기술하여야 한다. 이러한 경년열화 리계획/활

동은 본 심사지침 <표 2>에 기술된 10개 요소와 함께 하게 평가될 수

있다.

3. 구조물 는 기기의 험도 요성은 AMP의 완벽성을 평가하는데 고려한

다. 확률론 논의가 경년열화 리 합성을 한 방법 개발을 돕는데 활용

될 수 있다. 그러나 확률 인 논의 그 자체만의 활용으로는 AMP 련 구조

물 기기에 하여 경년열화 향이 계속운 기간에 히 리될 것이라

고 결론 내릴 수 있는 허용 근거가 못된다. 따라서 계속운 용 구조물 기

기에 한 AMP를 작성하기 하여 험도 요성을 고려할 수 있지만, 계속

운 에 어떤 AMP도 필요 없다고 결론짓는 데에는 활용할 수 없다.

2. 평 가 지침

2.1 평 가 분 야

각 지침의 평가 분야에서는 그 지침이 용되는 상, 용되는 경년열화 기구

(aging mechanism), 용되는 AMP가 명확하게 제시되어야 한다.

2.2 A M P 의 평 가

경년열화 평가에는 AMP가 함께 제시되어야 한다. AMP는 본 심사지침의 <표

2>에 제시된 10개 요소를 포함해야 하며, 각 요소에 한 허용기 은 다음과

같다.

1. A M P 의 범

가. AMP 범 에는 로그램이 경년열화를 리하는 특정구조물과 기기를 포

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함하여야 한다.

나. 본 AMP이 용되는 기기, 계통, 구조물의 목록이 표로 제시되어야 한다.

표에는 AMP의 상이 되는 부분에 한 정보( 를 들어, 배 의 경우 배

치, 배 재질, 배 크기 등)가 가능한 한 자세히 표시되어야 한다.

2. 방 조 치

가. 방 완화 로그램을 한 조치를 기술하여야 한다. 이러한 조치를

통해 경년열화를 방 는 완화할 수 있어야 한다.

나. 조건 는 성능감시 로그램의 경우 방조치에 의존하지 않기 때문에

이러한 정보는 제공할 필요가 없다. 경년열화 향의 리를 입증하기

하여 한 가지 유형 이상의 AMP를 실시하여야 한다.

3 . 감 시 는 검 사 변 수

가. 감시하거나 검사하는 변수를 정하고 특정 구조물이나 기기의 의도된 기능

하와 연 시켜야 한다.

나. 조건감시 로그램에서는 감시 는 검사변수는 경년열화 향의 존재

범 를 감지하여야 한다. 로서 벽두께의 측정 균열의 감지 크기

조사들이다.

다. 성능감시 로그램에서는 특정 구조물과 기기의 의도된 기능 하와 감시

변수와의 연 성을 수립하여야 한다. 피동기기의 의도된 기능 하와 감

시성능간의 연 성의 로서 열 교환기 의도된 기능과 열교환 세 의 막

힘율과의 계이다. 이것은 주기 인 열비교에 의해 감시한다. 이 는 세

의 한 가지 의도된 기능인 열교환 만을 다루기 때문에 압력경계와 같이

세 의 다른 의도된 기능도 리하기 한 추가 로그램이 필요하다.

성능감시 로그램은 피동 의도 기능의 하와 감시성능과의 연 성 없

이는 구조물과 기기의 의도된 기능을 입증할 수 없다. 로서, 주기 인

디젤발 기 시험 자체만으로는 모든 용설계조건에서 디젤 발 기가

하게 시동도 가동된다고 보장할 수 없다. 그 시험은 모든 지원계통이 그

기능을 하는 경우 발 기가 작동한다는 을 확인하고 있지만 지지구조물

의 재료조건과 설계기 사고 하 의 지지능력에 해서는 거의 정보를

주지 못한다. 그래서 만일 계속운 기간 에 기기의 경년열화 향을

리하지 않으면 지진사건과 같은 설계기 사고시 디젤발 기 지지 앵커

나 연료오일 탱크 같은 지지물의 손을 야기할 수 있다.

라. 방 완화 로그램에서 감시변수는 경년열화 향을 방하거나 완화하

도록 조 된 특정한 변수이어야 한다. 배 균열을 완화하기 해 수화학

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로그램에서 조 되는 냉각수 산소의 수 이 그 한 가 된다.

4 . 경 년 열 화 향 의 감 시

가. 경년열화 향의 감시는 구조물과 기기의 의도된 기능 상실 이 에 시행하

여야 한다. 감시 는 검사변수는 모든 CLB의 설계조건하에서 계속운 을

해 구조물 기기의 의도된 기능이 합하게 유지됨을 입증하기에

하여야 한다. 이것은 방법 는 기술(즉, 육안, 체 , 표면검사), 빈도, 샘

크기, 자료수집과 같은 들과 경년열화 향을 시에 감지하기 한

신규/일회성 검사의 시기를 포함한다. 감시 검사 변수와 리 상 경년

열화 향을 연 시키는 정보를 제공한다.

나. 원 은 복성, 다 성, 심층방어의 원칙에 기 하여 허가를 받는다. 열화

되거나 손상된 기기는 계통의 신뢰도를 떨어뜨리고, 안 계통에 을 주

며 발 소의 험도를 높인다. 따라서, 구조물이나 기기의 경년열화 향은

필요할 때 그 설계된 의도 기능을 수행할 수 있음을 입증하기 하여

리하여야 한다. 이러한 식으로 계속운 을 해 발 소의 CLB와 일치하는

복성, 다 성, 심층방어를 포함하는 모든 계통수 의 의도된 기능이 유

지되어야 한다. 구조물과 기기의 손상 감지만 담당하는 로그램은 계속운

을 한 효율 인 경년열화 리계획이라 볼 수 없다.

다. 로그램 요소는 “언제”, “어디서”, “어떻게” 로그램 자료를 수집할 것인

지를 설명한다.(즉, 로그램의 일부로서 자료수집작업의 모든 ).

라. 방법 는 기술과 빈도는 발 소별 는 산업체 범 의 운 경험과 연계

될 수 있다. 참조하는 코드 표 을 포함하여 기술과 빈도가 구조물

기기의 의도 기능 상실 이 에 경년열화 향을 감지하기에 함을 입증

하여야 한다. 구조물 기기의 손상 감지만 계하는 로그램은 효율

인 AMP로 고려되지 않는다.

마. 구조물 기기 그룹의 검사시 샘 링 하는 때에는 검사 모집단과 샘 크

기에 한 근거를 제시하여야 한다. 검사모집단은 시공, 제작, 구매, 설계,

설치, 운 환경, 는 경년열화 향에 한 구조물 기기 재료의 유사성

에 기 하여야 한다. 샘 크기는 구조물의 특정 경년열화 향, 치,

존기술정보, 계통 구조물 설계, 시공재료, 운 환경 는 이 손상경

력과 같은 에 기 하여야 한다. 샘 은 연장운 기간 심 상 특

정 경년열화 향에 해 가장 의심이 가는 치에 주로 실시한다. 기 샘

에서 열화가 감지되면 샘 크기를 확장하기 한 조치를 역시 취해야 한다.

5 . 감 시 경 향 분 석

가. 감시 경향 악 조치를 설명하고, 열화의 범 를 측하여 시정 완

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화 조치가 시에 수행되도록 하여야 한다. 기술과 빈도의 성을 평가

하기 하여 발 소별 는/ 산업계 반의 운 경험을 고려할 수 있다.

나. 이 로그램 요소는 수집된 자료가 어떻게 평가되는지를 기술하고 앞으로

의 상에 한 경향을 포함할 수도 있다. 여기에는 허용기 에 한 결과

의 평가와 구조물 기기의 의도된 기능상실 이 에 차기 검사 실시 시

기가 오도록 확인하기 한 열화율의 상이 포함된다. 비록 경년열화지표

가 정량 는 정성 일 수 있지만 경년열화지표는 경향 악이 가능하도

록 가능한 범 까지 정량화 하여야 한다. 경향 변수 는 지표를 설명하여

야 한다. 허용기 에 하여 검사 시험결과 분석방법을 설명하여야 한

다. 경향 분석은 향후 측을 하여 재의 감시 결과와 이 의 감시결과

를 비교하는 것이다.

6 . 허 용 기

가. AMP의 합격기 과 그 근거를 설명하여야 한다. 시정조치 필요성 평가의

상이 되는 합격기 은 연장운 기간 행허가 기반의 모든 설계조건

하에서 구조물과 기기의 의도된 기능이 잘 유지됨을 입증하여야 한다.

AMP에는 용 합격기 에 한 결과의 분석 방법이 포함되어야 한다.

로서 탄소강 배 별 두께감소는 침 부식에 의한 특정 조건 하에서 발생

할 수 있다. 침부식에 한 AMP는 주기 인 벽두께를 측정하여 이를

해당벽의 최소허용 기 과 비교하는 것으로 구성된다. 이러한 합격기 도

달이 에 배 의 교체와 같은 시정조치가 실시된다. 이 배 은 열, 압력,

자 , 지진, 기타 하 에 견디도록 설계되며 이러한 합격기 은 두께가

얇아진 배 이 행허가 기반의 설계하 을 지탱할 능력이 있음을 입증하

도록 합하여야 한다. 이 합격기 은 설계 하 하에서 의도된 기능을 상

실하기 에 시기에 맞는 시정조치를 제시하여야 한다.

나. 합격기 은 특정수치가 될 수도 있고 구조물과 기기의 의도된 기능이 모든

CLB의 설계 조건 하에서 유지될 것임을 입증하기 하여 특정한 수치의

조건부 합격기 을 계산하는 차 논의로 구성될 수 있다. 가용한 참고문

헌의 정보를 언 하여도 좋다.

다. FSAR도 CLB의 일부이기 때문에 거기에 포함된 설계기 정보로부터 직

얻어진 모든 합격기 이 열화를 허락하지 않는다면 CLB의 설계하 을

논할 필요가 없다. 열화를 허락하는 합격기 은 모든 CLB의 설계하 에

의도 기능을 유지하려는데 근거한다.

라. 정성 검사는 승인된 발 소 해당 로그램을 통하여 미국기계학회 코드

(이하 ASME Code라 함)에 맞도록 운 원에 의하여 정량 검사와 동일

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한 사 기 에 따라 수행하여야 한다.

7. 시 정 조 치

가. 합격기 을 만족하지 못할 때에는 취할 조치 사항에 하여 설명하여야 한

다. 근본원인 규명과 재발방지를 포함하는 시정조치는 시에 이루어져야

한다.

나. 시정조치가 만일 보수나 교체 없이 해석을 허용한다면 해석은 구조물과 기

기의 의도된 기능이 행허가 기반에 맞도록 유지됨을 입증하여야 한다.

8 . 확 인 차

가. 확인 차를 설명하여야 한다. 확인 차는 방조치가 합하여 한 시

정조치가 완료되었고 유효함을 입증하여야 한다.

나. 방 완화 로그램의 효율성을 주기 으로 검증하여야 한다. 로서,

배 의 내부부식 리를 하여 부식의 민감도를 최소화 하는 데에 완화

로그램(수화학)을 활용할 수 있다. 그러나 부식이 실제로 심각하지 않음

을 확인하기 하여 조건감시 로그램( 음 검사)도 필요할 수 있다.

다. 시정조치가 필요할 때 시정조치의 완료, 근본원인 규명의 수행, 그리고 재

발의 방지를 확인하기 한 후속조치가 있어야 한다.

9 . 행 정 통 제

가. AMP의 행정 통제를 기술하여야 한다. 행정 통제는 정규 심사 승

인 차를 제시하여야 한다.

나. 계속운 을 해 신뢰하는 AMP는 모두 규제 행정 통제를 받아야 한

다. 이것은 FSAR에 계속운 을 해 경년열화 향 리에 필요한 로그

램과 조치의 요약 설명을 포함시킬 것을 요구하는 심사지침 0.0(계속운

심사 일반지침) 2.4.2 라.항에 근거한다. 따라서, 계속운 을 해 경년열

화 리에서 의존하는 비정규 로그램은 모두 행정 통제를 받아야 하며

FSAR 보완본에 포함시켜야 한다.

10. 운 경 험

가. 재 AMP의 운 경험을 논의하여야 한다. AMP는 개선 는 추가로 나타

난 과거의 시정조치를 포함하여 AMP의 운 경험을 고려하여야 한다. 과

거의 실패로 AMP를 꼭 무효화할 필요가 없는데 그 이유는 운 경험으로

부터의 피드백이 한 로그램 향상이나 로그램 신설을 가져오기 때

문이다 이 정보는 재의 로그램이 시에 맞게 경년열화를 차단하는데

있어서 어디에서 성공하고 어디에서 실패하 는지를 보여 수 있다. 이

정보는 연장운 기간 구조물과 기기의 의도된 기능이 유지되도록 경

년열화 향이 히 리될 거라는 결론을 뒷받침할 만한 객 인 증거

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를 제시한다.

나. 사업자는 향후 그들의 효율성을 확인하기 하여 운 경험을 제공할 것을

약속하여야 한다.


특별 고려 사항에서는 경년열화 리와 련하여 이미 국내에서 행정조치된 사

항과 발 소 특유의 고려 사항에 한 조치를 평가한다.

4 . 참고 문 헌

[1] NUREG-1801, Generic Aging Lessons Learned (GALL),　 U.S. Nuclear Regulatory

Commission, March 2001

[2] NEI 95-10, Revision 6,“Industry Guideline for Implementing the Requirements

of 10 CFR Part 54-The License Renewal Rule,” Energy Institute, June

2005

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상 경 년 열 화 리 계획 P W R

용 호 기*

1.기기

1) Thimble Tube 검사 14

2) 축 지 랙(Battery Rack) 검사 14

3) 열교환기 검사, 성능시험, 감시 11

4) ASME Class 1 소구경배 검사 10

5) 강화 가동 검사(Augmented Inspection) 7

6) 가압기 검사 7

7) 2차측 배 기기 검사 4

8) 탱크 내부 검사 4

9) Bolting Torquing 작업 4

10) 증기발생기 상부지지구조물(Upper Laterial Support)

검사 3

11) RCS에 연결된 고압주입 연결부 검사 3

12) 원자로건물 살수계통 배 검사 2

13) 매설 배 밸 검사 2

14) 보조 수 펌 오일 냉각기 검사 2

15) 비상 수펌 검사 1

16) 디젤발 기 계통 시험 검사 1

17) 체 디젤발 기 시험 검사 1

18) 기계 기기 검사 1

19) Thimble Tube에 한 ECT 1

2.구 조 물

1) 용수용 검사 8

2) 용수용 , 취수구, 용수구조물에 한 수 검사 8

3) 비정기 근지역 검사 6

4) 홍수 방지설비(Flood Barrier) 검사 5

5) 격납건물내 격리벽(Divider Barrier) 검사 시험 4

6) 원자로건물 방호도장 감시 유지보수 4

7) 텐던-2차폐벽(Secondary Shield Wall) 감시 3

8) 압력문(Pressure Door) 검사 1

9) 원자로건물 Sump Closeout 검사 1

3 .계통

1) 용수계통 건 성(Integrity), 신뢰도(Reliability) 가동

검사(IST) 로그램 5

2) 계통 시험(System Testing) 5

3) 해수냉각수계통(Intake Cooling Water System) 검사 4

4) 액체폐기물계통 검사 4

5) 기체폐기물계통 검사 4

6) Sump 펌 계통 검사 4

< 표 1> 발 소 고 유 의 경 년 열 화 리 계획 사례

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7) RCP 모터오일 수집계통 검사 3

8) 살수계통 검사 3

9) 주제어실 HVAC 시험 1

4 .감 시

1) 피로 감시 9

2) 원자로냉각재 설 감시 8

3) 구조물 감시 8

4) 계통 감시 7

5) 일반 상태(General Condition) 감시 6

6) 사용후 핵연료 장조 감시 2

5 .검 사/주 기

감 시 /정 비

1) 주기 감시 방정비(Periodic Surveillance and

Preventive Maintenance) 21

2) 계통 순시 검(System Walkdown) 3

3) 육안검사 2

4) 음 검사 2

5) 정비규정(Maintenance Rule) 2

6 .부 식 검 사

1) 갈바닉 부식 취약성(Galvanic Corrosion Susceptibility)

검사11

2) 용수계통 배 부식 검사 8

3) 기기 외벽 일반부식 검사 3

4) 매설 기기 표면부식 일반부식 검사 2

7.기타

1) 원 작업 리 차(Work Control Process) 6

2) 원자로 건 성 감시 - EFPY 감시 원자로 공동 선

량측정5

3) 품질 리 3

4) 조사량 불확실성(Fluence and Uncertainty) 평가 2

(*) 계속운 이 승인되거나 신청된 미국 PWR원 49개 해당 AMP가 용된 호기

수

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<표 2> 경 년 열 화 리 계획 요 소

요 소 설 명

1. AMP의 범 AMP 범 에는 계속운 을 한 AMR과 련된

특정 구조물과 기기가 포함된다.

2. 방 조치 방조치는 경년열화를 방하고 완화해야 한다.

3. 감시 는 검사 변수감시 는 검사변수는 특정 구조물이나 기기의 의

도 기능 하와 연 되어야 한다.

4. 경년열화 향의 감지

경년열화 향의 감지는 구조물이나 기기의 의도된

기능 상실 이 일어나야 한다. 이것은 방법 는

기술(즉, 육안, 체 , 표면검사),빈도, 샘 크기, 자

료수집과 같은 들과 경년열화 향을 시에 감

지하기 한 신규/일회성 검사의 시기를 포함한다.

5. 감시 경향 악

허용기

감시 경향 악은 열화범 의 측, 기의 시정

완화조치를 제공하여야 한다.

6. 허용 기

시정조치 필요성 평가의 상이 되는 허용기 은

연장 운 기간 행허가 기반의 모든 설계 조

건하에서 구조물과 기기의 의도된 기능이 잘 유지

됨을 입증하여야 한다.

7. 시정 조치근본원인 결정 재발방지를 포함하는 시정조치

는 시에 이루어져야 한다.

8. 확인 차확인 차는 방조치가 합하여 한 시정조치

가 완료되었고 유효함을 입증해야 한다.

9. 행정 통제행정 통제는 정규 심사 승인 차를 제시하

여야 한다.

10. 운 경험

AMP 개선 는 추가로 나타나는 과거의 시정조치

를 포함하여 AMP의 운 경험은 계속운 기간

구조물과 기기의 의도된 기능이 유지되도록 경년열

화 향이 히 리될 것이라는 결론을 뒷받침할

만한 객 인 증거를 제시한다.

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부록 2.0 경년열화 관리심사 결과

본 심사지침에는 다음과 같은 6개 계통에 한 경년열화 리심사에 한 지침

경년열화 리 로그램의 품질보증에 한 지침이 포함된다.

가. 원자로 원자로 공정계통

나. 안 계통

다. 보조 일반 서비스계통

라. 증기 동력변환 계통

마. 원자로건물, 구조물 지지구조물

바. 기 계측제어 계통

사. 경년열화 리 로그램의 품질보증

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부록 2.0.1 원자로 및 원자로 공정계통

1. 평 가분 야

본 심사지침은 원자로 원자로 공정계통의 AMR에 한 것이다. 원자로

원자로 공정계통 (원자로 공정계통에 련된 정보는 발 소 FSAR의 4장 “원

자로” FSAR의 5장 “원자로 공정계통” 에 포함되어 있다.

원자로 원자로 공정계통은 다음의 기기 계통을 포함한다.

- 원자로(Reactor) : 원자로집합체(Reactor Assembly) 핵연료채 (Fuel

Channel Assembly)

. 원자로집합체 : 칼란드리아(Calandria Vessel and Vault), 양단차폐체

(End Shield Assembly) 등

. 핵연료채 : 압력 , 칼란드리아 , 장 (End Fitting Assembly) 등

- 원자로 공정계통 : 열수송계통, 정지냉각계통, 압력 수 제어 계통, 냉각

재정화계통, 핵연료교환기, 핵연료손상감지계통, 감속재계

통, 환형기체계통 등

. 열수송계통 : 공 자 , 모 , 증기발생기, 가압기, 배

USNRC의 GALL 보고서는 특정 재료 기기의 경년열화와 련하여 가압

수형 원 의 계속운 신청 등에서 참고자료로 사용될 수 있다.

2. 합 격 기

심사분야에 한 합격기 은 신청자가 10 CFR 54.21의 NRC 규정 요건에 부

합했는지를 결정하는 방법을 기술하고 있다. (CANDU형 합격기 이므로 문맥

상 큰 문제가 없다면 삭제하는 것이 )

2.1 계속운 평 가를 해 GA L L 보 고 서에 서 평 가되 는 A M P

원자로 원자로 공정계통의 경년열화를 리하기 한 허용방법은 IAEA

-TECDOC 보고서 GALL 보고서의 IV장을 참조한다. 이 보고서를 참조하

는데 있어서, 신청자는 제시된 자료가 포함된 특수 발 소에 용 가능하다는

것을 나타내어야 하고 그 보고서에 기술되고 평가된 바와 같이 로그램 합격

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여부를 채택하는데 필요한 정보를 제공하여야 한다. 신청자는 종합 로그램에

하여 GALL 보고서에서 언 된 승인사항이 신청자의 로그램에 용된다

는 것을 검증하여야 한다. 신청자는 IAEA-TECDOC 보고서 GALL 보고서

에 기술되고 평가된 로 한 로그램을 참고할 수 있다.

2.2 경 년 열 화 리 의 추 가 평 가

2.2.1 피 로손 상

피로는 10 CFR 54.3에서 정의한 로 하나의 TLAA이다. TLAA는 10 CFR

54.21(c)(1)에 따라 평가되도록 요구된다. 이 TLAA의 평가는 본 심사지침서

3.3( 속 피로 평가)에서 별도로 언 된다.

2.2.2 피 과 틈새 부 식 에 기인 한 재 료 의 손 실

피 과 틈새부식에 기인한 재료의 손실은 증기발생기 쉘 집합체에서 발생할

수 있다. 존하는 로그램은 부식을 완화하기 한 화학작용의 리 재료

의 손실을 탐지하기 한 ISI에 의존한다. 재의 증기발생기 검사의 범

일정은 갈라진 틈(flaw)이 용 의 건 성을 하기에 충분한 깊이에 도달할

수 없다는 것을 보장하도록 짜여진다. 그러나 NRC IN 90-04에 따라, 쉘의 일

반부식 피 이 존재한다면, 로그램은 피 과 부식을 탐지하기에 충분하지 않

을 수도 있다. GALL 보고서는 이 경년열화 효과를 리하기 하여 확 된

검사를 권고하고 있다. 합격기 은 본 심사지침서 2.1(안 등 1,2,3 기기 가

동 검사)에 기술되어 있다.

2.2.3 압력 조 사에 기인 한 변 형

가. 성자조사에 기인한 변형 양상은 TLAA다. TLAA는 10 CFR 54.21(c)(1)

에 따라 평가되도록 요구된다. 이 TLAA의 평가는 본 심사지침서 3.2(원자

로집합체 핵연료채 수명평가)에서 별도로 언 된다.

나. 지르코늄의 조 육방구조(hexagonal close packed crystal structure)는 이방

성 변형과 조사 성장(irradiation growth, 가해진 응력이 없는 상태에서 일정

한 체 을 유지하며 형태 변화만 발생) 조사 크립(irradiation creep, 응력

의존 으로 일정한 체 을 유지하며 형태 변화 발생) 모두를 유발하는 성

자 조사를 야기한다. 가동 압력 의 변형(처짐, 직경증가, 신장 벽두께

감소)은 온도, 럭스(flux), 도, 응력 등의 함수인 변형율을 가지는

열 크립, 조사크립, 조사성장과 련된 추가 변형율 때문으로 상된다.

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수평 압력 은 각 압력 을 칼란드리아 으로부터 사이 의 간 격 을 일 정 하 게

유 지시 키 는 스페이서 사이로 쳐지게 된다. 압력 은 설계수명을 과한 후

계속운 시에도 칼란드리아 과 하지 않는다는 것이 보장되어야 한다.

다. 운 온도 압력에서 압력 의 조사는 압력 의 축방향 신장을 유발한다.

압력 신장은 본질 으로 시간에 한 선형 함수로 재까지 조사된 최고

연신율은 약 5mm/year이다. 부분 CANDU 호기들은 핵연료 채 양단에

서 어도 75mm의 보유 길이를 가지고 있으며 이에 덧붙여, 피더 배 간

격 장 기 여유도 등도 가지고 있어 압력 의 30년 신장을 수용하기에

당하나 압력 은 신장되더라도 베어링에 의해 지지된 채 유지될 수 있도

록 계속 인 축방향 치 재설정 로그램이 요구된다. 각 호기 내 모든 압

력 의 연신율은 감시되어야 하며 이러한 검사는 각 압력 에 한 정확한

연신율을 제공해주고, 간수명 채 의 재배치(reconfiguration, 즉, 기 고

정된 핵연료 끝단을 풀어주고 기 자유단을 고정하는 것)를 한 정확한

시기를 수립하며, 피더와 피더 사이의 간섭을 체크해야할 필요가 있는지 확

인되어야 한다.

라. 압력 의 직경 팽창은 핵연료 다발 주변을 흐르는 1차 냉각재의 양을 증가

시켜 일정한 흐름에서의 임계 핵연료 채 출력(critical channel power)을

약간 감소시킨다. 비록 이것이 반 인 유동 증가 낮은 출력 채 로부

터 높은 출력 채 로의 유동 재배치에 의한 차감효과라 하더라도, 결국 허

용할 수 없는 핵연료 냉각을 래하게 된다. 압력 의 직경 팽창에 한 설

계 허용치는 보수 으로 기 압력 직경의 5%로 제한되어 있다.

마 벽두께 감소(Wall Thining)

운 압력 의 벽두께 감소는 많은 선행호기에서 측정되었으며 그 값이

설계 해석에서 가정된 값 이내로 유지되어 양호하다는 것이 밝 져 벽두께

감소는 어떤 원자로에서든지 수명제한사항이 아닌 것으로 측되나 벽두께

감소를 감시하기 해 주기 인 검사 로그램이 수립되어야 한다.

2.2.4 열 기계 하 는 응 력부 식 균 열 에 기인 한 균 열 의 발 생 성장

열 기계 하 는 SCC (입계응력부식 균열 (IGSCC) 포함)에 기인한 균

열의 생성 성장은 염소(Chloride) 환경에서 304L 재질인 칼란드리아 종단

차폐체, 소구경 원자로 냉각재 계통 NPS 4이하의 연결 계통 배 에서 발생

할 수 있다. 기존 로그램은 ASME Section XI, ISI SCC를 완화하기

한 수화학 제어에 의존하고 있다. GALL 보고서는 배 의 내부표면 검사를 하

는 발 소 고유의 괴검사 는 비 괴검사가 균열이 발생하지 않았으며 부

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품의 의도된 기능이 연장운 기간에 유지될 것이라는 것을 보증하도록 행해져

야 할 것을 권고하고 있다. AMP는 가동에 따른 용 균열이 칼란드리아 종

단차폐체, 이 , 휘 (fittings) 연결부 (branch connection)를 포함하여

NPS 4이하인 소구경배 에서 일어나고 있지 않다는 것을 검증하도록 확 되

어야 한다. 해당부 한 부 에 한 한 번의 샘 링 검사는 경년열화 효과

가 일어나지 않고 있고 부품의 의도된 기능이 연장 운 기간 에 유지될 것

이라는 것을 보증하기 한 받아들일 수 있는 하나의 방법이다.

2.2.5 SC C 는 1차 냉 각 수 응 력부 식 균 열 에 기인 한 균 열 의 생 성 성장

가. SCC에 기인한 균열생성 성장은 SS304L로 제작된 칼란드리아, 종단차폐

체, 가압기 분무헤드, 증기발생기 계기 배수 노즐 등에서 일어날 수 있

다. GALL 보고서는 이들 경년열화 효과가 히 리되고 있다는 것을

보증하기 하여 더 많은 평가를 권고하고 있다. GALL 보고서는 기존

로그램이 SCC에 기인한 균열생성 성장을 완화하거나 탐지할 수 없을

수 있기 때문에 발 소 고유 AMP가 평가되어야 한다는 것을 권고하고 있

다. 합격기 은 본 심사지침서 2.13(니 합 용 부 )에 기술되어 있다.

나. SCC에 기인한 균열생성 성장은 주조 오스테나이트계 스테인 스강

(CASS) 원자로 냉각재 계통 배 휘 류에서 발생할 수 있다. GALL

보고서는 TR-105714의 원자로 수화학 지침이나 NUREG-0313의 재료지침

을 충족하지 않는 배 에 하여 더 많은 평가를 권고하고 있다. 합격기

은 본 심사지침서 2.13(니 합 용 부 )에 기술되어 있다.

다. PWSCC에 기인하는 균열의 생성 성장은 니 합 으로 제작된 가압기

계측 통부와 가열기 덮게(sheath) 슬리 , 공 자 에서 발생할 수 있

다. 기존의 리 로그램은 ASME Section XI의 가동 검사와 PWSCC를

완화하기 한 수화학 제어에 의존한다. 그러나 기존 로그램은 니 합

으로 제작된 부품의 고유기능에 한 SCC의 향을 리하기 해 보완되

어야 한다. GALL 보고서는 신청자가 발 소 고유의 AMP를 제공하거나

Inconel 182 용 부의 PWSCC에 한 한 AMP인지를 측정하기 하여

산업체 로그램에 참여할 것을 권고하고 있다. 합격기 은 본 심사지침서

2.13(니 합 용 부 )에 기술되어 있다.

2.2.6 응 력완 화 에 기인 한 비 하 의 하

응력완화에 기인한 비하 의 하는 칼란드리아 롤조인트에서 발생할 수

있다. 롤조인트에서 잔류응력의 이완은 칼란드리아 과 튜 쉬트 사이의

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압력을 감소시킨다. 응력완화를 히 리한다는 것을 보증하기 한 발 소

고유의 경년열화 리 로그램이 필요하다.

2.2.7 침식 에 기인 한 단 면 두 께 의 감 소

침식에 기인한 단면 두께의 감소는 증기발생기 수 충돌 (impingement

plates) 지지물에서 발생할 수 있다. GALL 보고서는 이 경년열화 효과가

히 리되고 있다는 것을 보증하기 한 발 소 고유의 AMP에 한 더

많은 평가를 권고하고 있다. 합격기 은 본 심사지침서 2.15(증기발생기 세

건 성)에 기술되어 있다.

2.2.8 P W SC C , O D SC C , 입 계공 격 에 기인 한 균 열 의 생 성 성장 , 는 소 모

피 부 식 에 기인 한 재 료 의 손 실 , 는 마 멸과 마 모 에 기인 한 단 면

두 께 의 감 소 는 탄 소 강 지지 의 부 식 에 기인 한 덴 ( d e n t i n g )

PWSCC, ODSCC 는 입계공격 (intergranular attack; IGA)에 기인한 균열의

생성 성장 는 손 모 (wastage)와 피 부식에 기인한 재료의 손실 는 부

식에 의한 변형이 증기발생기의 세 , 보수용 슬리 러그에서 발생할 수

있다. GALL 보고서는 NEI 97-06 지침의 권고를 근거로 한 AMP 는 증기

발생기 손상 리에 한 체 규제기 이 이 경년열화 향이 히 리되

고 있다는 것을 보증하기 해 개발되어야 한다는 것을 권고하고 있다.

2.2.9 유 동 가속 부 식 에 기인 한 단 면 두 께 의 감 소

유동가속부식(flow-accelerated corrosion)에 기인한 단면 두께의 감소는 탄소

강으로 제작된 세 지지격자 공 자 에서 일어날 수 있다. GALL 보고

서는 발 소 고유의 AMP가 평가되어야 하며, NRC Generic Letter 97-06의

지침을 근거로 하여 증기발생기 내부구조물에 한 검사 로그램이 이 경년

열화 향을 히 리하고 있다는 것을 보증하도록 개발할 것을 권고하고

있다. 합격기 은 본 심사지침서 2.10(유동가속부식) 본 심사지침서 2.8(공

자 )에 기술되어 있다.

2.2.10 부 식 에 기인 한 L i g a m e n t

부식에 기인한 ligament 균열은 증기발생기 세 지지 에 있는 탄소강 부품

에서 일어날 수 있다. GALL 보고서는 NEI 97-06 지침의 권고를 근거로 한

AMP 는 증기발생기 손상 리에 한 체 규제기 이 이 경년열화 향이

히 리되고 있다는 것을 보증하기 해 개발되도록 권고하고 있다.

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2.2.11 비 안 련 부 품 의 경 년 열 화 리 에 한 품 질 보 증

합격기 은 본 심사지침서 부록 2.0.7(경년열화 리 로그램의 품질보증)에 기술

되어 있다.

2.3 GA L L 보 고 서에 언 되 지 않 거 나 형태 가 다 른 경 년 열 화 리 의 평 가

합격기 은 본 심사지침서 2.0(경년열화 리계획 평가 일반지침)에 기술되어 있다.

2.4 F SA R 보 완 본

계속운 기간에 경년열화 향을 리하기 한 로그램 활동에 한 요

약설명이 추후 변경사항이 10 CFR 50.59에 의해 리될 수 있도록 FSAR의

부록에 히 있어야 한다. 그 설명은 경년열화 향이 계속운 기간에 리

될 것이라는 것을 측정하기 한 기 에 련된 정보를 포함하여야 한다.

3 . 심사 차

각 심사분야에 하여 다음과 같은 차에 따라야 한다.

3 .1 계속운 평 가를 해 GA L L 보 고 서에 서 평 가되 는 A M P

신청자는 계속운 신청 시에 GALL 보고서를 참조문서로 할 수 있다. 평가자

평가자는 보고서에 기술된 사항들의 실체에 한 심사를 반복해서는 안 된다.

신청자가 GALL 보고서에서 평가되고 기술된 로 로그램의 합격성을 확인

하는데 채택할 필요가 있는 정보를 제공한다면, 평가자는 계속운 신청 보고

서에 있는 신청자의 참고문서를 확인하여야 한다. 이러한 결정을 하는데 있어

서, 평가자는 신청자가 계통, 부품, 재료 환경에 한 간략한 설명을 제공했

는지를 입증한다. 평가자는 한 신청자가 해당 경년열화 향 산업체와 발

소 고유의 운 경험이 신청자에 의해 검토되었고 GALL 보고서에서 평가되

는지를 언 하 는지 확인한다. 평가자는 신청자가 해당 발 소에 용할 수

있는 보고서에 포함되어 있는 원자로 원자로 냉각재 부품에 한 경년열

화 향을 확인했다는 것을 검증한다. 추가로, 평가자는 신청자가 신청자의 참

고자료에 있는 발 소 로그램이 평가자가 GALL 보고서에서 상응하는 일반

로그램을 승인하는데 있어서 평가했고 신뢰했던 같은 로그램 요소를 포함

하고 있다고 언 했는지를 보증한다.

평가자는 신청자가 AMP의 특정부분이 GALL 보고서에 기술된 로그램과 같

고 평가자가 평가 시 의존했던 로그램 요소를 포함하고 있다는 것을 언 했

는지를 검증하여야 한다. 평가자는 한 GALL 보고서가 이들 로그램에

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하여 해당 발 소에 용할 수 있는지를 신청자가 언 했는지를 검증하여야

한다. 평가자는 신청자가 GALL 보고서에서 기술되고 평가된 바 로 로그램

이 한지를 검증한다. 원자로 원자로 냉각재계통 부품에 하여 보고서

에서 평가된 로그램들은 본 심사지침의 <표 1>에 요약되어 있다. GALL 보

고서에 권고된 로라면 더 이상의 평가자 평가는 필요 없다.

3 .2 GA L L 보 고 서가 권 고 하 는 로의 경 년 열 화 리 의 추 가 평 가

3 .2.1 피 로손 상 피 로

피로는 10 CFR 54.3에서 정의한 로 TLAA의 하나이다. TLAA는 10 CFR

54.21(c)(1)에 따라 평가되도록 요구된다. 평가자는 본 심사지침서 3.3( 속 피

로 평가)의 지침에 따라 별도로 TLAA의 평가를 심사한다.

3 .2.2 피 틈새 부 식 에 기인 한 재 료 의 손 실

GALL 보고서는 가압경수로 증기발생기 쉘 집합체의 피 과 틈새부식에 기인

하는 재료의 손실에 한 리를 한 추가 평가를 권고하고 있다. 기존 로

그램은 부식을 완화하기 한 수화학 제어와 이들을 탐지하기 한 가동 검

사에 의존하고 있다. 쉘의 일반부식 피 이 존재할 경우, 기존 로그램의 요

건들이 피 과 부식에 기인한 재료의 손실을 탐지하는데 충분하지 않을 수 있

으므로 NRC IN 90-04에 따른 추가 인 검사 차서가 요구될 수 있다. 평가자

는 신청자가 재료의 손실을 탐지하기 한 보충 인 방법 개선된 검사를

제시함으로써 피 과 틈새부식에 기인한 재료의 손실을 리할 로그램을 제

안했다는 것을 사안별로 검증하고 부품의 의도된 기능이 계속운 기간 에

유지될 것이라는 것을 보증한다.

3 .2.3 압력 조 사에 기인 한 변 형

성자조사에 기인한 변형 양상은 TLAA다. TLAA는 10 CFR 54.21(c)(1)에

따라 평가되도록 요구된다. 이 TLAA의 평가는 본 심사지침서 3.2(원자로집합

체 핵연료채 수명평가)에서 별도로 언 된다.

3 .2.4 열 기계 하 는 응 력부 식 균 열 에 기인 한 균 열 의 생 성 성장

GALL 보고서는 NPS 4 이하의 원자로 냉각재계통과 연결계통의 소구경 배

에 해 열 기계 하 는 응력부식균열 (입계 응력부식균열; IGSCC 포

함)에 기인한 균열의 생성 성장 리를 하여 배 의 내부 표면 검사를

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할 수 있는 발 소 고유의 괴 는 비 괴검사를 권고하고 있다. 기존 로

그램은 가동으로 생긴 용 균열이 이 , 휘 류, 지 연결부를 포함하여

NPS 4 이하의 소구경 배 에서 발생하지 않는다는 것을 검증하도록 확 되어

야 한다. 검증방법에 하여는 XI장 M32 "One-Time Inspection"에서 나타내

고 있다. GALL 보고서는 검사가 계통 모집단의 표 샘 을 포함하고, 실

질 이고 신 하게 가동 시간, 운 조건의 엄격성, 가장 낮은 설계 여유에 기

인한 경년열화에 가장 의심이 가는 선두 부품이나 경계에 을 맞춰야 한다

고 권고하고 있다. 소 구경 배 에 하여 사실상의 검사 치는 물리 인

근성, 노출 치, 비 괴 시험기술, NRC IN 97-46에서 식별한 장소에 근거하

여야 한다. 육안검사, 음 , 표면 검사기술을 포함한 비 괴시험의 조합은

ASME Code 10 CFR 50 부록 B에 따른 차서에 따라 유자격자에 의해

수행된다. 이 , 휘 류, 지 연결부를 포함하여 NPS 4인치이하의 소 구경

배 에 하여, 배 의 내부 표면검사를 할 수 있는 발 소 고유의 괴 는

비 괴 검사는 균열이 발생하지 않았다는 것을 보증하기 해 수행되어야 한

다. 불합격 검사 지 사항의 후속조치는 검사 샘 크기 치의 확 를 포함

하여야 한다. 로그램에 규정된 검사 시험 기술은 유자격자에 의해 사용된

이들 기술이 평가자 기 에 일치하고 유효하다고 입증되었기 때문에 어떠한

경년열화 향도 검증되어야 한다. 평가자는 로그램이 받아들일 수 없는 손

상이 일어나지 않고 있다거나, 기존 로그램의 효과성을 검증하거나, 연장운

기간 에 경년열화에 련된 손상을 리할 필요가 없다는 것을 확인하는

것을 입증하는 수단을 포함하고 있다는 것을 확인하기 해 심사한다. 신청자

가 부식이 일어나지 않는다고 보증하는 선택된 부품과 의심이 가는 치에

한 한차례 검사(one-time inspection)를 신청한다면, 평가자는 제시된 검사가

부품의 본래 기능이 계속운 기간 동안에 유지될 것이라는 것을 보증하기

해 육안, 음 , 표면 기술을 포함하여 ASME Code ASTM 기 에 유사

한 기술을 사용하여 수행될 것이라는 것을 검증한다.

3 .2.5 SC C 는 1차 냉 각 수 응 력부 식 균 열 에 기인 한 균 열 의 생 성 성장

가. GALL보고서는 가압기 분무헤드, 증기발생기의 계측 배수 노즐들, 칼란

드리아 종단차폐체에서 발생할 수 있는 SCC 는 PWSCC에 기인한 균

열의 생성과 성장을 리하는 발 소의 경년열화 리 로그램을 평가한다.

평가자는 어떤 해당 로그램이 이들 경년열화를 리하는데 합할 것이

라는 것을 보증할 수 있도록 사안별로 신청자의 로그램을 평가한다.

나. GALL 보고서는 주조 오스테나이트계 스테인 스강(CASS) 원자로 냉각재

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계통 배 과 피 류 그리고 가압기 림 노즐에서 발생할 수 있는 SCC

에 기인하는 균열의 발생 성장을 리하는 로그램에 한 추가 인 평

가를 권고하고 있다. GALL보고서는 배 에 해 EPRI TR-105714의 원자

로 수화학 지침이나 NUREG-0313의 재료지침을 충족하지 않는지에 한

추가 인 평가를 권고하고 있다. 평가자는 어떤 해당 로그램이 이들 경년

열화를 리하는데 합함을 보장할 수 있도록 사안별로 신청자의 로그램

을 평가한다.

다. GALL 보고서는 니 합 으로 제작된 가압기 계측 통부와 가열기 덮개

(Sheath)와 슬리이 (Sleeve)에서 발생할 수 있는 PWSCC에 기인하는 균열

의 발생 성장을 리하는 로그램에 한 추가 인 평가를 권고하고 있

다. 기존의 리 로그램은 ASME Section XI의 ISI와 PWSCC를 완화시

키기 한 수화학 제어에 의존한다. 그러나 이들 로그램은 니 합 으로

제작된 기기의 고유기능 측면에서 SCC의 향 리를 해 보강되어야 한

다. GALL보고서는 Inconel 182 용 부의 PWSCC에 한 신청자가 해당 발

소에 한 리 로그램이나 한 리 로그램을 결정하기 해 산

업체 로그램에 참여하도록 권고하고 있다. 평가자는 어떤 해당 로그램

이 이들 경년열화를 리하는데 합함을 보장할 수 있도록 사안별로 신청

자의 로그램을 평가한다.

3 .2.6 응 력완 화 에 기인 한 비 하 의 하

응력완화에 기인한 비하 의 하는 칼란드리아 롤조인트에서 발생할 수

있는 잔류응력완화로 인한 압력의 감소에 한 추가 인 평가를 권고한다.

평가자는 어떤 해당 로그램이 이들 경년열화를 리하는데 합함을 보장할

수 있도록 사안별로 신청자의 로그램을 평가한다.

3 .2.7 침식 에 기인 한 두 께 감 소

GALL보고서는 증기발생기 수 충돌 (Impingement Plates) 지지물의 침

식으로 인한 두께 감소에 해 발 소의 해당 AMP에 한 추가 인 평가를

권고하고 있다. 어떤 해당 로그램이 이들 경년열화를 리하는데 합함을

보장할 수 있도록 사안별로 신청자의 로그램을 평가한다.

3 .2.8 P W SC C , O D SC C 에 기인 하 는 균 열 의 발 생 성장 , W a s t a g e 와 피 부

식 에 기인 하 는 재 료 손 실 , 마 모 에 기인 하 는 두 께 감 소 , 탄 소 강

튜 지지 의 부 식 에 기인 하 는 덴

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GALL보고서는 Alloy 600으로 제작된 증기발생기 튜 , 보수 슬리 러

그에서 (1) PWSCC, ODSCC 는 IGA에 기인하는 균열의 발생 성장,

는 (2) Wastage와 피 부식에 기인하는 재료의 손실, 는 (3) 부식에 기인한

변형에 해 추가 인 평가를 권고하고 있다. NEI 97-06의 지침에서는 증기발

생기에 한 손상 리 로그램들을 제시하고 있으며, GALL 보고서는 증기발

생기의 손상 리에 한 다른 규제기 을 포함하여 이에 근거한 AMP가 이들

경년열화 리를 보증하기 해 개발하여야 함을 권고하고 있다. 검토자는 어

떤 한 로그램이 이들 경년열화를 리하는데 합함을 보장할 수 있도

록 사안별로 신청자의 로그램을 평가한다.

3 .2.9 유 동 가속부 식 에 기인 하 는 두 께 의 감 소

탄소강 제작의 튜 지지 격자 (Lattice Bar)의 유동가속부식

(Flow-acceleration Corrosion : FAC)에 기인하는 두께감소와 공 자 에 한

추가 인 평가를 권고한다. 튜 지지 격자 에 해 발 소별 AMP가 평가되

어야 하며, NRC Generic Letter 97-06의 지침에 따라 증기발생기 내장물에

한 검사 로그램이 본 경년열화의 리를 보증하기 해 개발되어야 함을 권

고한다. 공 자 에 해 발 소별 AMP가 평가되어야 하며, CSA N285.4에

따라 검사 로그램이 본 경년열화의 리를 보증하기 해 개발되어야 함을

권고한다. 평가자는 어떤 해당 로그램이 이들 경년열화를 리하는데 합함

을 보장하기 해 사안별로 신청자의 로그램을 평가한다.

3 .2.10 부 식 에 기인 하 는 L i g a m e n t 균 열

GALL보고서는 증기발생기 튜 지지 의 탄소강 기기들에서의 부식에 기인

하는 Ligament 균열에 한 추가 인 평가를 권고하고 있다. GALL 보고서는

NEI 97-06 는 다른 규제기 의 권고사항을 기 으로 AMP가 개발되어야 함

을 권고하고 있다. 평가자는 어떤 해당 로그램이 이들 경년열화를 리하는

데 합함을 보장하기 해 사안별로 신청자의 로그램을 평가한다.

3 .2.11 비 안 성 련 기기의 경 년 열 화 리 에 한 품 질 보 증

계속운 을 한 신청자의 AMP는 시정조치, 확인 차 행정 리와 같은 요

소들을 포함하여야 한다. 안 련 기기에 해서는 이들 로그램 요소들이

10 CFR Part 50, Appendix B에서 다루어진다. 그러나 본 평가에서 경년열화

를 평가하여야 하는 비안 련 기기들에 해서는 용되지 않는다. 그 지

만, 신청자는 평가에서 이들 기기를 포함시키고, 해당 로그램의 요소들을 다

KINS/GE-N11

- 91 -

루기 해 10 CFR Part 50, Appendix B의 범 를 확장하는 방안을 고려할 수

있다. 만약 신청자가 이 방안을 선택할 경우, 평가자는 FSAR 보완에서 그러한

사항을 문서화했는지 확인한다. 사업자가 다른 방안을 선택할 경우, 품질보증

에 책임이 있는 부서에 사안별로 신청자의 제안서를 검토하도록 요청하여야

한다.

3 .3 GA L L 보 고 서에 제 시 되 지 않 았 거 나 차이 가 있 는 경 년 열 화 평 가

심사 차는 본 심사지침서 2.0(경년열화 리계획 평가 일반지침)에 기술되어

있다.

3 .4 F SA R 보 완 본

평가자는 계속운 을 하여 원자로 원자로 냉각재계통의 경년열화 리에

해 신청자가 <표 2>와 동등한 정보를 제공하 는지 확인한다. 한 평가자

는 본 심사지침 1.3.3 에 하여 <표 2>에 있는 정보에 해 동등한 정보를

제공하 는지 확인한다.

평가자는 10 CFR 50.71(e)(4)에 따라 요구되는 것으로서 신청자가 차기 계속

운 신청 시 본 FSAR 보완본을 포함시키는 것에 해 해당 FSAR 개정을

인․허가조건으로 부과할 수 있다. 운 허가조건의 일부로서 FSAR 개정이 완

료될 때까지 신청자는 규제기 의 사 승인에 앞서 FSAR 보완본에 기술된

로그램을 변경하고, 10 CFR 50.59에 기술된 각 변경사항을 제공한다. <표 2>

에 제시된 바와 같이 신청자는 FSAR에 이행일정을 구체화할 필요는 없으나,

평가자는 신청자가 계속운 에 앞서 완료되어야 하는 어떤 향후의 경년열화

리 활동을 확인하고, 평가보고서에서 그 입장을 명시하 는지 확인한다.

4 . 평 가 지 사항

평가자는 신청자가 안 성 평가보고서에 포함되어야 하는 본 심사지침서의 각

의 항목을 만족시키기에 충분한 한 정보가 제공되었는지와 신청자가 이

들 계통이 계속운 기간 동안에 CLB에 따라 고유기능을 수행할 것이라는 것

을 확신하 기 때문에 원자로 원자로 냉각재계통의 경년열화가 히

리될 것이라는 것을 증명하 다고 결론을 내릴 수 있어야 한다. 한 검토자는

FSAR 보완본이 원자로 원자로냉각재계통에 한 경년열화를 리하는

로그램 활동에 해 한 요약 서술을 포함하고 있다고 결론을 내릴 수

있어야 한다.

KINS/GE-N11

- 92 -

5 . 참고 자료

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KINS/GE-N11

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Nuclear Power Plant Components Important to Safety: CANDU Reactor

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Guidelines and practices for heavy water reactors, International Atomic

Energy Agency, June 2006.

KINS/GE-N11

- 94 -

< 표 1> 원자로 원자로 냉 각 재 계통 의 경 년 열 화 리 로그 램 요 약

부 품 경 년 열 화 향 /기구 A M P 권 고 된 추 가평 가

원자로 냉각재

압력경계 부품피로 손상

10 CFR 54.21(c)에

따라 평가된 TLAA

, TLAA (2.2.1

참조)

압력

압력 변형: 처짐,

직경증가, 신장

벽두께감소 등

가동 검사, TLAA (2.2.1

참조)

공 자유동가속부식에

의한 재료손실, 균열가동 검사

제시된 AMP의

효과성이

평가되어야 한다

(2.2.13 참조)

칼란드리아 롤조인트 응력 이완 가동 검사

제시된 AMP의

효과성이


(2.2.13 참조)

증기발생기 쉘

집합체

피 틈새

부식에 기인한

재료의 손실

가동 검사; 수화학

, 경년열화 향의

탐지가 추가 으로

평가되어져야 한다.

소 구경 원자로

냉각재 계통

연결계통 배

SCC, 입계 SCC, 열

기계 하 에

기인한 균열의 생성

성장

가동 검사; 수화학;

1회 검사

, 경년열화 향의

변수 감시/검사

탐지는 추가

평가되어야 함

(2.2.4.1 참조)

탄소강세 지지부식에 기인한

ligament 균열발 소 고유

, 제시된 AMP의

효과성이


(2.2.13 참조)

CASS 펌 이싱

밸 몸체

열 경년열화

취화에 기인한

괴인성의 하

가동 검사 아니오

CASS 배

열 경년열화

취화에 기인한

괴인성의 하

CASS의 열

경년열화 취화아니오

증기발생기 부품유동가속부식에

기인한 벽두께 감소유동가속부식 아니오

KINS/GE-N11

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< 표 1> 원자로 원자로냉 각 재 계통 의 경 년 열 화 리 로그 램

요 약 ( 계속)

부 품 경 년 열 화 향 /기구 A M P 권 고 된 추 가평 가

원자로

냉각재압력경계

(RCPB) 밸

Closure 볼 ,

맨웨이

(manway),고압

고온계통의 Closure

bolting

마모에 기인한

재료의 손실;

응력완화에 기인한

비하 의 하;

반복하 / 는

SCC에 기인한

균열생성 성장

Bolting의 건 성 아니오

증기발생기 2차

Manways

handholds (CS)

침식에 기인한

재료의 손실가동 검사 아니오

가압기 일체형

지지물

반복하 에 기인한

균열 생성 성장가동 검사 아니오

증기발생기

상․하헤드;

tubesheets;

1차노즐

안 단(safe ends)

SCC, PWSCC,

IASCC에 기인한

균열생성 성장

가동 검사; 수화학 아니오

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- 96 -

< 표 2> 원자로 원자로 냉 각 재 계통 에 한 경 년 열 화 리 를 한 F SA R

부 록

로그 램 로그 램 내 용 이 행 계획 *

가동 검사(ISI)

로그램은 평가, 악화의 징후 시정조치에

한 부품 그들의 지지물의 주기 인 체

, 표면 / 는 육안검사로 구성된다. 이

로그램은 과학기술부 고시 제2004-13호

ASME Code 1995년 1996년 부록에 따

른다.

기존 로그램

수화학

공정유체와 같은 물에 노출되어 있는 부품표

면에 한 경년열화효과를 완화하기 하여,

화학 로그램이 부식을 가속시키는 불순물

( ; 염화물, 불화물, 황화물)에 한 수화학을

제어하는데 사용된다.

기존 로그램

1회 검사

본래기능이 계속운 기간 에 잘 유지되도록

경년열화효과가 서서히 진행되는지를 측정함

에 의한 수화학 제어 로그램의 효과성을 검

증하기 하여, 이 , 휘 류, 지 연결부

를 포함한 NPS 4 이하의 소구경배 의 1회

검사가 가장 의심이 가는 치에서 한 기

술을 사용하여 수행된다. 실제 검사 치는

물리 근 가능성, 피폭 수 , NDE 기술,

NRC IN 97-46에서 식별한 치등을 근거로

해야 한다.

검사는 계속운 기간

에 완료되어야 한

다.

Bolting의 건 성

이 로그램은 재료선택, 강도 경도,설치

차, 윤활제 제, 원자력용의 압력유지용

볼트의 선택 설치에 있어서의 부식문제,

향상된 검사 기술에 한 지침으로 구성된다.

이 로그램은 NUREG-1339에 기술된 볼트

의 건 성 로그램과 EPRI NP-5769에 기술

된 산업체의 권고사항에 의존하되, 안 련

볼트에 한 NUREG-1339와 압력유지 볼트

구조물 볼트에 한 EPRI TR-104213에

언 된 것은 외로 한다.

기존 로그램

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< 표 2> 원자로 원자로 냉 각 재 계통 에 한 경 년 열 화 리 를 한 F SA R

부 록 ( 계속)


주조 오스테나이

트 스테인리스강

의 열취화

성자 조사취화

이 로그램은 다음으로 구성된다.

(1) 열취화에 한 주로 스테인리스 강 기기

들에 한 민감성 평가

(2) 열노화와 성자 조사취화의 상승효과에

한 설명.

(3) 필요한 경우로서 추가 검사 로그램의 이행

설계수명 이후의 운

에 한 경우는 그

이 에 이행이 필요

유동가속부식

로그램은 다음으로 구성된다.

(1) 한 해석의 수행 기 검사

(2) 기기의 두께감소와 교체/수리의 범 결정

(3) 확인이나 정량화를 한 후속검사 수행

장기 조치활동 비

이 로그램은 ISI NRC GL 89-08에 따

라 이행

기존 로그램

품질보증

10 CFR 50, App. B에서는 계속운 을 한

경년열화 리 로그램에 한 Corrective

Actions. 확인 차 행정 인 통제에 한

사항을 제시한다. 여기에서는 경년열화 평가가

요구되는 비안 련 구조물과 기기를 포함하

여 확 용된다.




증기발생기

튜 건 성

이 로그램은 NEI 97-06에 한 이행을 포함

한 발 소 기술시방서에 따른 증기발생기의

검사 범 와 주기, 결함을 갖는 튜 의 막음

수리 련 허용기 으로 구성된다.

기존 로그램

발 소별 AMP

이에 한 기 은 경년열화가 향후 10년후 운

기간에 해 리될 것이라는 결정에 한

기 과 련된 정보를 포함하여야 한다.




니 합

이 로그램은 다음을 포함한다.

(1) 민감한 기기들을 확인하기 한 PWSSC

민감성 평가

(2) PWSCC 완화를 한 원자로 냉각재 화

학성분의 감시와 제어

본 로그램은 민감한 통부 부 에 해

서 NRC Generic Letter 97-01에 한 산업체

응답을 기 으로 산업계의 폭넓고, 종합 인

장기검사 로그램을 포함한다.

기존 로그램

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< 표 2> 원자로 원자로냉 각 재 계통 에 한 경 년 열 화 리 를 한 F SA R

부 록 ( 계속)


주조 오스테나이

트 스테인리스강

의 열취화

이 로그램은 다음을 포함한다.

(1) 열취화에 따른 주조 오스테나이트 스테인

리스강 기기의 민감성 평가

(2) 민감한 기기들에 한 경년열화 리로서

보강된 체 검사나 발 소 는 기기별

결함여유 평가 수행

기존 로그램

* 신청자는 FSAR에 이행일정을 명시할 필요는 없다. 그러나 검토자는 신청자가 설계수

명 이후의 운 에 해 완료되어야 하는 어떤 미래의 경년열화 리활동에 한 평가

에서 확인하고, 이행하 는지 확인하여야 한다.

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- 99 -



부록 2.0.2 안전계통

1. 평 가 분 야

본 심사지침은 공학 안 설비의 경년열화 심사를 설명한다. 최근에 건설되는

발 소의 공학 안 설비와 련된 정보는 FSAR 6장, "안 계통"에 포함되

어 있으며, 이는 원 안 해석보고서 검토를 한 안 심사지침과 연 된다.

안 계통 설비는제1 정지계통, 제2 정지계통, 비상노심 냉각계통, 원자로 격납

용기 계통 등으로 구성된다.

USNRC의 GALL 보고서는 특정 재료 기기의 경년열화와 련하여 가압

수형 원 의 계속운 신청 등에서 참고자료로 사용될 수 있다. 평가자 GALL

보고서는 기존 로그램을 변경하지 않고도 경년열화를 리할 수 있는 시

과 계속운 을 하여 논의하는 시 을 결정하기 한 일반 인 평가자의 기

을 문서화한 것이다.

1.1 GA L L 보 고 서에 서 평 가된 A M P

신청자는 GALL 보고서를 계속운 신청 시 인용해도 좋다. 평가자는 GALL

보고서에 명시된 자료가 해당 발 소에 용되는 경우 보고서의 참조문서가

허용가능한지를 확인해야 한다. 이러한 결정을 하여 평가자는 신청자가

GALL 보고서에 기술되고 평가된 로그램의 확인여부를 고려하여야 한다. 그

러나 평가자는 보고서에 기술된 사안의 기본 검토를 반복하지는 말아야 하

며 포 로그램에 한 GALL보고서에서의 동의 사항이 신청자의 로그

램에도 용됨을 입증하고 있는지를 확인하여야 한다.

1.2 GA L L 보 고 서에 의 해 권 고 된 사항 으 로서 경 년 열 화 리 의 추 가 평 가

GALL 보고서는 평가자의 계속운 신청 시 심사과정에서 로그램에 해

추가 인 평가가 필요한지 여부를 악하기 한 근거를 제공한다. 평가자는

계속운 을 해 보강된 로그램을 으로 검토해야 한다.

1.3 GA L L 보 고 서에 서 기술되 지 않 거 나 차이 가 있 는 경 년 열 화 리 평 가

GALL 보고서는 AMP에 한 평가자의 총체 인 평가를 제공한다. 신청자가

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계속운 을 하여 특별 로그램에 의존하지 않거나 특별 로그램 요소의

일반 평가자 평가가 자체 랜트에 용되지 않는다고 지 하면 평가자는 신

청자의 AMP를 검토해야 한다.

GALL 보고서는 특정 기기와 경년열화 효과에 한 포 인 평가자의 평가

를 제시한다. 신청자가 자체 랜트에 하여 GALL 보고서에 제시되어 있지

않은 경년열화 리의 검토에 향 받는 특정 기기를 확인해 왔거나 한 기기

에 한 특별 경년열화 향을 확인해 왔다면, 평가자는 신청자의 해당 AMP

를 검토해야 한다.


계속운 기간동안의 경년열화 향을 리하기 한 로그램과 활동을 요약

한 FSAR 보완본이 검토된다.

2. 합 격 기


안 계통 설비에 한 GALL 보고서 참조 시, 신청자는 GALL 보고서에 제시

된 재료가 특정 랜트에 용 가능하다는 것을 지 해야 하고 GALL 보고서

에 기술되고 평가된 것처럼 로그램 허용 가능성의 조사결과 채택에 필요한

정보를 제시해야 한다. 신청자는 GALL 보고서에 기술되고 평가된 것처럼

한 로그램을 참조할 수 있다.


GALL 보고서는 아래에 제시한 사항들에 하여 추가 인 평가가 수행되어야

하는 것으로 되어 있다.

2.2.1 피 로손 상

피로는 10 CFR 54.3에서 정하는 TLAA 사항이며 그 평가는 10 CFR 54.21(c)

를 따라야 한다. TLAA는 본 심사지침서 3.3( 속 피로 평가)에서 별도로 기술

하고 있다.

2.2.2 일 반 부 식 에 의 한 재 료 의 손 실

가. 열화의 완화를 해 펌 , 밸 , 배 의 일반부식에 의한 재료의 손실은 추

가로 평가하여야 한다. 행 AMP는 련 Design Manual 혹은 EPRI지침서

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(TR-105714)에 근거한 1차 계통수화학 감시 제어에 하고 있으며 1차

계통수화학제어는 정체 유로조건 부 에서의 일반부식에 의한 재료의 손실

을 담당한다. 따라서 부식이 발생하지 않음을 입증하기 하여 화학제어

로그램의 효율성을 검증하여야 한다. GALL 보고서는 이를 해 일반부식

에 의한 재료의 손실을 리하는 로그램의 추가 인 평가를 권고한다. 의

심스런 부 의 선정 기기에 하여 한차례 검사를 실시함으로써 연장운

기간동안 경년열화효과가 발생하지 않거나 는 발생속도가 느려서 의도된

기능이 유지됨을 확인하는 유효한 방법이 된다.

나. 일반부식에 의한 재료의 손실은 격납건물 살수계통, 격납건물 격리 계통 밸

배 , 탄소강기기의 외면 등에서 발생할 수 있다. GALL 보고서는 발

소별로 경년열화효과의 한 리 여부를 추가 으로 평가할 것을 권고

한다. 합격기 은 본 심사지침서 2.0(경년열화 리계획 평가 일반지침)에

기술되어 있다.

2.2.3 피 틈부 식 에 기인 한 재 료 의 국부 손 실

가. 펌 , 밸 , 배 의 피 과 틈부식에 의한 재료의 국부손실의 리는 추가

으로 평가되어야 한다. 기존 AMP는 련 Design Manual 혹은 EPRI지침

(TR-105714)에 따른 1차 계통수화학의 감지 제어에 의존한다. 그러나 냉

각수화학제어는 정체유로 부 에서의 일반부식에 의한 재료의 손실을 담당

하므로 부식발생이 없음을 입증하기 하여 화학제어 로그램의 효율성을

검증하여야 한다. GALL 보고서는 이를 하여 피 과 틈부식에 의한 재료

의 손실 리 로그램에 한 추가 평가를 권고한다. 의심스런 부 의 선정

기기에 하여 한차례 검사를 실시함으로써 연장운 기간 동안 경년열화효

과의 미발생 는 발생속도가 느려서 의도된 기능이 유지됨을 확인하는 방

법이 된다.

나. 격납건물 살수기기, 격납건물 격리 밸 배 등에서 피 틈부식에

의한 재료의 국부손실이 발생할 수 있다. GALL 보고서는 경년열화효과가

히 리됨을 입증키 한 추가 평가를 권고하며 허용기 은 본 심사

지침서 2.0(경년열화 리계획 평가 일반지침)에 기술되어 있다.

2.2.4 미 생 물 학 부 식 에 기인 한 재 료 의 국부 손 실

미생물학 부식에 의한 재료의 국부손실은 GALL 보고서의 다른 장에서는

기술되지 않는 계통인 격납건물 격리 밸 련배 에서 발생한다.

KINS/GE-N11

- 102 -

2.2.5 탄 성 합 체 열 화 에 의 한 특 성값 의 변 화

탄성 합체열화에 기인한 물성치의 변화는 비 가스처리계통의 덕트와 필터

에 련된 부에서 일어날 수 있다. GALL 보고서는 경년열화효과가

히 리됨을 입증하는 추가 인 평가를 권고하며 그 허용기 은 본 심사지침

서 2.0(경년열화 리계획 평가 일반지침)에 기술되어 있다.

2.2.6 침식 에 기인 한 재 료 의 국부 손 실

침부식에 의한 국부 인 재료손실은 고압으로 주입되는 펌 의 최소유량 오리

피스에서 발생한다. GALL 보고서는 경년열화효과가 히 리됨을 입증하

는 추가 인 평가를 권고하며 그 허용기 은 본 심사지침서 2.0(경년열화 리

계획 평가 일반지침)에 기술되어 있다.

2.2.7 부 식 에 의 한 침 물 의 축

일반부식에 기인한 부품의 막힘은 건조탑과 차단실 살수계통의 살수 노즐과

유량조 오리피스에서 일어날 수 있다. 경년열화기구 효과는 살수 노즐과

유량조 오리피스가 주로 기 상태에 있지만 때때로 젖게 되므로 해당된다.

이러한 부품의 건습은 특정한 부식을 가속화 할 수 있다. GALL 보고서는 경

년열화효과가 히 리됨을 입증하는 추가 인 평가를 권고하며 그 허용기

은 본 심사지침서 2.0(경년열화 리계획 평가 일반지침)에 기술되어 있다.

2.2.8 비 안 련 부 품 의 경 년 열 화 리 를 한 품 질 보 증


되어 있다.

2.3 GA L L 보 고 서에 기술되 지 않 거 나 차이 가 있 는 경 년 열 화 리 의 평 가

합격기 은 본 심사지침서 2.0(경년열화 리계획 평가 일반지침)에 기술되어

있다.


계속운 기간 동안 경년열화의 향을 리하기 한 로그램과 조치사항에

한 요약설명은 추후의 변화가 10 CFR 50.59에 의해 FSAR 보완본에서 리

될 수 있도록 히 기술해야 한다. 내용으로는 경년열화 향이 계속운 기

간동안에도 잘 리됨을 측정하기 한 기 에 련된 정보를 포함해야 한다.

KINS/GE-N11

- 103 -

3 . 심사 차

각 심사분야에 해 다음의 심사 차에 따른다.

3 .1 계속운 을 하 여 GA L L 보 고 서에 서 평 가된 경 년 열 화 리 로그 램

신청자는 계속운 신청 시 GALL 보고서를 하게 참조할 수 있다. 평가자

는 GALL 보고서에 기술된 문제의 기본 검토를 반복해서는 안 된다. 평가자

는 신청자가 GALL 보고서에서 기술되고 평가된 로그램 허용성 여부의 채

택에 필요한 정보를 제공해 왔다면, 계속운 신청 시에 보고서에 한 참조문

서가 허용 가능한지를 확인해야 한다. 평가자는 이러한 결정을 해 신청자가

계통, 기기, 재료, 환경에 한 요약분의 제시 여부를 검증한다. 신청자가

용가능한 경년열화 향과 산업 발 소별 운 경험을 검토하 고 GALL

보고서 범 내에 있다고 언 해 왔다면 평가자는 이를 한 검증한다.

평가자는 신청자가 해당원 에 용되는 사항으로서 GALL 보고서에 포함된

공학 안 설비에 한 경년열화의 향을 확인했다는 사실을 검증한다. 한

평가자는 신청자가 인용하는 발 소 로그램에서 평가자가 GALL 보고서의

해당 일반 로그램을 승인하기 해 평가하는 로그램요소와 동일한 내용을

포함하고 있음을 기술하고 있는지를 확인해야 한다. 평가자는 신청자가 이러한

로그램에 해 GALL 보고서가 발 소에 용가능함을 확인하 는지를 검

증해야 한다. 평가자는 GALL 보고서에 기술되고 평가된 것처럼 한 로

그램을 확인해 왔다는 사실을 검증한다. 공학 안 설비를 고려한 GALL 보

고서에서 평가된 로그램은 본 심사지침 <표 1>에 제시되어 있다. GALL 보

고서에서 권고된 것과 같다면 더 이상의 평가자 평가는 불필요하다.

3 .2 GA L L 보 고 서에 의 해 권 고 된 사항 으 로서 경 년 열 화 리 의 추 가 평 가

3 .2.1 피 로손 상

피로는 10 CFR 54.3에서 정하는 TLAA 상이며 그 평가는 10 CFR 54.21(c)

에 따라 수행되어야 한다. 평가자는 TLAA 평가를 본 심사지침서 3.3( 속 피

로 평가)에 따라 별도로 검토하여야 한다.

3 .2.2 일 반 부 식 에 의 한 재 료 의 손 실

가. GALL 보고서는 화학제어 로그램의 효율성 검증을 해 차단실과 건조탑

차단실 살수계통으로 통하는 배 류의 일반 부식에 의한 재료손실 리

로그램에 하여 추가 인 평가를 권고한다. 의심부 의 선정 기기에 한

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- 104 -

한차례의 검사를 통하여 연장운 기간동안 경년열화 효과가 발생하지 않거

나 는 발생속도가 느려서 의도된 기능이 유지됨을 확인할 수 있다.

평가자는 이러한 신청자의 로그램을 심사하는데, 만일 신청자가 의심부

의 선정기기에 하여 한차례 검사를 제안하는 경우 의심 치의 선정이 조

건의 가혹성, 운 시간, 최 설계여유에 근거하고 있는지를 검증해야 한다.

검사 기술로는 육안시험, 음 시험, 표면시험이 모두 가능하다. 후속조치는

검사결과에 한다.

나. GALL 보고서는 격납건물 살수계통, 격납건물 격리밸 련 배 , 그리

고 탄소강 기기 표면의 일반부식에 의한 재료손실 리 로그램의 추가 인

평가를 권고한다. 평가자는 이러한 기기들의 일반부식 리를 하여 사안별

로 한 로그램이 수행될 것임을 입증하기 하여 신청자가 제안한

로그램을 심사한다.

3 .2.3 피 틈부 식 에 의 한 재 료 의 국부 손 실

가. GALL 보고서는 화학제어 로그램의 효율성검증을 해 차단실과 건조탑

차단실 살수계통으로 통하는 배 류의 피 틈부식에 의한 재료손실

리 로그램의 추가 인 평가를 권고한다. 의심부 의 선정 기기에 하여

는 한차례의 검사를 통하여 연장운 기간동안 경년열화 효과가 발생하지 않

거나 는 발생속도가 느려서 의도된 기능이 유지됨을 확인할 수 있다.

평가자는 이러한 신청자의 로그램을 심사하며 만일 신청자가 의심부 의

선정기기에 한 한차례의 검사를 제안하는 경우 의심 치의 선정이 조건의

가혹성, 운 시간, 최 설계여유에 근거하고 있는지를 검증해야 한다. 검사

기술로는 육안시험, 음 시험, 표면시험이 모두 가능하다. 후속조치는 검사

결과에 한다.

나. GALL 보고서는 격납건물 살수기기, 격납건물 격리밸 련 배 의 피

틈부식에 의한 재료의 국부 손실 리 로그램에 하여 평가를 추

가할 것을 권고한다. 평가자는 피 틈부식에 의한 재료의 국부 손실

리를 하여 사안별로 한 로그램이 수행될 것임을 입증하기 한

신청자 제안 로그램을 심사한다.

3 .2.4 미 생 물 학 부 식 에 의 한 재 료 의 국부 손 실

GALL 보고서는 격납건물 살수밸 련배 의 미생물학 부식에 의한

국부 재료손실 리 로그램에 한 평가를 추가할 것을 권고한다. 평가자는

격납건물 격리벽의 미생물학 부식에 의한 국부 재료손실 리에 해 사

KINS/GE-N11

- 105 -

안별로 한 로그램이 수행될 것임을 입증키 하여 신청자가 제안한

로그램을 심사한다.

3 .2.5 탄 성 합 체 열 화 에 의 한 성질 의 변 화

비 가스처리계통의 덕트와 필터 부에서 탄성 합체열화에 의하여 물성

치가 변할 수 있다. GALL 보고서는 경년열화효과가 히 리됨을 입증하

는 추가 인 평가를 권고하며 그 허용기 은 본 심사지침서 2.0(경년열화 리

계획 평가 일반지침)에 기술되어 있다.

3 .2.6 침부 식 에 기인 한 재 료 의 국부 손 실

GALL 보고서는 고압으로 주입되는 펌 의 최소유량 오리피스 침부식에 의한

국부 인 재료손실을 잘 리하기 한 로그램에 하여 추가 인 평가를

권고한다. 평가자는 이러한 경년열화효과가 히 리됨을 입증하기 해 신

청자가 제안하는 로그램을 사안별로 심사한다.

3 .2.7 부 식 에 의 한 침 물 의 축

GALL 보고서는 건조탑과 차단실 살수계통의 살수 노즐과 스 의 막힘을

잘 리하기 한 로그램에 하여 추가 인 평가를 권고한다. 평가자는 이

러한 경년열화효과가 히 리됨을 입증하기 해 신청자가 제안하는 로

그램을 사안별로 심사한다.

3 .2.8 비 안 련 부 품 의 경 년 열 화 리 를 한 품 질 보 증

계속운 을 한 신청자의 AMP는 시정조치, 확인 차 행정 리의 요소

를 포함해야 한다. 안 성 련 부품은 이들 로그램 요소를 설명하기에 합

한 10 CFR Part 50, 부록 B에서 다루어진다. 하지만, 부록 B는 계속운 의 경

년열화검토 상 비안 성 련 부품들에는 용되지 않는다. 그 지만, 신청자

는 10 CFR Part 50, 부록 B 로그램의 범 를 확 하여 이러한 부품들을 포

함하고 련 로그램 요소를 설명할 수 있는 선택권을 가진다. 만약 신청자가

상기 옵션을 선택한다면, 평가자는 신청자가 FSAR 보완본에서 그러한 사항을

문서화했는지 여부를 검증한다. 신청자가 다른 체 수단을 선택한다면, 품질

보증 책임이 있는 부서는 사안별로 신청자 제의를 검토하여야 한다.

3 .3 GA L L 보 고 서에 서 기술되 지 않 거 나 차이 가 있 는 경 년 열 화 리 평 가

검토 차는 본 심사지침서 2.0(경년열화 리계획 평가 일반지침)에 기술되어

KINS/GE-N11

- 106 -

있다.


평가자는 신청자가 계속운 을 한 공학 안 설비의 경년열화 리를 한

FSAR 보완본에 <표 2>와 같은 정보를 제시하 는지를 확인한다. 평가자는

신청자가 제출한 <표 2>와 같은 정보가 제시되었는지를 확인해야 한다.

평가자는 10 CFR 50.71(e)(4)에 따라 요구되는 것으로서 신청자가 차기 계속

운 신청 시 본 FSAR 보완본을 포함시키는 것에 해 해당 FSAR 개정을

인․허가조건으로 부과할 수 있다. 신청자가 10 CFR 50.59의 기 에 해당하는

변경사항을 평가하는 경우에는 허가조건의 일부로서 FSAR 개정완료 시까지

NRC의 사 동의없이 FSAR 보완본에 기술된 로그램을 변경할 수 있다.

<표 2>에서 보듯이, 신청자는 실시일정을 FSAR에 삽입할 필요가 없지만 평

가자는 신청자가 계속운 기간 이 에 실시될 경년열화 리 작업에서 계속운

련 사항을 완료할 것인지를 확인하여야 한다. 평가자는 신청자가 합의한

날짜 이 에 작업이 완료하여야 한다는 허가조건을 어떠한 계속운 사항에도

부과할 수 있다.


평가자는 본 심사에 한 비를 해 충분하고도 합한 정보가 제공된 것과

평가자는 신청자가 CLB에 따라 계속운 기간동안 고유기능을 유지함을 보장

할 수 있도록 공학 안 설비와 련한 경년열화 향이 합하게 리될 것

임을 입증하 으며 한 FSAR 보완본에 공학 안 설비의 경년열화 향을

리하기 한 로그램 활동에 해 하게 요약 설명되었다는 결론을

내릴 수 있는지 검증해야 한다.

5 . 참고 자료



July 1981.

[2] NUREG-1801, "Generic Aging Lessons Learned (GALL)," U.S. Nuclear


[3] EPRI TR-105714, PWR primary Water Chemistry Guidelines-Revision 3,


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- 107 -

< 표 1> GA L L 보 고 서에 서 평 가된 공 학 안 설 비 에 한 A M P 요 약

부 품 경 년 열 화 효 과 A M P 추 가 평 가 권 고

비상노심냉각계통의

배 , 휘 류, 밸피로손상

10 CFR 54.21(c)에


, TLAA (2.1

참조)

원자로건물 살수,

원자로건물 격리

비상 노심

냉각계통의 부품

일반 부식에 기인한

재료의 손실발 소 고유

, 발 소 고유

(2.2.2 참조)

원자로건물 살수,

원자로건물 격리

비상 노심

냉각계통의 부품

피 틈새

부식에 기인한

재료의 손실

발 소 고유, 발 소 고유

(2.2.3 참조)

원자로건물

격리밸 련

배

미생물학

부식으로 인한

재료의 손실


(2.2.4 참조)

고압 주입펌

최소유량 오리피스

침식에 기인한


, 발 소 고유

(2.2.6 참조)

비상노심

냉각계통에 있는

CASS의 배

휘 류

열 경년열화

취화에 기인한

괴인성의 하

CASS의 열

경년열화 취화아니오

개방 사이클

냉각계통으로

작업하는 부품

부식에 기인한

재료의 손실

/ 는

biofouling에 기인한

침 물의 축

개방 사이클

냉각수계통아니오

개방 사이클

냉각계통으로

작업하는 부품

일반, 피 , 틈새

부식에 기인한

재료의 손실

폐형 냉각수계통 아니오

원자로건물 살수

비상노심냉각계통의

펌 , 밸 , 휘 류

SCC에 기인한

균열생성 성장수화학 아니오

KINS/GE-N11

- 108 -

<표 1> GALL 보고서에서 평가된 공학 안 설비에 한 AMP 요약( 계속)


탄소강 부품붕 산 부 식 에 기인한

재료의 손실붕 산 부식 아니오

고온이나 고압 계통

에 있는 Closure

bolting

일반부식에 기인한

재료의 손실, 응력완

화에 기인한 비하

의 하, 반복하

이나 SCC에 기인한

균열의 생성 성

장

볼트 체결의 건 성 아니오

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- 109 -

< 표 2> 공 학 안 설 비 의 경 년 열 화 리 에 한 F SA R 보 완 본

로그 램 로그 램 의 설 명 이 행 계획 *

볼트체결의 건

성

이 로그램은 재부하의 하, 균열 재료의

손실을 포함한 잠재 문제의 지시에 한

closure 볼트체결의 주기 검사를 포함한다. 이

로그램은 재료선택, 강도 경도, 설치 차,

윤활유 재, 원자력용 압력보유 볼트의

선택 설치에서의 부식문제, 향상된 검사기술

에 한 지침들로 구성되어 있다. 이 로그램

은 NUREG-1339에 기술된 볼트 건 성 로그

램과 EPRI NP-5769에 기술된 산업체의 권고사

항에 따른다. 단, 안 련 볼트에 한

NUREG-1339 압력보유 볼트 구조용 볼

트에 한 EPRI TR-104213에 한 것은 외

로 한다.

기존 로그램

붕 산 부 식

이 로그램은 다음과 같이 구성된다:

(1) 붕산수 설에 잠재 으로 노출된 외부 표

면의 육안 검사

(2) 설 경로의 시 발견 잔류 붕산수의

제거

(3) 손상의 평가

(4) 성에 한 후속 검사

이 로그램은 GL 88-05에 응하여 수행된다.

기존 로그램

폐형 냉각수 계

통

이 로그램은 폐형 냉각수 계통에 한

EPRI TR-107396의 지침을 근거로 하여 검사

비 괴시험으로 구성된 비화학 물질 감시를

수행하고 억제제를 유지하여 부식을 최소화하는

방수단에 의존한다.

기존 로그램

유동가속 부식

(FAC)

이 로그램은 다음과 같이 구성된다:

(1) 한 해석 기 검사를 수행

(2) 감육 정도, 교체/보수 부품을 측정

(3) 확인하거나 정량화를 한 후속조치를 수행

하고 장기 인 시정조치를 취한다.

이 로그램은 EPRI 지침인 NSAC-202L-R2의

이행사항에 따른다.

KINS/GE-N11

- 110 -

< 표 2> 공 학 안 설 비 의 경 년 열 화 리 에 한 F SA R 보 완 본 ( 계속)

로그 램 로그 램 의 설 명 이 행 계획 *

개방 사이클 냉

각수 계통

이 로그램은 다음을 포함한다:

(a) biofouling의 감시 통제, (b) 열 달을 검

증하는 시험, (c) 정례 검사 정비 로그램,

(d) 장계통검사, (e) 정비, 운 , 교육 수행사

항 차의 검토. 이 로그램은 개방 사이클

냉각수( 는 용수) 계통이 계속운 기간 동안에

리될 수 있다는 것을 보증하기 하여 GDC

QA를 수한다는 보증을 제공한다. 이 로

그램은 NRC GL 89-13에 응한 것이다.

기존 로그램

발 소 고유

AMP

이 설명은 계속운 기간 에 경년열화효과가

리될 것이라는 측정하는 기 에 련된 정보

를 포함하여야 한다.

로그램은 계

속운 기간

에 이행되어

야 한다

품질보증

10 CFR 50 부록 B는 계속운 을 한 AMP에

한 시정조치, 확인 차, 행정 리에 하여

규정한다. 이 기존 로그램의 범 는 계속운

을 하여 AMR을 받아야 하는 비안 구조물

부품을 포함하도록 확 될 것이다.

로그램은 계

속운 기간

에 이행되어야

한다.

CASS AMP의

열 경녕열화 취

화

이 로그램은 수 수 회수계통과 사용후

핵연료 풀과의 연계되는 배 선을 포함하여

PWR ECCS 계통에 있는 CASS 배 휘

류에 한 민감성의 측정으로 되어 있다. 잠재

으로 민감한 배 에 하여, 경년열화 리는

향상된 체 시험이나 부품고유의 균열내성 평

가를 통해 수행된다.

기존 로그램

수화학

공정유와 같은 물에 노출된 부품 표면상의 경년

열화 효과를 완화하기 하여, 화학 로그램이

부식을 가속하는 물의 불순물( , 염화물, 불화

물, 황화물)을 통제하는데 사용된다. 이 로그

램은 여러 가지의 오염물질 최고치를 1차 냉각

수 화학처리를 한 EPRI 지침서 TR-105714에

근거한 계통고유 한계치 이하로 유지하기 한

수화학감시 통제에 따른다.

기존 로그램

* 신청자는 FSAR에 이행계획을 통합하지 않을 필요가 있다. 그러나, 평가자는

신청자가 계속운 신청서에서 계속운 기간 에 완결해야할 향후 경년열화

리 활동을 약속하고 확인했다는 것을 검증해야 한다. 평가자는 신청자가 약

속한 날짜 이 에 이러한 활동들을 완결할 것이라는 것을 보증하기 하여 계

속운 에 한 허가조건으로 부과할 수도 있다.

KINS/GE-N11

- 111 -



부록 2.0.3 보조 및 일반 서비스계통

1. 평 가 분 야

본 심사지침은 계속운 을 한 보조 일반 서비스계통의 경년열화 리방

안을 설명하고 있다. 보조 일반 서비스계통과 련된 정보는 FSAR 9장에

수록되어 있다. 본 심사지침서에 포함된 보조 일반 서비스계통은 냉각수,

열제거 복수기 순환수, 복수 장 계통을 제외하고 안 심사지침의 내용과

일치한다. 오래된 원 의 경우 계속운 을 한 AMR 상 보조계통의 로는

신연료 장, 사용후연료 장, 사용후연료 장조 냉각 정화계통, 사용후 연료

취 , 개방형 냉각수, 폐형 냉각수, 환형기체계통, 압축공기 가스, 수시

료 채취, 배수, 화학처리, 공기조화, 수 리, 소방계통, 비상디젤발 기 계통,

그리고 비 디젤발 기계통 등이다.

경년열화 리 방안은 본 심사지침서 부록 2.0.1(원자로 공정계통)에 따라

심사하고 환형기체계통 수 리는 본 심사지침서 2.12(환형기체계통)

2.20( 수 리)에 따라 심사한다. 용수계통, 폐형냉각수, 압축공기 가스,

공기조화 등의 계통은 품질표 의 B그룹으로 분류되는 부분을 가지고 있는데

이러한 상들의 경년열화 리는 본 심사지침에 따라 심사한다.

U.S. NRC에서는 GALL 보고서를 발행해왔다. GALL 보고서는 일반 으로 기

존 로그램이 아무 변경 없이 경년열화를 리하는데 합한지 여부와 허가

갱신 수행을 하여 기존 로그램을 보강해야하는지의 여부를 결정하기 한

평가자의 기 을 문서화하 다. GALL 보고서는 계속운 신청 시에 참조할

수 있으며, 승인된 주제 보고서와 동일하게 다루어져야 한다.

1.1 계속운 에 하 여 GA L L 보 고 서에 서 평 가된 A M P

신청자는 신청 상 원 의 로그램이 보고서의 검토승인사항에 잘 일치함과

추가 심사가 필요 없음을 설명하기 해 GALL보고서를 계속운 신청 시 인

용할 수 있다. 평가자는 GALL 보고서에 명시된 자료가 해당 발 소에 용되

는 경우 보고서의 참조문서가 허용가능한지를 확인해야 한다. 이러한 결정을

하여 평가자는 신청자가 GALL 보고서에 기술되고 평가된 로그램의 확인

KINS/GE-N11

- 112 -

여부를 고려하여야 한다. 그러나 평가자는 보고서에 기술된 사안의 기본 검

토를 반복하지는 말아야 하며 포 로그램에 한 GALL보고서에서의 동의

사항이 신청자의 로그램에도 용됨을 입증하고 있는지를 확인하여야 한다.


GALL 보고서는 평가자의 계속운 심사과정에서 로그램에 해 추가 인

평가가 필요한지 여부를 악하기 한 근거를 제공한다. 평가자는 계속운

수행을 해 보강된 로그램을 으로 검토해야 한다.





청자의 경년열화 로그램을 검토해야 한다. GALL 보고서는 특정 기기와 경

년열화 효과에 한 포 인 평가자의 평가를 제시한다. 신청자가 자체 랜

트에 하여 GALL 보고서에 제시되어 있지 않은 경년열화 리의 검토에

향받는 특정 기기를 확인해 왔거나 한 기기에 한 특별 경년열화 향을 확

인해 왔다면, 평가자는 신청자의 해당 AMP를 검토해야 한다.




2. 합 격 기

2.1 GA L L 보 고 서에 서 평 가된 경 년 열 화 리 로그 램

보조 일반 서비스계통의 경년열화를 리하기 한 허용 가능한 방법은

GALL보고서 9장에서 기술되고 평가된다. GALL 보고서를 참조한 경우, 신청

자는 GALL 보고서에 제시된 재료가 특정 랜트에 용가능하다는 것을 지

해야 하고 GALL 보고서에 기술되고 평가된 것처럼 로그램 허용 가능성

의 조사결과 채택에 필요한 정보를 제시해야 한다. 신청자는 GALL 보고서에

기술되고 평가된 것처럼 한 로그램을 참조할 수 있다.


GALL 보고서는 다음의 사항들에 하여 추가 인 평가가 수행되어야 한다는

KINS/GE-N11

- 113 -

것을 지 한다.

2.2.1 일 반 , 피 틈 부 식 에 의 한 재 료 의 손 실

가. 일반 , 피 , 틈부식으로 인한 재료손실은 사용후연료 장조 냉각 정화

계통의 채 헤드 근커버, 튜 튜 시트에서 발생한다. 수화학 로

그램은 일반 , 피 , 틈부식으로 인한 재료손실 효과를 리하기 한

EPRI 지침 경수로의 2차계통 수화학(TR-102134) 규정과 혹은 1차계통

수화학(TR-105714) 규정에 근거한 원자로 수화학 감시 조 에 의한다.

그러나 틈새에서의 불순물 축 과 정체유로 지역은 일반 , 피 , 틈부식의

요인이 된다. 그러므로 화학제어 로그램의 효율성 검증은 부식방지를 보증

하는 방향으로 수행되어야 한다. GALL보고서는 이를 해 일반 , 피 ,

틈부식에 인한 재료의 손실을 리하는 로그램의 추가 인 평가를 권고

한다. 민감한 부 의 선정기기에 하여 한차례 검사를 실시함으로써 연장

운 기간 동안 경년열화효과의 미발생 는 발생속도가 느려서 의도된 기

능이 유지됨을 확인하는 방법이 된다.

나. 일반 , 피 , 틈부식으로 인한 재료손실은 사용후연료 장조 냉각 정화

계통의 필터하우징, 밸 몸체 이온교환기 노즐에서 발생한다. 수화학

로그램은 일반, 피 , 틈부식으로 인한 재료손실 효과를 리하기 한

EPRI 지침 경수로의 2차계통 수화학(TR-102134) 규정과 1차계통 수화

학(TR-105714) 규정에 근거한 원자로 수화학 감시 조 에 의한다. 그러

나 틈새에서의 불순물 축 과 정체유로 지역은 일반 , 피 , 틈부식의 요인

이 된다. 그러므로, 화학제어 로그램의 효율성 검증은 부식방지를 보증하는

방향으로 수행되어야 한다. GALL보고서는 이를 해 일반 , 피 , 틈부식

에 인한 재료의 손실을 리하는 로그램의 추가 인 평가를 권고한다. 의

심스런 부 의 선정기기에 하여 한차례 검사를 실시함으로써 연장운 기

간 동안 경년열화효과의 미발생 는 발생속도가 느려서 의도된 기능이 유

지됨을 확인하는 방법이 된다.

2.2.2 탄 소 합 체 열 화 에 의 한 경 화 , 균 열 강 도 하 는 마 모 에 의 한 재 료

손 실

탄소 합체열화에 의한 경화, 균열은 사용후연료 장조 냉각 정화계통의 필

터, 밸 이온교환기의 탄소 합체라이닝에서 발생한다. 탄소 합체열화에

의한 경화 강도 하는 제어실, 보조 방사성폐기물 지역, 격납건물 난방

환기계통 덕트의 깃과 부, 필터의 고무 부 , 디젤발 기 건물 환

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기계통 덕트의 깃과 부에서 발생된다. GALL보고서는 경년열화효과가

히 리됨을 입증하는 추가 인 평가를 권고하며 그 허용기 은 본 심사지

침서 2.0(경년열화 리계획 평가 일반지침)에 기술되어 있다.

2.2.3 피 로손 상

피로는 10 CFR 54.3에 정의된 TLAA 상이다. TLAA는 10 CFR 54.21(c)(1)

에 따른 평가가 요구된다. TLAA의 평가는 본 심사지침서 3.3( 속피로 평가)

에 기술되어 있다.

2.2.4 균 열 는 응 력부 식 균 열 에 의 한 균 열 의 발 생 성장

응력부식균열은 인장응력과 부식환경이 동시에 존재할 경우 민감한 재료에서

균열이 발생, 성장하는 경년열화 상이다. 각 재료별로 응력부식균열이 발생

할 수 있는 고유의 환경이 존재하며 일반 으로 탄소강보다는 보호피막을 형

성하고 있는 스테인리스강 등에서 발생하기 쉽다. 스테인리스강 재질의 압력용

기 부속기기에 해 운 환경 하 상태를 고려하여 응력부식균열의 발생가

능성과 그 향을 검토한다. GALL보고서는 경년열화효과가 히 리됨을

입증하는 추가 인 평가를 권고하며 그 허용기 은 본 심사지침서 2.13(니 합

노즐 통부 용 부 )에 기술되어 있다.

2.2.5 일 반 , 미 생 물 학 향 , 피 틈부 식 에 의 한 재 료 손 실

일반 , 피 , 틈부식으로 인한 재료손실은 제어실, 보조 방사성폐기물 지

역, 격납건물 난방 환기계통 에서의 배 , 필터하우징, 지지물에서 발생할

수 있으며, 디젤발 기 건물의 배 , 디젤연료오일계통과 디젤엔진 시동 연

소용 공기주입구, 비상디젤발 기 계통내 보조배기계통의 지상배 , 합부, 밸

펌 에서 발생할 수 있다. 사용후연료 장조 냉각 정화계통의 필터하

우징, 밸 몸체 이온교환기 노즐에서 발생한다. 일반 피 , 틈, 미생물학

향에 의한 재료손실은 덕트 연결부, 근문, 덮개볼트, 덕트의 골조 하

우징에서 발생할 수 있으며, 피 과 틈부식에 의한 손실은 공기취 냉난방코

일에서, 일반부식에 의한 손실은 모든 탄소강기기의 표면과 환기계통의 100℃

이하의 온도에 노출된 볼트에서 발생할 수 있다. GALL보고서는 경년열화효과

가 히 리됨을 입증하는 추가 인 평가를 권고하며 그 허용기 은 본 심

사지침서 2.0(경년열화 리계획 평가 일반지침)에 기술되어 있다.

2.2.6 일 반 , 갈 바 닉 , 피 , 틈 부 식 에 의 한 재 료 손 실

일반 , 갈바닉, 피 , 틈 부식에 의한 재료손실은 화재방호, 원자로 냉각재펌

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- 115 -

오일수집계통의 탱크, 배 , 밸 몸체 튜 에서 발생할 수 있다. 화재방

호 로그램은 10 CFR 50 부록R의 지침과 부식에 의한 재료손실을 리하기

한 SRP BTP 9.5-1에 따르는 육안 체 검사에 의한다. 그러나 부식은 물

이 고이는 곳에서 발생할 수 있으므로 로그램의 효율성 검증은 부식방지를

보증하는 방향으로 수행되어야 한다. GALL보고서는 로그램의 효율성을 검

증하기 하여 일반 , 갈바닉, 피 , 틈 부식에 의한 재료손실을 리하는

로그램의 추가 인 평가를 권고한다. 의심스런 부 의 선정기기에 하여 한차

례 검사를 실시함으로써 연장운 기간 동안 경년열화효과의 미발생 는 발생

속도가 느려서 의도된 기능이 유지됨을 확인하는 방법이 된다.

2.2.7 일 반 , 피 , 틈, 미 생 물 학 부 식 생 물 학 불 순 물 에 의 한 재 료 손 실

일반 , 피 , 틈, 미생물학 부식 생물학 불순물에 의한 재료손실은 디

젤연료오일계통 탱크의 내부표면에서 발생할 수 있으며 일반 , 피 , 틈, 미생

물학 부식에 의한 재료손실은 비상디젤발 기 계통내 디젤연료오일계통 탱

크에서 발생할 수 있다. 행 AMP는 부식과 생물학 불순물로 인한 재료손

실 효과를 리하기 한 ASTM표 D4057, D1796, D2709, D2276의 지침에

따라 연료오일오염을 감시하고 조 하는 연료오일 화학 로그램에 의한다. 부

식과 생물학 불순물은 오염물질이 모이는 곳에서 발생하기 쉽다. GALL보고

서는 이를 해 부식/생물학 불순물로 인한 재료의 손실을 리하는 로그

램의 추가 인 평가를 권고한다. 의심스런 부 의 선정기기에 하여 한차례

검사를 실시함으로써 연장운 기간 동안 경년열화효과의 미발생 는 발생속

도가 느려서 의도된 기능이 유지됨을 확인하는 방법이 된다.

2.2.8 비 안 성 련 기기의 경 년 열 화 리 를 한 품 질 보 증


되어 있다.

2.2.9 응 력부 식 균 열 반 복 하 에 기인 한 균 열 발 생 성장

검토자는 확인된 오스테나이트 스테인리스강 부 에 해 응력부식균열을

리하기 한 발 소 해당 로그램의 유효성을 검토한다. 수화학 로그램은

응력부식균열 반복하 에 기인한 균열 발생 성장 효과를 리하기 하

여 련 Design Manual 에 한 지침에 근거한 수화학 감시 조 에 의한

다. 화학제어 로그램의 효율성 검증은 부식방지를 보증하는 방향으로 수행되

어야 한다. GALL보고서는 로그램의 효율성을 검증하기 하여 응력부식균

KINS/GE-N11

- 116 -

열 반복하 에 기인한 균열 발생 성장을 리하는 로그램의 추가 인

평가를 권고한다. 민감한 부 의 선정기기에 하여 한차례 검사를 실시함으로

써 연장운 기간 동안 경년열화효과의 미발생 는 발생속도가 느려서 의도된

기능이 유지됨을 확인하는 방법이 된다.

2.2.10 일 반 부 식 에 의 한 성자흡수능 의 감 소 재 료 손 실

일반 부식에 의한 성자흡수능의 감소 재료손실은 사용후연료 장조 내의

사용후연료 장 성자흡수체에서 일어날 수 있다. GALL보고서는 경년열화

효과가 히 리됨을 입증하는 추가 인 평가를 권고하며 그 허용기 은

본 심사지침서 2.0(경년열화 리계획 평가 일반지침)에 기술되어 있다.

2.2.11 일 반 , 피 , 틈, 미 생 물 학 부 식 에 의 한 재 료 손 실

일반 , 피 , 틈, 미생물학 부식에 의한 재료손실은 용수계통과 디젤연료오

일계통의 지하배 연결부에서 발생할 수 있다. 매설배 과 탱크검사 로그램

은 일반 , 피 , 틈, 미생물학 부식에 의한 재료손실을 리하기 한 산업

체 행과 배 굴삭빈도, 운 경험에 의한다. 매설배 과 탱크검사 로그램의

효율성은 재료손실의 발생을 방지하도록 매설기기에 한 신청자의 검사빈도

운 경험을 평가하여 검증한다.



있다.


FSAR 보완본에서 계속운 기간 동안 경년열화의 향을 리하기 한 로

그램과 조치사항에 한 요약설명은 추후의 변화가 10 CFR5 0.59에 의해 제어

될 수 있다는 식으로 히 기술해야 한다. 내용으로는 경년열화 향이 연장

운 기간동안에도 잘 리됨을 결정하기 한 기 에 련된 정보를 포함해

야 한다.

3 . 심사 차

각 심사분야는 다음의 심사 차를 따른다.

3 .1 GA L L 보 고 서에 서 평 가된 경 년 열 화 리 로그 램


KINS/GE-N11

- 117 -



택에 필요한 정보를 제공해 왔다면, 계속운 신청서에서 보고서에 한 참조

문서가 허용 가능한지를 확인해야 한다. 평가자는 이러한 결정을 해 신청자

가 계통, 기기, 재료, 환경에 한 요약분의 제시 여부를 검증한다. 신청자

가 용 가능한 경년열화 향과 산업 발 소별 운 경험을 검토하 고

GALL 보고서 범 내에 있다고 언 해 왔다면 평가자는 이를 한 검증한다.


보조계통 기기에 한 경년열화의 향을 확인했다는 사실을 검증한다. 한

평가자는 신청자가 인용하는 발 소 로그램에서 평가자가 GALL보고서의

해당 일반 로그램을 승인하기 해 평가하는 로그램요소와 동일한 내용을

포함하고 있음을 기술하고 있는지를 확인해야 한다. 평가자는 신청자가 이러한

로그램에 해 GALL보고서가 발 소에 용 가능함을 확인하 는지를 검

증해야 한다.

평가자는 GALL 보고서에 기술되고 평가된 것처럼 한 로그램을 확인해

왔다는 사실을 검증한다. 보조 계통에 하여 GALL 보고서에서 평가된 로

그램은 본 심사지침의 <표 1>에 요약되어 있다. GALL 보고서에서 권고된 것

과 같다면 더 이상의 평가자 평가는 불필요하다.



것을 지 한다.

3 .2.1 일 반 , 피 틈 부 식 에 의 한 재 료 의 손 실

가. GALL 보고서는 수화학 로그램의 효율성 검증을 하여 사용후연료 장조

냉각 정화계통 열교환기의 채 헤드 근커버, 튜 튜 시트의

일반 , 피 , 틈부식으로 인한 재료손실을 리하기 한 로그램의 추가

평가를 권고한다. 수화학 로그램은 일반 , 피 , 틈부식으로 인한 재

료손실 효과를 리하기 한 련 EPRI 지침 경수로의 2차계통 수화학

(TR-102134) 규정과 1차계통 수화학(TR-105714) 규정에 근거한 원자로 수

화학 감시 조 에 의한다. 그러나, 틈새에서의 불순물 축 과 정체유로

지역은 일반 , 피 , 틈부식의 요인이 된다. 그러므로, 화학제어 로그램의

효율성 검증은 부식방지를 보증하는 방향으로 수행되어야 한다.

평 가자는 연장운 기간동안 부식이 일어나지 않고 의도된 기능이 유지됨

KINS/GE-N11

- 118 -

을 보증하기 해 신청자가 제안한 로그램을 검토한다. 만일 신청자가 의

심스런 부 의 선정기기에 하여 부식이 일어나지 않음을 보증하기 하여

한차례 검사를 실시하자고 제안하면 평가자는 선정부 가 조건의 혹독성,

운 시간, 최 설계여유에 근거하고 있는지를 검증한다. 한, 평가자는 제

안된 검사가 육안, 음 , 표면처리 기술을 포함하는 ASME 코드

ASTM 표 과 비슷한 기술을 사용하여 수행될 것인지를 검증한다.

나. GALL 보고서는 수화학 로그램의 효율성을 검증키 해 사용후연료 장조

냉각 정화계통의 필터하우징, 밸 몸체 이온교환기 노즐에서 발생하

는 피 , 틈부식으로 인한 재료손실을 리하기 한 로그램을 추가 으

로 평가할 것을 권고한다. 수화학 로그램은 일반, 피 , 틈부식으로 인한

재료손실 효과를 리하기 한 EPRI 지침 경수로의 2차계통 수화학

(TR-102134) 규정과 1차계통 수화학(TR-105714) 규정에 근거한 원자로 수

화학 감시 조 에 의한다. 그러나, 틈새에서의 불순물 축 과 정체유로

지역은 피 , 틈부식의 요인이 된다. 그러므로 화학제어 로그램의 효율성

검증은 연장운 기간 동안 부식방지 기기의 의도된 기능이 유지됨을 보

증하는 방향으로 수행되어야 한다.

평가자는 계속운 기간동안 부식이 일어나지 않고 의도된 기능이 유지됨을

보증하기 해 신청자가 제안한 로그램을 검토한다. 만일 신청자가 의심

스런 부 의 선정기기에 하여 부식이 일어나지 않음을 보증하기 하여

한차례 검사를 실시하자고 제안하면 평가자는 선정부 가 조건의 혹독성,

운 시간, 최 설계여유에 근거하고 있는지를 검증한다. 한, 평가자는 제

안된 검사가 육안, 음 , 표면처리 기술을 포함하는 ASME 코드

ASTM 표 과 비슷한 기술을 사용하여 수행될 것인지를 검증한다.

3 .2.2 고 무 열 화 에 의 한 경 화 , 균 열 강 도 하 는 마 모 에 의 한 재 료 손 실

GALL 보고서는 사용후연료 장조 냉각 정화계통의 밸 의 고무열화에 의

한 경화, 균열을 리하기 한 로그램에 한 추가 인 평가를 권고한다.

GALL 보고서는 제어실, 보조 방사성폐기물 지역, 격납건물 1차 난방

환기 계통 필터의 고무 과 덕트 합부 부의 고무열화, 디젤발 기

건물 환기계통 덕트 합부 부의 경화 강도손실을 리하기 한

로그램에 해서도 추가 인 평가를 권고한다. GALL 보고서는 환기계통 덕

트 합부 부의 마모에 의한 재료손실을 리하기 한 로그램에

해서도 추가 인 평가를 권고한다. 평가자는 이러한 경년열화효과가 히

리됨을 입증하기 해 신청자가 제안하는 로그램을 사안별로 심사한다.

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- 119 -

3 .2.3 피 로손 상

피로는 10 CFR 54.3에 정의된 TLAA 상이다. TLAA는 10 CFR 54.21(c)(1)

에 따른 평가가 요구된다. TLAA의 평가는 본 심사지침서 3.3( 속피로 평가)

에 별도로 기술한다.

3 .2.4 균 열 는 응 력부 식 균 열 에 의 한 균 열 의 발 생 성장

수 수 회수계통의 고압펌 균열에 의한 균열 발생 성장을 리하

기 한 로그램 한 추가 인 평가를 권고한다. 평가자는 이러한 경년열화

효과가 히 리됨을 입증하기 해 신청자가 제안하는 로그램을 사안별

로 심사한다.

3 .2.5 일 반 , 미 생 물 학 향 , 피 틈부 식 에 의 한 재 료 손 실

GALL 보고서는 제어실, 보조 방사성폐기물 지역, 격납건물 난방 환기

계통 에서의 배 , 필터하우징, 지지물에서 발생할 수 있으며, 디젤발 기 건물

의 배 , 디젤연료오일계통과 디젤엔진 시동 연소용 공기주입구, 비상디젤

발 기 계통내 보조배기계통의 지상배 , 합부, 밸 펌 에서 발생하는

일반 , 피 , 틈부식으로 인한 재료손실을 리하기 한 로그램 한 추가

인 평가를 권고한다. GALL 보고서는 덕트연결부, 근문, 덮개볼트, 덕트의

골조 하우징의 일반 , 피 , 틈부식 응력부식균열과 공기취 냉난방코

일의 피 틈부식, 모든 탄소강 기기의 표면과 환기계통의 100℃ 이하의 온

도에 노출된 볼트의 일반 부식에 의한 재료손실을 리하기 한 로그램

한 추가 인 평가를 권고한다. 평가자는 이러한 경년열화효과가 히 리

됨을 입증하기 해 신청자가 제안하는 로그램을 사안별로 심사한다.

3 .2.6 일 반 , 갈 바 닉 , 피 , 틈 부 식 에 의 한 재 료 손 실

GALL 보고서는 화재방호, 원자로 냉각재펌 오일수집계통의 탱크, 배 , 밸

몸체 튜 에서 발생하는 일반 , 갈바닉, 피 , 틈 부식에 의한 재료손실

을 리하기 한 로그램 한 추가 인 평가를 권고한다. 화재방호 로그

램은 10 CFR 50 부록R의 지침과 부식에 의한 재료손실을 리하기 한 SRP

BTP 9.5-1에 따르는 육안 체 검사에 의한다. 그러나 부식은 물이 고이는

곳에서 발생할 수 있다. 그러므로 화학제어 로그램의 효율성 검증은 연장운

기간 동안 부식방지 기기의 의도된 기능이 유지됨을 보증하는 방향으로 수

행되어야 한다.

KINS/GE-N11

- 120 -

평가자는 계속운 기간 동안 부식방지 기기의 의도된 기능이 유지됨을 보

증하도록 신청자가 제안한 로그램을 검토한다. 만일 신청자가 탱크하단 내부

의 육안검사를 한차례 실시하자고 제안하면 부식이 일어나지 않음을 보증하기

한 검사를 실시한다. 만일 부식이 발견되면 문제부 의 체 검사를 실시한

다. 검사결과는 다른 용의 기기 단의 지표로 활용된다. 한, 평가자는 제안

된 검사가 육안, 음 , 표면처리 기술을 포함하는 ASME 코드 ASTM 표

과 비슷한 기술을 사용하여 수행될 것인지를 검증한다.

3 .2.7 일 반 , 피 , 틈, 미 생 물 학 부 식 생 물 학 불 순 물 에 의 한 재 료 손 실

GALL 보고서는 디젤연료오일계통 탱크의 내부표면의 일반 , 피 , 틈, 미생

물학 부식 생물학 불순물에 의한 재료손실과 비상디젤발 기 계통내

디젤연료오일계통 탱크에서의 일반 , 피 , 틈, 응력부식균열에 의한 재료손실

을 리하기 한 로그램 한 추가 인 평가를 권고한다. 연료오일 화학

로그램은 부식과 생물학 불순물로 인한 재료손실 효과를 리하기 한

ASTM 표 D4057, D1796, D2709, D2276의 지침에 따른 연료오일오염의 감

시와 조 에 의한다. 부식과 생물학 불순물은 오염물질이 모이는 곳에서 발

생하기 쉽다. 연료오일 로그램의 효율성 검증은 계속운 기간 동안 부식방지

기기의 의도된 기능이 유지됨을 보증하는 방향으로 수행되어야 한다. 평가

자는 계속운 기간 동안 부식과 생물학 불순물이 발생하지 않고 기기의 의

도된 기능이 유지됨을 보증하도록 신청자가 제안한 로그램을 검토한다. 만일

신청자가 의심스런 부 의 선정기기에 하여 부식과 생물학 불순물이 발생

하지 않음을 보증하기 하여 한차례 검사를 실시하자고 제안하면 평가자는

선정부 가 조건의 혹독성, 운 시간, 최 설계여유에 근거하고 있는지를 검증

한다. 한, 평가자는 제안된 검사가 육안, 음 , 표면처리 기술을 포함하는

ASME 코드 ASTM 표 과 비슷한 기술을 사용하여 수행될 것인지를 검증

한다.

3 .2.8 비 안 성 련 기기의 경 년 열 화 리 를 한 품 질 보 증

계속운 을 한 신청자의 AMP는 시정조치, 확인 차 행정 통제의 요소

를 포함해야 한다. 안 성 련 기기는 이들 로그램 요소를 설명하기에 합

한 10 CFR Part 50, 부록 B에서 다루어진다. 하지만, 부록 B는 계속운 의

AMR 상 비안 성 련 기기들에는 용되지 않는다. 그 지만, 신청자는 10

CFR Part 50, 부록 B 로그램의 범 를 확 하여 이러한 기기들을 포함하고

련 로그램 요소를 설명할 수 있는 선택권을 가진다. 만약 신청자가 상기

KINS/GE-N11

- 121 -

옵션을 선택한다면, 평가자는 신청자가 FSAR 보완본에서 그러한 사항을 문서

화했는지 여부를 검증한다. 신청자가 다른 체 수단을 선택한다면, 품질보증

담당 부서는 사안별로 신청자 제의를 검토하여야 한다.

3 .2.9 응 력부 식 균 열 반 복 하 에 기인 한 균 열 발 생 성장

검토자는 확인된 오스테나이트 스테인리스강 부 에 해 응력부식균열을

리하기 한 발 소 해당 로그램에. 한 추가 인 평가를 권고한다. 수화학

로그램은 응력부식균열 반복하 에 기인한 균열 발생 성장 효과를

리하기 하여 경수로의 1차계통 수화학(TR-105714)에 한 지침에 근거한

수화학 감시 조 에 의한다. 화학제어 로그램의 효율성 검증은 부식방지

를 보증하는 방향으로 수행되어야 한다.

평가자는 계속운 기간동안 부식이 일어나지 않고 의도된 기능이 유지됨을 보

증하기 해 신청자가 제안한 로그램을 검토한다. 만일 신청자가 의심스런

부 의 선정기기에 하여 부식이 일어나지 않음을 보증하기 하여 한차례

검사를 실시하자고 제안하면 평가자는 선정부 가 조건의 혹독성, 운 시간,

최 설계여유에 근거하고 있는지를 검증한다. 한, 평가자는 제안된 검사가

육안, 음 , 표면처리 기술을 포함하는 ASME 코드 ASTM 표 과 비슷

한 기술을 사용하여 수행될 것인지를 검증한다.

3 .2.10 일 반 부 식 에 의 한 성자흡수능 의 감 소 재 료 손 실

GALL 보고서는 사용후연료 장조 내의 사용후연료 장 성자흡수체의 일

반 부식에 의한 성자흡수능의 감소 재료손실을 리하기 한 로그램

한 추가 인 평가를 권고한다. 평가자는 이러한 경년열화효과가 히 리

됨을 입증하기 해 신청자가 제안하는 로그램을 사안별로 심사한다.

3 .2.11 일 반 , 피 , 틈, 미 생 물 학 부 식 에 의 한 재 료 손 실

GALL 보고서는 매설배 과 탱크검사 로그램의 효율성을 검증하기 하여

용수계통과 디젤연료오일계통의 지하배 연결부의 일반 , 피 , 틈, 미생물학

부식에 의한 재료손실을 리하기 한 로그램 한 추가 인 평가를 권

고한다. 매설배 과 탱크검사 로그램은 일반 , 피 , 틈, 미생물학 부식에

의한 재료손실을 리하기 한 산업체 행과 배 굴삭빈도, 운 경험에 의한

다. 매설배 과 탱크검사 로그램의 효율성은 계속운 기간동안 부식이 일어

나지 않고 의도한 기능을 유지함을 보증하고, 재료손실의 발생을 방지하도록

매설기기에 한 신청자의 검사빈도 운 경험을 평가하여 검증한다.

KINS/GE-N11

- 122 -



있다.


평가자는 신청자가 계속운 용 보조계통의 경년열화 리를 한 FSAR 보완

본에 <표 2>와 같은 정보를 제시하 는지를 확인한다. 평가자는 신청자가 제

출한 FSAR 보완본의 “GALL 보고서에 기술되지 않거나 차이가 있는 경년열

화 리의 평가”에서 <표 2>와 같은 정보가 제시되었는지를 확인해야 한다.

평가자는 10 CFR 50.71(e)(4)에 따라 다음 개정 시 이 FSAR 보완본을 포함시

켜 개정하도록 조건사항을 부과하여야 한다. 신청자가 10 CFR 50.59의 기 에

해당하는 변경사항을 평가하는 경우에는 FSAR 개정완료 시까지 규제기 의

사 동의없이 FSAR 보완본에 기술된 로그램을 변경할 수 있다.



련 사항을 완료할 것인지를 확인하여야한다. 평가자는 신청자가 합의한

날짜 이 에 작업이 완료하여야 한다는 허가조건을 어떠한 계속운 사항에도





할 수 있도록 보조계통과 련한 경년열화 향이 합하게 리될 것임을 입

증하 으며 한 FSAR 보완본에 보조계통의 경년열화 향을 리하기 한

로그램 활동에 해 하게 요약 설명되었다는 결론을 내릴 수 있는지

검증해야 한다.

5 . 이 행 사항 ( Im p l e m e n t a t i o n )

신청자가 규제 요건의 일부와 부합하는 허용가능한 안을 제시하는 경우를


을 사용한다.

6 . 참조 자료


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- 123 -

Reports for Nuclear Power Plants," U.S.Nuclear Regulatory Commission,

July 1981.



[3] EPRI TR-105714, PWR Primary Water Chemistry Guidelines-Revision 3,


[4] EPRI TR-102134, PWR Secondary Water Chemistry Guidelines Rev. 3,

Electric Power Research Institute, Palo Alto, CA, May. 1993.

[5] ASME Section XI, Rules for Inservice Inspection of Nuclear Power Plant

Components, The ASME Boiler and Pressure Vessel Code, 1989 or later

edition as approved in 10CFR50.55a. The American Society of Mechanical

Engineers, New York, NY.

[6] ASTM D95-83, Standard Test Method for Water in Petroleum Products

and Bituminous Materials by Distillation, American Society for Testing

and Materials, West Conshohocken, PA, 1983.

KINS/GE-N11

- 124 -

< 표 1> GA L L 보 고 서의 보 조 계통 의 경 년 열 화 리 로그 램 의 요 약


사용후 핵연료 풀

냉각 청소 부품

일반, 피 , 틈새 부

식에 기인한 재료의

손실

수화학 1회 검사

, 경년열화 효과의

탐지는 추가 평가

되어야 한다

(2.2.1.1 2.2.1.2

참조)


냉각 청소 계통;

소기 계통에 있는

재 collars

경화, 균열 탄소

합체열화에 기인

한 강도의 하; 마

모에 기인한 재료의

손실


(2.2.2 참조)

하 취 부품 피로손상

10 CFR 54.21(c)에

따라 평가되는

TLAA

, (2.2.3 참조)

오스테나이트 스테

인리스강 부품

SCC 는 균열에


성장


(2.2.4 참조)

흡배기계통,디젤연료

계통,비상디젤발 기

계통의 부품; 탄소강

부품의 외부 표면

일반, 피 , 틈새부

식 MIC에 기인

한 재료의 손실


(2.2.5 참조)

화재방호의 원자로

냉각재 오일 수집계

통의 디젤유 탱크

기화학, 일반, 피

, 틈새부식에 기인


1회 검사

, 경년열화효과의

탐지는 추가평가되

어야 한다 (2.2.6 참

조)

디젤연료계통, 비상

디젤발 기 계통의

디젤유 계통


식, MIC, biofouling

에 기인한 재료의

손실

연료유 화학 1회

검사

, 경년열화효과의

탐지는 추가평가되

어야한다 (2.2.7 참

조)

KINS/GE-N11

- 125 -

< 표 1> GALL보고서의 보조계통의 경년열화 리 로그램의 요약 ( 계속)


열교환기

SCC 반복하 에


성장

수화학 발 소

고유 검증 로그램

, 발 소 고유

(2.2.9 참조)

사용후 핵년료 장

선반의 성자 흡수

쉬이트

성자 흡수능의 감

소 일반부식에

기인한 재료의 손실

(Boral, boron steel)


(2.2.10 참조)

신연료 선반 집합체

일반, 피 틈새

부식에 기인한 재료

의 손실

구조물 감시 아니오


냉각 청소의 사

용후연료 장 선반

밸

SCC에 기인한 균열

의 생성 성장수화학 아니오

사용후 핵연료 장

선반의 성자 흡수

쉬이트

Boraflex 열화에 기

인한 성자 흡수능

력의 감소

Boraflex 감시 아니오

탄소강 합 강

부품의 외부 표면

Closure 볼트 체

결

붕 산 부 식 에 기인한

재료의 손실붕산 부식 아니오

폐형 냉각수 계통

에 의해 서비스되거

나 있는 부품


식 MIC에 기인


폐형 냉각수 계통 아니오

하 취 계통 에 있

는 bridge, trolleys

rail 계통을 포함

한 크 인

일반부식 마모에


천정 고부하

부하 취 계통아니오

KINS/GE-N11

- 126 -

< 표 1> GAL L 보고서의 보조계통의 경년열화 리 로그램의 요약 ( 계속)


개방형 냉각수 계통

에 의해 서비스되거

나 있는 부품

일반, 피 , 틈새,

기화학 부식, MIC,


재료의 손실;


침 물의 축

개방형 냉각수 계통 아니오

매설된 배 휘

류


식 MIC에 기인


매설된 배 탱

크 감시

는

매설된 배 탱

크 검사

아니오

, aging 효과의 감

시 운 경험은

추가평가 되어야 한

다 (2.2.11 참조)

압축공기계통의 부

품

일반 피 부식

에 기인한 재료의

손실

압축공기 감시 아니오

부품(문 방호벽

통부 재)

화재방호의 콘크리

트 구조물

마모에 기인한 재료

의 손실; 기후에 기

인한 경화 수축

화재 방호 아니오

수계 방호의 부품

일반, 피 , MIC,


재료의 손실

소화수 계통 아니오

디젤화재 부품

기화학, 일반, 피



화재방호 연료유

화학성분아니오

디젤연료유 계통의

탱크


식에 기인한 재료의

손실

지상 탄소강 탱크 아니오

Closure bolting


재료의 손실; 반복하

SCC에 기인

한 균열생성과 성장

볼트체결의 건 성 아니오

KINS/GE-N11

- 127 -

< 표 1> GAL L 보고서의 보조계통의 경년열화 리 로그램의 요약 ( 계속)


개․ 폐형 냉각수

계통 최종 열침

원에 있는 부품

(Al-청동, 황동, 주

철, 주강)

선택 여과에 기인

한 재료의 손실재료의 선택 여과 아니오

화재 방호의 방화벽,

천장 바닥

해빙, 극 인 화학

공격, 덩어리와의 반

응에 기인한 콘크리

트 균열 조각; 묻

힌 강의 부식에 기

인한 재료의 손실

화재방호 구조물

감시아니오

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- 128 -

< 표 2> 보 조 계통 의 경 년 열 화 리 에 한 F SA R 보 완 본

로그 램 로그 램 설 명 이 행 계획 *

볼트체결의 건

성

이 로그램은 재료선택, 강도 경도, 설치 차,

윤화유 재, 원자력용 압력보유 볼트의 선

택 설치에 있어서의 부식문제, 향상된 검사기

술에 한 지침들로 구성한다. 이 로그램은

NUREG-1339 EPRI NP-5769에 기술되어 있는

산업체의 권고사항 볼트체결 건 성 로그램에

따른다. 단, 안 련 볼트체결에 한

NUREG-1339 압력보유 볼츠 구조용 볼트

체결에 한 EPRI TR-104213에 기술된 사항은

외로 한다.

기존 로그램

붕 산 부 식

이 로그램은 다음과 같이 구성된다: (1) 붕산수

설에 노출된 여지가 있는 외부 표면의 육안검

사, (2) 붕산 잔여물의 제거 설경로의 시기

한 발견, (3) 손상의 평가, (4) 성에 한 후

속 검사. 이 로그램은 GL 88-05에 답하여 이행

된다.

기존 로그램

폐형 냉각수

계통

이 로그램은 폐형 냉각수 계통의 EPRI-TR

-107396의 지침에 근거하여 검사 비 괴평가로

구성된 비화학물질 감시를 수행하고 억제제를

유지하여 부식을 최소화하는 방수단에

의존한다.

기존 로그램

KINS/GE-N11

- 129 -

< 표 2> 보 조 계통 의 경 년 열 화 리 에 한 F SA R 보 완 본 ( 계속)


압 축 공 기

감시

이 로그램은 다음을 포함하여 계통의 검사, 감시,

시험으로 구성되어 있다: (1) 밸 , 배 , 기타 계통 부

품의 빈번한 설 시험, 특히 탄소강으로 제작된 것

들; (2) 기름, 물, 녹, 진흙 기타 다른 오염 물질이

명시된 제한치 내에 있다는 것을 보증하는 계통 내의

여러 치에서의 공기 품질을 검하는 방감시. 이

로그램은 NRC GL 88-14 INPO의 주요운 보고

서(SOER) 88-01에 응한 것이다. 이것은 한 공기품질

습도를 시험하고 감시하기 한 지침으로써 ASME

OM Guide Part 17 ISA-S7.0.1-1996에 따른다.

기존 로그램

화재방호

이 로그램은 화재 방호처 검사 로그램 소화수펌

검사 로그램을 포함한다. 방화벽 검사 로그램은

방화벽 통부 , 화재방호벽, 천장, 바닥에 한

주기 인 검사 작동이 유지되도록 보증하기 한

내화등 방화문의 기능시험과 주기 육안 검사를 요

구한다. 디젤 구동 소화수펌 검사 로그램은 연료공

선이 본래기능을 수행할 수 있다는 것을 보증하기

해 펌 가 주기 으로 시험될 것을 요구한다. AMP

는 한 할론/이산화탄소 화재 진압계통의 시험과 주

기 검사를 포함한다.

기존 로그램

소방수계통

오염(fouling)이 화재방호계통에서 일어나지 않는다는

것을 보증하기 하여 주기 인 만수 유량 러시

(flush) 시험 계통 성능시험이 부품의 biofouling으

로부터의 부식을 방지하기 해 수행된다. 한, 계통

은 요구된 운 압력으로 정상 으로 유지되고 계통압

력의 하가 즉시 탐지되고 시정조치가 시달되도록 감

시된다. AMP는 해당 NFPA 규정에 따라 물을 근거로

한 화재방호계통 배 부품의 시험에 의존한다. 추

가로, 이 로그램은 다음사항이 포함되도록 개정되어

질 것이다: (1) 연장운 기간 에 만수 유량시험을 받

아야 하는 화재방호 스 링클러 계통 부분 (2) 물

에 노출된 화재방호 계통 부분이 자체 으로 육안 검

사되어야 한다.

로그램은 계

속운 기간

에 개정되어야

한다.

KINS/GE-N11

- 130 -



연료유 화학성

분

AMP는 감시 정비 차서의 혼합에 의존한다.

ASTM 기술기 D1796, D2276, D2709 D4057

의 지침에 따른 연료유의 감시 통제는 연료유

품질을 유지한다. 물과 미생물 유기체 등과 같은

연료유 오염물질에 노출되는 것은 주기 인 탱크

의 세정/배수 장탱크로 유입되기 에 새 연

료의 품질을 검증하므로써 최소화된다.

기존 로그램

ASME

Section XI

가동 검사

(ISI)

이 로그램은 평가, 열화의 징후, 시정조치에

한 부품 그들의 지지물에 한 주기 인 체 ,

표면 / 는 육안검사로 구성된다. 이 로그램

은 ASME Section XI 1995 1996 부록에 따

른다.

기존 로그램

1회 검사

경년열화 효과가 일어나지 않거나 경년열화 효과

가 계속운 기간 동안에 본래기능이 유지되도록

천천히 진행하는지를 측정하므로써 수화학 통제

로그램의 효과성을 검증하기 하여, 탄소강 배

, 밸 몸체, 펌 이싱, 탱크의 내부 표면에

한 1회 검사가 부식이 일어나지 않는다고 보증

하는 가장 민감한 부 에서 한 기술을 사용하

여 수행된다.


가 본래기능이 계속운 기간 동안에 유지되도록

서서히 진행하는 지를 측정함으로써 연료유 로

그램의 효과성을 검증하기 하여, 탱크 바닥의 1

회 두께 측정이 수행된다.


가 본래기능이 계속운 기간 동안에 유지되도록

서서히 진행하는 지를 측정하므로써 화재방호

로그램의 효과성을 검증하기 하여, 탱크 내부바

닥의 반에 한 1회 육안검사는 시행하지 않는다.

검사는 계속운

기간 에 완결

되어야 한다.

KINS/GE-N11

- 131 -



개방형 냉각수

계통

이 로그램은 다음을 포함한다: (1) biofouling의

감시 통제, (2) 열 달을 검증하기 한 시험,

(3) 정례 검사 정비 로그램, (4) 계통 장검

사, (5) 정비, 운 , 교육 실습 차서. 이 로

그램은 개방형 냉각수계통이 계속운 기간 동안에

리될 수 있다는 것을 보증하기 하여 GDC

QA를 수하고 있다는 것을 제시한다. 이 로그

램은 NRC GL 89-13에 한 응신이다.

기존 로그램

지상 탄소강

탱크

이 로그램은 산업기술기 에 의거, 콘크리트와

부품의 연계부분에서 재나 caulking으로 탄소

강 부품의 외부 표면을 보호함으로써 부식을 완화

하는 방수단을 포함한다. 주기 인 계통 장검

사 의 육안검사는 보호 페인트, 코 , calking,

는 재의 열화를 감시하기에 충분해야 한다.

탱크 바닥의 두께를 측정함에 의한 로그램의 효

과성 검증은 열화가 일어나지 않고 부품의 원래기

능이 계속운 기간 동안에 유지된다는 것을 보증

한다.

기존 로그램

매 설 된 배

탱크 감시

이 로그램은 매설된 배 부품, 를 들어,

코 , 포장, 음극처리 보호계통의 외부 표면을 보

호함으로써 부식을 완화하는 방수단을 포함한

다. 이 로그램은 한 코 컨덕턴스 시간

는 류의 감시 감독을 포함한다. 이 로그

램은 NACE-RP-0285-95 RP-0169-96에 기술

된 바와 같이 산업기술기 을 근거로 하고 있다.

기존 로그램

KINS/GE-N11

- 132 -



매설된 배

탱크 검사

이 로그램은 다음을 포함한다: (1) 부식을 완화

하기 한 방수단, (2) 매설 탄소강 배 탱

크의 압력보유 능력에 한 부식효과를 리하는

주기 검사. 방수단은 외부 코 , 피복, 음

극화 보호처리를 유지하기 한 산업기술기 에

따른다. 안으로써, 매설 배 탱크가 정비

굴착되었을 때와 운 경험을 근거로 하여 어떤 이

유로든 이 가 헤쳐지고 검사되었을 때 손상

여부가 육안으로 검사된다.

검사는 계속운

기간 에 완결

되어야 한다.

천정 고부하

부하

취 계통의

검사

이 로그램은 정비 감독 로그램의 효과성과 크

인 호이스트의 구조 신뢰성에 한 과거

미래의 사용 효과를 평가한다. 호이스트나 크

인 에 의한 리 트의 수 크기가 한 검토되

어야 한다. 일과 girders는 열화에 한 정례

기 으로 육안 검사된다. 기능시험이 그들의 건

성을 보증하도록 수행된다.

기존 로그램

발 소 고유

AMP

이 설명은 경년열화효과가 계속운 기간 에

리되는지를 측정하기 한 근거와 련된 정보를

포함하여야 한다.

기존 로그램

검사는 계속운

기간 에 완결

되어야 한다.

품질 보증

10 CFR 50 부록 B는 계속운 에 한 경년열화

리 로그램의 시정조치, 확인 차, 행정 리

에 하여 규정한다. 기존 로그램의 범 는 계

속운 을 하여 AMR을 받아야 하는 비안 련

구조물 부품을 포함하도록 확 될 것이다.

로그램은 계속

운 기간 에

완결되어야한다.

KINS/GE-N11

- 133 -



재료의 선택

거르기

이 로그램은 재료의 손실이 일어났는 지와 공정

이 계속운 기간 에 부품의 원래기능 수행능력

에 향을 주는지를 측정하기 하여 선택 거르

기에 민감한 선택된 부품의 경도 측정을 포함한

다.수처리가 되지 않은(즉, 개방형 냉각수계통

최종 열침원) 환경에 처한 계통에 하여, 로그

램은 NRC GL 89-13의 지침에 따른다.

로그램은 계속

운 기간 에

이행되어야 한

다.

구조물 감시

이 로그램은 원래 기능의 상실에 이르는 경년열

화가 탐지되는 것과 열화의 정도가 측정될 수 있

다는 것을 보증하기 하여 구조물 구조물 부

품 지지물의 상태를 감시하는 것과 주기 검사로

구성된다. 이 로그램은 NUMARC 93-01

NEI 96-03에 따라 이행된다.

기존 로그램

수화학 처리

공정유와 같은 물에 노출된 부품 표면에 한 경

년열화 효과를 완화하기 하여, 화학 로그램이

부식을 가속시키는 물의 불순물( ; 염화물, 불화

물, 황화물)을 리하는데 사용된다. 수화학 로

그램은 EPRI 지침 TR-105714(1차 냉각수 화학처

리), TR-102134(2차 냉각수 화학처리)을 근거로

한 계통 고유의 한계치 이하로 다양한 오염물질의

최고치를 유지하기 한 수화학처리의 감시 통

제에 의존한다.

기존 로그램

* 신청자는 FSAR에 이행계획일정을 통합할 필요는 없다. 그러나 평가자는 신청

자가 계속운 기간 에 완결될 어떤 향후 경년열화 리 활동에 하여 계속운

신청서에서 약속하고 확인한 것을 검증하여야 한다. 평가자는 신청자가 약속

한 날짜 이 에 이들 활동들을 완료할 것이라는 보증하도록 허가 조건을 부과

할 수 있다.

KINS/GE-N11

- 134 -



부록 2.0.4 증기 및 동력변환계통

1. 평 가 분 야

본 은 계속운 을 한 동력변환계통의 경년열화 리방안을 설명하고 있다.

본 심사지침에 포함된 동력변환계통은 복수기 순환수, 복수 장 계통을 제외하

고 안 심사지침의 내용과 일치한다. 오래된 원 의 경우 FSAR이 안 심사지

침보다 먼 발행되었으므로 해당 정보는 원 별로 차이가 난다. 계속운 을

한 경년열화 검토와 련된 동력변환계통에는 증기터빈, 주증기, 추출증기,

주 수, 복수, 증기발생기 배출기 등이 있다. 증기발생기의 경년열화 리는 본

심사지침서 부록 2.0.1(원자로 원자로 공정계통)에 따라 심사된다.

평가자는 계속운 을 한 경년열화 리를 기술한 GALL 보고서를 발행했다.

GALL 보고서는 일반 으로 기존 로그램이 아무 변경 없이 경년열화를

리하는데 합한지 여부와 계속운 을 하여 기존 로그램을 보강해야 하는

지의 여부를 결정하기 한 평가자의 기 을 문서화하 다. GALL 보고서는

계속운 신청서 내에서 참조할 수 있으며, 승인된 주제 보고서와 동일하게 다

루어져야 한다. 계속운 신청자는 GALL 보고서를 참조 는 참조하지 않을

수 있으며, 다음의 분야가 검토되어야 한다.


신청자는 신청 상 원 의 로그램이 보고서의 검토승인사항과 잘 일치함과

추가 심사가 필요 없음을 설명하기 해 GALL보고서를 계속운 신청 시 인

용해도 좋다. 평가자는 GALL 보고서에 명시된 자료가 해당 발 소에 용되

는 경우 보고서의 참조문서가 허용가능한지를 확인해야 한다. 이러한 결정을

하여 평가자는 신청자가 GALL 보고서에 기술되고 평가된 로그램의 확인

여부를 고려하여야 한다. 그러나 평가자는 보고서에 기술된 사안의 기본 검

토를 반복하지는 말아야 하며 포 로그램에 한 GALL보고서에서의 동의

사항이 신청자의 로그램에도 용됨을 입증하고 있는지를 확인하여야 한다.


KINS/GE-N11

- 135 -

GALL 보고서는 평가자의 계속운 신청 심사과정에서 로그램에 해 추가

인 평가가 필요한지 여부를 악하기 한 근거를 제공한다. 평가자는 계속

운 수행을 해 보강된 로그램을 으로 검토해야 한다.





청자의 AMP를 검토해야 한다.

GALL 보고서는 특정 기기와 경년열화 효과에 한 포 인 평가자의 평가

를 제시한다. 신청자가 자체 랜트에 하여 GALL 보고서에 제시되어 있지

않은 경년열화 리의 검토에 향을 받는 특정 기기를 확인해 왔거나 한 기

기에 한 특별 경년열화 향을 확인해 왔다면, 평가자는 신청자의 해당

AMP를 검토해야 한다.




2. 합 격 기

검토분야에 한 합격기 은 신청자가 10 CFR 54.21에 있는 규제요건을 충족

하는지 여부를 결정하기 한 방법을 설명한다.


증기 동력변환 계통의 경년열화를 리하기 한 허용 가능한 방법은

GALL보고서 8장에서 기술되고 평가된다. GALL 보고서 참조 시, 신청자는

GALL 보고서에 제시된 재료가 특정 랜트에 용가능하다는 것을 지 해야

하고 GALL 보고서에 기술되고 평가된 것처럼 로그램 허용 가능성의 조사

결과 채택에 필요한 정보를 제시해야 한다. 신청자는 GALL 보고서에 기술되

고 평가된 것처럼 한 로그램을 참조할 수 있다.



것을 지 한다.

KINS/GE-N11

- 136 -

2.2.1 피 로손 상

피로는 10 CFR 54.3에 정의된 TLAA 상이다. TLAA는 10 CFR 54.21(c)에

따른 평가가 요구된다. TLAA 평가는 본 심사지침서 3.3( 속피로 평가)에서

기술한다.

2.2.2 일 반 , 피 , 틈부 식 으 로 인 한 재 료 손 실

주증기계통을 제외한 탄소강 배 연결부, 밸 몸체 본넷, 펌 이싱,

펌 입출 , 탱크, 튜 시트, 채 상부 쉘에 한 일반 , 피 , 틈 부식으

로 인한 재료손실과 스텐 스강 탱크, 열교환/냉각 튜 의 피 , 틈 부식으로

인한 재료손실에 한 리가 추가 으로 평가되어야 한다. 수화학 로그램은

일반 , 피 , 틈부식으로 인한 재료손실 효과를 리하기 한 수화학 감시

조 을 수행하며 EPRI 지침 경수로의 2차계통 수화학(TR-102134) 규정

을 참조한다. 그러나 틈새에서의 불순물 축 과 정체유로 지역은 일반 , 피 ,

틈부식의 요인이 된다. 그러므로 화학제어 로그램의 효율성 검증은 부식방지

를 보증하는 방향으로 수행되어야 한다. GALL보고서는 이를 해 일반, 피 ,

틈부식에 인한 재료의 손실을 리하는 로그램의 추가 인 평가를 권고한다.

의심스런 부 의 선정기기에 하여 한차례 검사를 실시함으로써 연장운 기

간 동안 경년열화효과의 미발생 는 발생속도가 느려서 의도된 기능이 유지

됨을 확인하는 방법이 된다.

2.2.3 일 반 , 피 , 틈, 미 생 물 학 부 식 생 물 학 불 순 물 에 의 한 재 료 손 실

일반 , 피 , 틈부식, 미생물학 부식 윤활유, 증기, 정제되지 않은 물에

노출된 강 배 요소의 오염에 의한 재료손실에 한 리는 경년열화

향이 히 리되도록 추가 인 평가를 권고한다. 평가자는 이러한 경년열

화 향이 리될 수 있도록 사업자가 한 리계획을 수립되었는지 사안

별로 검토한다.

2.2.4 일 반 부 식 에 의 한 재 료 손 실

GALL보고서는 일반 부식에 의한 재료손실은 덮개 볼트를 포함하여 모든 강

구조물 기기 외부 표면의 일반 부식으로 인한 재료 손실을 리하기 한

계획에 해 경년열화 효과가 히 리됨을 입증하는 추가 인 평가를 권

고한다. 평가자는 이러한 경년열화 향이 리될 수 있도록 사업자가 한

리계획을 수립되었는지 사안별로 검토한다.

2.2.5 일 반 , 피 , 틈, 미 생 물 학 부 식 에 의 한 재 료 손 실

KINS/GE-N11

- 137 -

가. 일반 , 피 , 틈, 미생물학 부식에 의한 재료손실은 보조 수계통의 스텐

스강 탄소강 쉘이나 튜 , 베어링오일 냉각기 내 튜 시트에서 발생할

수 있다. GALL보고서는 경년열화효과가 히 리됨을 입증하는 추가

인 평가를 권고하며 평가자는 이러한 경년열화 향이 리될 수 있도록 사

업자가 한 리계획을 수립되었는지 사안별로 검토한다.

나. 일반 , 피 , 틈, 미생물학 부식에 의한 재료손실은 매설배 과 합부,

비상 수계통에서 발생한다. 매설배 탱크 검사 로그램은 일반 , 피

, 틈, 미생물학 부식에 의한 재료손실을 리하기 한 산업체 행과

배 굴삭빈도, 운 경험에 의한다. 매설배 과 탱크검사 로그램의 효율성

은 재료손실의 발생을 방지하도록 매설기기에 한 신청자의 검사빈도

운 경험을 평가하여 검증한다.



되어 있다.



있다.


FSAR 보완본에서 계속운 기간 동안 경년열화의 향을 리하기 한 로

그램과 조치사항에 한 요약설명은 추후의 변화가 10 CFR 50.59에 의해 제어

될 수 있다는 식으로 히 기술해야 한다. 내용으로는 경년열화 향이 계속

운 기간동안에도 잘 리됨을 결정하기 한 기 에 련된 정보를 포함해야

한다.

3 . 심사 차

각 심사분야는 다음의 심사 차를 따른다.





KINS/GE-N11

- 138 -

택에 필요한 정보를 제공해 왔다면, 계속운 신청서에서 보고서에 한 참조

문서가 허용 가능한지를 확인해야 한다. 평가자는 이러한 결정을 해 신청자

가 계통, 기기, 재료, 환경에 한 요약분의 제시 여부를 검증한다. 신청자

가 용가능한 경년열화 향과 산업 발 소별 운 경험을 검토하 고

GALL 보고서 범 내에 있다고 언 해 왔다면 평가자는 이를 한 검증한다.


동력변환계통 기기에 한 경년열화의 향을 확인했다는 사실을 검증한다.

한 평가자는 신청자가 인용하는 발 소 로그램에서 평가자가 GALL보고서

의 해당 일반 로그램을 승인하기 해 평가하는 로그램요소와 동일한 내용

을 포함하고 있음을 기술하고 있는지를 확인해야 한다. 평가자는 신청자가 이

러한 로그램에 해 GALL보고서가 발 소에 용가능함을 확인하 는지를

검증해야 한다. 평가자는 GALL 보고서에 기술되고 평가된 것처럼 한

로그램을 확인해 왔다는 사실을 검증한다. 보조 계통에 하여 GALL 보고서

에서 평가된 로그램은 본 심사지침 <표 1>에 요약되어 있다. GALL 보고서

에서 권고된 것과 같다면 더 이상의 평가자 평가는 불필요하다.



것을 지 한다.

3 .2.1 피 로손 상

피로는 10 CFR 54.3에 정의된 TLAA 상이다. TLAA는 10 CFR 54.21(c)에

따른 평가가 요구된다. TLAA 평가는 본 심사지침서 3.3( 속피로 평가)에서

기술한다.

3 .2.2 일 반 , 피 , 틈부 식 으 로 인 한 재 료 손 실

GALL 보고서는 주증기계통을 제외한 탄소강 배 연결부, 밸 몸체 본

넷, 펌 이싱, 펌 입출 , 탱크, 튜 시트, 채 상부 쉘에 한 일반 ,

피 , 틈 부식으로 인한 재료손실과 스텐 스강 탱크, 열교환/냉각 튜 의 피

, 틈 부식으로 인한 재료손실에 한 리가 추가 으로 평가되어야 한다.

검증 로그램은 계통의 선정기기와 의심 치에 한 한차례의 검사로 구성된

다. 수화학 로그램은 일반 , 피 , 틈부식으로 인한 재료손실 효과를 리하

기 한 EPRI 지침 경수로의 2차계통 수화학(TR-102134) 규정에 근거한

원자로 수화학 감시 조 에 의한다. 그러나 틈새에서의 불순물 축 과 정체

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- 139 -

유로 지역은 일반 , 피 , 틈부식의 요인이 된다. 그러므로 화학제어 로그램

의 효율성 검증은 연장운 기간 동안 부식이 일어나지 않고 의도된 기능이 유

지됨을 보증하는 방향으로 수행되어야 한다.

평가자는 계속운 기간동안 부식이 일어나지 않고 의도된 기능이 유지됨을 보

증하기 해 신청자가 제안한 로그램을 검토한다. 만일 신청자가 의심스런

부 의 선정기기에 하여 부식이 일어나지 않음을 보증하기 하여 한차례

검사를 실시하자고 제안하면 평가자는 선정부 가 조건의 혹독성, 운 시간,

최 설계여유에 근거하고 있는지를 검증한다. 한, 평가자는 제안된 검사가

ASME 코드 ASTM 표 과 비슷한 기술을 사용하여 수행될 것인지를 검증

한다.

3 .2.3 일 반 , 피 , 틈, 미 생 물 학 부 식 생 물 학 불 순 물 에 의 한 재 료 손 실

비상 수계통의 탄소강 배 합부의 일반 , 피 , 틈, 미생물학 부식

생물학 불순물에 의한 재료손실을 리하기 한 로그램에 한 추가

인 평가를 권고한다. 그러한 부식은 보충수 공 으로부터 미처리수에 의한

다. 평가자는 이러한 경년열화효과가 히 리됨을 입증하기 해 신청자가

제안하는 로그램을 사안별로 심사한다.

3 .2.4 일 반 부 식

GALL 보고서는 212°F 이하의 온도에 노출된 덮개볼트를 포함하는 모든 탄소

강기기의 표면의 일반 부식에 의한 재료의 손실을 리하기 한 로그램에

한 추가 인 평가를 권고한다. 그러한 부식은 공기, 습기, 는 습도에 의한

다. 평가자는 이러한 경년열화효과가 히 리됨을 입증하기 해 신청자가


3 .2.5 일 반 , 피 , 틈, 미 생 물 학 부 식 에 의 한 재 료 손 실

가. 스텐 스강 탄소강 쉘이나 튜 , 베어링오일 냉각기 내 튜 시트에서 발

생하는 일반 , 피 , 틈, 미생물학 부식에 의한 재료손실을 리하기

한 로그램에 한 추가 인 평가를 권고한다. 그러한 부식은 베어링오일

냉각기의 윤활오일의 품질에 향을 주는 수분오염에 의한 것일 수 있다.

평가자는 이러한 경년열화효과가 히 리됨을 입증하기 해 신청자가


나. GALL 보고서는 매설배 과 합부, 비상 수계통의 일반 , 피 , 틈, 미생

물학 부식에 의한 재료손실을 리하기 한 로그램에 한 추가 인

KINS/GE-N11

- 140 -

평가를 권고한다. 매설배 탱크 검사 로그램은 일반 , 피 , 틈, 미

생물학 부식에 의한 재료손실을 리하기 한 산업체 행과 배 굴삭빈

도, 운 경험에 의한다. 매설배 과 탱크검사 로그램의 효율성은 계속운

기간 동안 부식이 일어나지 않고 의도된 기능이 유지됨을 보증하고 매설

기기에 한 신청자의 검사빈도 운 경험을 평가하여 검증한다.



를 포함해야 한다. 안 성 련 기기는 10 CFR Part 50, 부록 B에서 다루어진

다. 하지만, 부록 B는 허가갱신의 AMR 상 비안 성 련 기기들에는 용되

지 않는다. 그 지만, 신청자는 10 CFR Part 50, 부록 B 로그램의 범 를

확 하여 이러한 기기들을 포함하고 련 로그램 요소를 설명할 수 있는 선

택권을 가진다. 만약 신청자가 상기 옵션을 선택한다면, 평가자는 신청자가

FSAR 보완본에서 그러한 사항을 문서화했는지 여부를 검증한다. 신청자가 다

른 체 수단을 선택한다면, 품질보증 담당 부서는 사안별로 신청자 제의를 검

토하여야 한다.

3 .3 GA L L 보 고 서에 서 기술된 것 과 차이 가 있 는 A M P 는 평 가


있다.


평가자는 신청자가 계속운 을 한 동력변환계통의 경년열화 리를 한

FSAR 보완본에 <표 2>와 같은 정보를 제시하 는지를 확인한다. 평가자는

신청자가 제출한 FSAR 보완본 “GALL 보고서에 기술되지 않거나 차이가 있

는 경년열화 리의 평가”에서 <표 2>와 같은 정보가 제시되었는지를 확인해

야 한다.


켜 개정하도록 계속운 허용조건을 부과하여야 한다. 신청자가 10 CFR 50.59

의 기 에 해당하는 변경사항을 평가하는 경우에는 허가조건의 일부로서

FSAR 개정완료 시까지 규제기 의 사 동의없이 FSAR 보완본에 기술된

로그램을 변경할 수 있다.



KINS/GE-N11

- 141 -

련 사항을 완료할 것인지를 확인하여야한다. 평가자는 신청자가 합의한 날

짜 이 에 작업이 완료하여야 한다는 허가조건을 어떠한 계속운 사항에도





할 수 있도록 동력변환계통과 련한 경년열화 향이 합하게 리될 것임

을 입증하 으며 한 FSAR 보완본에 동력변환계통의 경년열화 향을 리

하기 한 로그램 활동에 해 하게 요약 설명되었다는 결론을 내릴

수 있는지 검증해야 한다.


신청자가 규제 요건의 일부와 부합하는 허용가능한 안을 제시하는 경우를

제외하고는 평가자는 규제 요건에 따르는 평가방법으로서 여기에 기술된 방

법을 사용한다.

6 . 참고 자료



July 1981.


Regulatory Commission, March 2001

[3] EPRI TR-102134, PWR Secondary Water Chemistry Guideline-Revison 3,

electric Power researvh Institute, Palo Alto, CA, May 1993.

KINS/GE-N11

- 142 -

< 표 1> GALL 보고서 증기 동력변환계통의 경년열화 리 로그램 요약

부 품 경 년 열 화 향 A M P 추 가 평 가 권 고

주 수 에 있는 배

휘 류, 증기

AFW 배

피로손상10 CFR 54.21(c)에


, TLAA (2.2.1

참조)

배 휘 류, 밸

몸체 본네트,

펌 이싱, 탱크,

튜 , 튜 쉬트,

Channel head

shell (주증기계통

제외)

일반 (탄소강만), 피



수화학 처리 1회

검사

, 경년열화 효과는

추가평가되어야 한

다 (2.2.2 참조)

비상 수(EWS)배일반, 피 , 틈새부

식, MIC, biofouling발 소 고유

, 발 소 고유

(2.2.3 참조)

비상 수(EWS)계통

의 오일 냉각기 (물

로 오염될 가능성이

있는 윤활유 측)


, 틈새부식

MIC


(2.2.5.1 참조)

탄소강 부품의 외부

표면



, 발 소 고유

(2.2.4 참조)

탄소강 배 밸

몸체

유동가속부식에 기

인한 벽의 감육유동가속 부식 아니오

주증기계통의 탄소

강배 밸 몸체

피 틈새부식에

기인한 재료의 손실수화학 처리 아니오

고압 는 고온 계

통의 closure bolting


재료의 손실; 반복하

/ 는 균열의

생성 성장

볼트체결의 건 성 아니오

KINS/GE-N11

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<표 1> GALL 보고서 증기 동력변환계통의 경년열화 리 로그램 요약

(계속)


개방형 냉각수에 의

해 서비스되는 열교

환기 냉각기/복

수기

일반(탄소강만),

피 , 틈새부식,

MIC, biofouling;


침 물의 축

개방형 냉각수 계통 아니오

폐형에 의해 서비

스되는 열교환기

냉각기/응축기




폐형 냉각수 계통 아니오

비상 수계통(EWS)

배 의 외부 표면


식 MIC에 기인


매설 배 탱크

감시

는

매설배 탱크검

사

아니오

, aging 효과의 탐

지 운 경험은

추가평가되어야 한

다(2.2.5.2 참조)

탄소강 부품의 외부

표면

붕산부식에 기인한

재료의 손실붕산 부식 아니오

KINS/GE-N11

- 144 -

< 표 2> 증 기 동 력변 환 계통 의 경 년 열 화 리 에 한 F SA R 보 완 본


볼트체결의

건 성

이 로그램은 재료선택, 강도 경도, 설치 차서,

윤활유 재, 원자력용 압력유지 볼트의 선택

설치에 있어서의 부식문제, 향상된 검사기술에

한 지침들로 구성된다. 이 로그램은 안 련

볼트체결에 한 NUREG-1339 압력유지 볼트체

결과 구조용 볼트체결에 한 EPRI TR-104213에

기술된 것을 외로 하여, NUREG-1339에 기술된

볼트체결 건 성 로그램 EPRI NP-5769에 기

술된 산업체의 권고사항에 따른다.

기존 로그램

붕산부식

이 로그램은 다음과 같이 구성된다: (1) 붕산수

설에 노출될 가능성이 있는 외부 표면의 육안검

사, (2) 설경로의 시 발견 붕산 잔여물의

제거, (3) 손상의 평가, (4) 성에 한 후속 검

사. 이 로그램은 GL 88-05에 응하여 이행된다.

기존 로그램

폐형 냉각수

계통

이 로그램은 폐형 냉각수 계통에 한 EPRI

TR-107396의 지침을 근거로 하여 검사 비 괴

평가로 구성된 비화학 물질 감시와 억제제 유지에

의하여 부식을 최소화하는 방수단에 의존한다.

기존 로그램

유동가속 부식

이 로그램은 다음과 같이 구성된다: (1) 한

해석 기 검사를 수행, (2) 감육정도를 측정하

고 부품을 교체/보수, (3) 확인하고 정량화할 후속

검사를 수행하고 장기간 시정조치를 취함. 이

로그램은 EPRI 지침 NSAC-202L-R2의 이행사항

에 따른다.

기존 로그램

1회 검사

경년열화효과가 일어나지 않거나 원래기능이 계속

운 기간 동안에 유지되도록 경년열화효과가 서서

히 진행되는지를 측정함에 의한 수화학 리 로

그램의 효과성을 검증하기 하여, 배 , 밸 , 펌

이싱, 열교환기 탱크의 내부 표면에 한

1회 검사가 경년열화효과가 일어나지 않는다고 보

장하는 가장 민감한 부 에서 한 기술을 사용

하여 수행된다.

이 검사는 계속

운 에 완결

되어야 한다.

KINS/GE-N11

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< 표 2> 증기 동력변환계통의 경년열화 리에 한 F SA R 보완본( 계속)


개방형 냉각수

계통

이 로그램은 다음을 포함한다: (a) biofouling의

감시 통제, (b) 열 달을 검증할 시험, (c) 정례

검사 정비 로그램, (d) 계통 장검사, (e) 정

비, 운 , 교육 시행 차의 검토. 이 로그램

은 개방형 냉각수( 는 용수) 계통이 계속운 기

간 동안에 리될 수 있다는 것을 보장하기 하

여 GDC QA를 수한다는 보증을 제시한다.

이 로그램은 NRC GL 89-13에 응하고 있다.

기존 로그램

지상 탄소강

탱크

이 로그램은 산업기술기 에 의거, 콘크리트

부품의 연계부분에서 재나 caulking으로 탄소강

부품의 외부 표면을 보호함으로써 부식을 완화하기

한 방수단을 포함한다. 계통 장검사 의 육

안검사는 보호 페인트, 코 , calking, 는 재

의 열화를 감시하는데 충분하여야 한다. 탱크 바닥

의 두께를 측정함에 의한 로그램 효과성의 검증

은 한 열화가 일어나지 않고 부품의 원래 기능

이 계속운 동안에 유지된다는 것을 보증한다.

기존 로그램

매설 배

탱크 감시

이 로그램은 매설된 배 부품, 를 들면,

코 , 피복, 기음극화 보호계통의 외부 표면을

보호함에 의하여 부식을 완화하기 한 방수단

을 포함한다. 이 로그램은 한 코 콘덕턴스

시간 는 류의 감시 감독을 포함한다.

이 로그램은 NACE-RP-01-69에 기술된 로

산업기술기 에 근거하고 있다.

기존 로그램

매설 배

탱크 검사

이 로그램은 다음을 포함한다: (a) 부식을 완화

하는 방수단, (b) 매설된 탄소강 배 탱크의

압력보유능력에 한 부식의 효과를 리하기

한 주기 검사. 방수단은 외부 코 피복과

기음극화 보호처리을 유지하기 한 산업기술기

에 따른다. 체 안으로써, 매설된 배 탱크

가 정비 에 굴착되고, 이 가 내질 때 검사

되고 운 경험에 근거한 주기로 검사된다.

이 로그램은

계속운 에

이행되어야 한

다.

KINS/GE-N11

- 146 -

< 표 2> 증기 동력변환계통의 경년열화 리에 한 F SA R 보완본( 계속)


발 소 고유

AMP

이 설명은 경년열화효과가 계속운 기간 동안에

리된다는 것을 측정하기 한 근거와 련된 정

보를 포함하여야 한다.

이 로그램은

계속운 에

이행되어야 한

다.

품질 보증

10 CFR 50 부록 B는 허가갱신을 한 aging

리 로그램에 한 시정조치, 확인 차, 행정

통제에 하여 규정한다. 이 기존 로그램의 범

는 계속운 을 하여 AMR을 받아야 하는 비

안 련 구조물 부품을 포함하도록 확 될 것

이다.

로그램은 계

속운 에 이


수화학 처리

공정유와 같은 물에 노출되어 있는 부품 표면에

한 aging 효과를 완화하기 하여 화학처리

로그램이 부식을 가속시키는 물의 불순물(염화물,

불화물, 황화물)을 통제하는데 사용된다. 수화학

로그램은 DM의 원자로 수화학 설계지침서의

감시 통제에 의존하며 EPRI 지침 TR-102134

에 근거한 수화학 처리를 참조한다.

기존 로그램

* 신청자는 이행계획을 FSAR에 통합할 필요가 없다. 그러나 평가자는 신청자가

계속운 기간 에 완결될 어떤 향후 경년열화 리 활동에 하여 계속운 신

청서에서 약속하고 확인한 것을 검증하여야 한다. 평가자는 신청자가 약속한 날

짜 이 에 이들 활동들을 완료할 것이라는 보증하도록 허가 조건을 부과할 수

있다.

KINS/GE-N11

- 147 -



부록 2.0.5 원자로건물, 구조물 및 지지구조물

1. 평 가 분 야

본 심사지침에서는 계속운 수행을 한 구조물 지지구조물에 한 AMR

을 다룬다. 구조물 지지 구조물과 련된 정보는 FSAR 3장, “구조물, 기기,

설비 계통의 설계”에 포함되어 있다. 오래된 발 소의 경우 FSAR이 안

심사지침 이 에 발행되었기 때문에 련 정보를 발 소별로 서로 다른 곳에

서 기술하고 있다. 이 에서의 평가분야는 원자로건물, 안 련 구조물

기타 구조물, 지지구조물이다.

안 련 구조물 기타 구조물은 다음의 7개 그룹으로 분류된다.

- 그룹 1 : 제2제어실/비상 원공 건물

- 그룹 2 : 보조건물, 고압비상노심냉각건물, 주증기 주 수 배 지지구

조물, 수공 탑, 사용후연료 건식 장시설, 삼 수소제거건물,

터빈 건물, 비발 기건물, 스 치 기어실, 야드 구조물(보조

수 펌 실, 기 배 통로 등), 소내정 유발 련 구조물

등

- 그룹 3 : 재장 수로를 제외한 원자로건물 내부 구조물

- 그룹 4 : 사용후연료 장조, 재장 수로

- 그룹 5 : 비상 수펌 실(비상용수공 건물), 비상용수 장조, 기기냉각해

수계통 콘크리트 배 등 수리 구조물

- 그룹 6 : 콘크리트 탱크

- 그룹 7 : 속 탱크

지지구조물은 다음의 6개 그룹으로 분류된다. (기계 는 속재료실 검토 필

요함)

- 그룹 B1.1 : ASME 안 등 1 배 기기 지지구조물

- 그룹 B1.2 : ASME 안 등 2, 3 배 기기 지지구조물

- 그룹 B2 : 이블 트 이, 선 , 공조 배 , 튜 트랙, 계측 , 비

ASME 배 기기 지지구조물

- 그룹 B3 : 기 기기 계측기를 한 랙, 패 , 캐비넷 내장물 등의

KINS/GE-N11

- 148 -

앵커

- 그룹 B4 : 기타 장비(크 인, 비상디젤발 기, 공조기기 등) 지지구조물

- 그룹 B5 : 기타 구조물( 랫폼, 배 단 구속장치, 비산물방호벽 등)의 지

지구조물

GALL 보고서는 기존 로그램이 경년열화 리에 합한지, 보완해야 할지를

결정하는 평가자의 평가기 을 문서화한 것이다. GALL 보고서는 계속운 신

청에서 참조할 수 있으며, 승인된 주제보고서로서 다루어져야 한다. 계속운

신청자는 다음에서 설명하는 바와 같이 GALL 보고서를 참조하거나, 그 지

않을 수 있으므로 다음의 분야들이 검토된다.


신청자는 해당 발 소에서 리 로그램이 GALL 보고서 내용과 일치되게

수행되고 있음을 설명하여 추가 인 심사가 필요 없도록 계속운 신청 시

GALL 보고서를 참조하여도 좋다. GALL 보고서에 나타난 문서가 신청자의

원 에 해당하는 경우 평가자는 참조문서의 성을 확인하여야 한다. 이를

해 평가자는 신청자가 GALL 보고서에 기술되고 평가된 특정한 로그램들

을 식별했는지 여부를 고려하여야 한다. 평가자는 GALL에서 기술된 사항에

한 기본 검토를 되풀이하지 말아야 하며 주요 로그램에 하여 GALL에

서의 승인사항을 신청자가 로그램에 용하고 있음을 입증하 는지 확인하

여야 한다.


GALL 보고서는 평가자의 계속운 신청 심사과정에서 로그램에 해 추가

인 평가가 필요한지 여부를 악하기 한 근거를 제공한다. 평가자는 계속

운 수행을 해 보강된 로그램을 으로 검토해야 한다.


GALL 보고서는 AMP에 한 평가자의 총체 인 평가사항을 기술하고 있으

며, 특정 구성요소와 경년열화 향에 한 포 인 평가자의 평가사항을 제

시한다. 신청자가 자체 발 소에 하여 GALL 보고서에 제시되어 있지 않은

특정 구성요소들을 식별했거나 GALL 보고서에서 다루지 않은 경년열화 향

들을 식별했다면, 평가자는 신청자의 해당 AMP를 검토해야 한다.


KINS/GE-N11

- 149 -

향후 10년간의 경년열화 리를 한 로그램 조치사항을 요약한 FSAR

보완본이 검토되어야 한다.

2. 허 용 기

심사분야에 한 허용기 은 과학기술부 고시 제2007-18호, 본 심사지침서

0.0(계속운 심사 일반지침) 2.4.2 CAN/CSA N287.7 등의 련 규제요건

을 충족하여야 한다.


구조물 지지구조물에 한 경년열화 리를 해 허용된 방법은 GALL 보

고서 II장과 III장에 기술되어 있다. GALL 보고서 참조 시, 신청자는 GALL

보고서에 기술된 사항이 해당 발 소에 용가능하다는 것을 나타내야 하고

GALL 보고서에서 서술되고 평가된 것처럼 로그램의 허용성을 채택하는데

필요한 정보를 제공해야 한다. 신청자는 GALL 보고서에서 서술된 합한

로그램을 참고할 수 있다.

2.2 GA L L 보 고 서의 권 고 에 따 른 경 년 열 화 리 의 추 가 평 가

GALL 보고서는 다음에 한 추가 인 평가가 수행되어야 한다는 것을 나타

낸다.

2.2.1 원자로건 물

2.2.1.1 근 곤 란 콘 크 리 트 부 의 경 년 열 화

수산화칼슘 용출 화학 침해에 의한 공극률 침투성의 증가, 균열, 재료

손실( 쇄, 박리) 등과 철근의 부식으로 인한 균열, 부착력손실 재료손실 등

이 리스트 스 콘크리트 원자로건물의 근곤란 부 에서 발생할 수 있다.

GALL 보고서는 해당 기 을 만족하지 못하는 경우 (환경이 심각한 경우)

근곤란 부 에 한 경년열화 향을 리하기 한 발 소별 로그램을 추

가로 평가할 것을 권고한다.

2.2.1.2 구조감시 로그램에서 다루지 않는 침하에 의한 응력증가에 기인한 균열

비틀림; 투 수콘 크 리 트 하 부 기 의 침식 에 의 한 기 강 도 의 감 소 , 균

열 , 부 등 침하

원자로건물의 침하에 의한 균열 비틀림의 리는 추가로 평가되어야 한다.

KINS/GE-N11

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, 투 수콘크리트 하부기 의 침식에 의한 기 강도의 감소, 균열, 부등침하가

일어날 수 있으므로 몇몇 발 소는 부지 지표면 수 를 낮추기 한 구지하

수처리계통을 두고 있다. 발 소의 CLB가 구지하수처리계통을 보증한다면

GALL보고서는 계속운 기간동안 구지하수처리계통의 기능유지에 하여

검증할 것과 이것이 신청자의 구조물 감시계획의 범 에 포함되어 있다면 추

가평가를 생략할 수 있다.

2.2.1.3 온 도 상 승 에 기인 하 는 콘 크 리 트 구 조 물 의 강 도 탄 성계수의 하

원자로건물의 온도상승으로 인한 강도 탄성계수의 감소에 한 리는 추

가 으로 평가되어야 한다. GALL 보고서는 원자로건물의 어떤 부분이라도 온

도한계를 넘어서면 발 소별 평가를 수행하도록 권고한다. 일반 인 온도는 6

6℃(150℉)이고 국부 인 온도는 93℃(200℉)이다.

2.2.1.4 근 곤란 비 속 라이 의 열화에 의한 재료의 결함과 강재 구조물에서

의 부식에 의한 재료의 손실

원자로건물내 근곤란 지역에서 비 속 라이 의 열화에 의한 재료의 결함과

강재 구조물의 부식으로 인한 재료손실이 발생할 수 있다. GALL 보고서는 정

해진 해당 기 을 만족 못하는 경우 근곤란 지역의 경년열화 향을 리하

기 한 발 소별 로그램을 추가로 평가할 것을 권고한다. 본 지침서 2.26

(원자로건물 비 속 라이 ) 2.32(원자력 방호도장) 은 비 속 라이 에

한 평가지침을 제공하여 다.

2.2.1.5 응 력이 완 , 건 조 수축 , 크 리 고 온 에 의 한 긴 장 력의 손 실

원자로건물의 응력이완, 건조수축, 크리 , 온도상승에 따른 긴장력의 손실은

본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.1 에서 정의하는 바와 같이 일종

의 TLAA이다. TLAA는 본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.4.2

다.항 CAN/CSA3 N287.7에 따라 평가하여야 하며 이는 본 심사지침서 3.5

(원자로건 물 텐 돈 리 스 트 스 평 가)에서 별도로 기술하고 있다.

2.2.1.6 피 로손 상

CLB에 포함되는 원자로건물의 통 부 (Airlock, 통 슬리 , 이종 속 용

부, 통 벨로우즈 포함)의 피로해석은 본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지

침) 2.1 에서 정의된 바와 같이 TLAA이다. TLAA는 본 심사지침서 0.0(계속

운 심사 일반지침) 2.4.2 다.항 CAN/CSA3 N287.7에 따라 평가해야 하

KINS/GE-N11

- 151 -

며 이는 본 심사지침서의 3.6( 통부 피로 평가)에서 별도로 기술하고 있다.

2.2.1.7 반 복 하 과 응 력부 식 균 열 에 의 한 균 열 발 생

원자로건물에서 반복하 과 응력부식균열로 인해 건물 통 균열이 발생할 수

있다. VT-3 육안 검사로는 그러한 균열을 탐지할 수 없다. GALL보고서는 이

러한 경년열화 향을 감지하기 해 실시하는 검사방법에 해 추가 으로

평가할 것을 권고한다.

2.2.1.8 동 결 융해 에 의 한 재 료 손 실 , 알칼 리 골 재 반 응 에 의 한 균 열 , 수산 화 칼 슘

용 출 에 의 한 공 극 률 침투 성 증 가

동결융해에 의한 재료손실, 알칼리 골재반응으로 인한 균열, 수산화칼슘의 용출로

인한 공극률 침투성의 증가 등이 원자로건물 콘크리트에서 발생할 수 있다.

GALL 보고서는 이러한 경년열화 향을 추가로 평가할 것을 권고한다. 알칼

리 골재반응과 수산화칼슘 용출의 향은 구조물이 ACI 201.2R-77에 따라 건

설되지 않은 경우에 평가한다.

2.2.2 안 련 구 조 물 기타 구 조 물

2.2.2.1 구 조 물 감 시 로그 램 에 서 다 루 지 않 는 구 조 물 의 경 년 열 화

GALL 보고서는 경년열화 리평가에 포함되었으나 구조물 감시 로그램에

포함되지 않은 구조물 경년열화 향의 조합에 해 추가 으로 평가되어

야 함을 권고하고 있다. 이는 다음 사항들에 한 리와 련된다.

가. 그룹 1, 2, 4, 6, 7 구조물에서 동결융해의 반복으로 인한 재료손실( 쇄, 박

리) 균열

나. 그룹 1-4, 6, 7 구조물이 수산화칼슘 용출 화학 침해에 의한 공극률

침투성 증가, 균열, 재료손실( 쇄, 박리)

다. 그룹 1-4, 6, 7 구조물의 알칼리골재 반응에 의한 팽창 균열

라. 그룹 1-4, 6, 7 구조물의 철근부식으로 인한 균열, 부착력 손실, 재료의 손실

( 쇄, 박리)

마. 그룹 1, 2, 4, 6, 7 구조물의 침하에 의한 응력증가에 기인한 균열 비틀림

바. 그룹 1, 2, 4, 7 구조물의 투 수콘크리트 하부기 의 침식에 의한 기 강도 감

소, 균열, 부등침하

사. 그룹 1-7 구조물의 강재 구조요소의 부식에 의한 재료손실

아. 그룹 1-4 구조물의 온도상승에 의한 콘크리트 강도 탄성계수의 손실

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자. 그룹 6, 7 구조물의 스텐 스 라이 응력부식균열에 의한 균열 발생 성

장과 균열부식에 의한 재료 손실

2.2.2.2 근 곤 란 부 의 경 년 열 화 리

화학 침해에 의한 공극률 침투성 증가, 균열, 재료손실( 쇄, 박리)

철근의 부식에 의한 균열, 쇄, 부착력 손실, 재료 손실이 지표면 이하의 근

곤란 콘크리트 부 에서 일어날 수 있다. GALL보고서에서 정하는 해당기 을

만족하지 못할 경우 그룹 1, 2, 4-7 구조물의 근곤란 부 의 경년열화 리

에 한 추가 인 평가를 권고한다.

2.2.3 지지구 조 물

2.2.3 .1 구 조 물 감 시 로그 램 에 서 다 루 지 않 는 지지구 조 물 의 경 년 열 화

GALL 보고서는 경년열화 리평가에 포함되었으나 구조물 감시 로그램에

포함되지 않은 지지구조물 경년열화 향의 조합에 해 추가 으로 평가

되어야 함을 권고하고 있다. 이는 다음 사항들에 한 리와 련이 있다.

가. 지지구조물 그룹 B1～B5의 주변 콘크리트 열화에 의한 앵커력 감소

나. 지지구조물 그룹 B2～B5의 주 의 부식으로 인한 재료 손실

다. 지지구조물 그룹 B4의 진동 연 부품의 열화에 의한 격리기능 감소/손실

구조물 감시 로그램에 포함되지 않는 구조물의 경년열화 향에 해서만 추

가 인 평가가 필요하다.

2.2.3 .2 반 복 하 에 의 한 피 로손 상

원자로건물 지지 구성 부품, 앵커볼트 지지구조물 그룹 B1.1, B1.2, B2

B4의 용 부 피로는 행허가기반의 피로해석이 존재하면 본 심사지침서

0.0(계속운 심사 일반지침) 2.1 에서 정하는 TLAA에 해당한다. TLAA 평가

는 본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.4.2 다.항에 따라 수행하여야

하며 이는 본 심사지침서 3.3( 속피로 평가)에서 별도로 기술하고 있다.



되어 있다.

KINS/GE-N11

- 153 -



있다.


FSAR 보완본에서 계속운 기간의 운 에 한 경년열화 리를 한 로그

램과 활동에 한 요약은 추후 10 CFR 50.59에 따른 변경이 반 될 수 있을

정도로 히 서술되어야 한다. 기술내용은 계속운 동안의 경년열화 향이

잘 리되고 있음을 결정하기 한 근거 련 정보를 포함하여야 한다.

3 . 검 토 차

각 검토분야에 해, 다음의 검토 차를 따른다.


신청자는 계속운 신청 시 GALL보고서를 히 참조할 수 있다. GALL 보

고서가 계속운 신청서에 참고가 되어, 신청자가 GALL 보고서에서 기술되고

평가된 로그램을 허용하는데 필요한 정보를 제공한 경우, 평가자는 그것이

허용 가능한지를 평가해야 한다. 이러한 결정을 해 평가자는 신청자가 구조

물, 기기, 재료 환경에 한 간략한 설명을 하 는지를 확인한다. 한, 평

가자는 신청자가 용가능한 경년열화 향과 산업계 발 소별 운 경험을

검토하 는지와 GALL 보고서에서 평가되었는지의 여부에 해 서술하 음을

확인한다. 평가자는 신청자가 해당 원 에 용가능한 것으로서 GALL 보고서

에 포함된 구조물 지지구조물에 한 경년열화 향을 식별하 음을 확인

한다.

평가자는 신청자의 참조문서에서 다 진 발 소 로그램이 GALL 보고서에

기술된 동일한 포 로그램을 포함하고 있는 지를 확인한다. 평가자는 신청

자가 이러한 로그램에 해서 GALL 보고서가 발 소에 용가능함을 설명

하 는지를 확인한다. 한 평가자는 신청자가 GALL 보고서에서 기술되고 평

가된 로 한 로그램을 제시하 는지를 확인한다. 구조물 지지구조물

에 하여 GALL 보고서에서 평가된 로그램은 본 심사지침의 <표 1>에 제

시되어 있다.

3 .2 GA L L 보 고 서의 권 고 에 따 른 경 년 열 화 리 의 추 가 평 가

KINS/GE-N11

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3 .2.1 원자로건 물

3 .2.1.1 근 곤 란 콘 크 리 트 부 의 경 년 열 화

GALL보고서는 다음과 같은 근곤란 부 의 경년열화 향에 하여 리

로그램의 추가 평가를 권고한다.

가. 근 곤란 부 에서의 수산화칼슘 용출 화학 침해에 의한 공극률


나. 원자로건물 콘크리트의 철근 부식으로 인한 균열, 부착력손실 재료손실

( 쇄, 박리)

근곤란 부 의 경년열화 향 감시를 포함하는 행 리 로그램은 10

CFR 50.55a에 따라 1992년 이후 발행된 ASME 코드 11장의 IWL시험 에서

규정하고 있다. 10 CFR 50.55a(b)(2)(ix)에서는 근곤란 부 의 열화가 나타날

수 있거나 나타나면 그 합성을 평가하도록 요구하고 있다. 그리고 GALL보

고서에서 정한 기 을 만족하지 못하면 근곤란 부 의 경년열화 향 리

를 한 발 소별 로그램을 추가평가할 것을 권고한다. 평가자는 계속운 기

간에 근곤란 부 의 경년열화 향이 히 리됨을 보증하기 하여 유

효한 검사 로그램을 실시할 것임을 입증하는 신청자의 경년열화 리 로그

램을 심사한다.

3 .2.1.2 구조감시 로그램에서 다루지 않는 침하에 의한 응력증가에 기인한 균열

비틀림; 투 수콘 크 리 트 하 부 기 의 침식 에 의 한 기 강 도 의 감 소 , 균

열 , 부 등 침하

GALL 보고서는 1) 리스트 스 콘크리트 원자로건물의 침하에 의한 응력증

가에 기인한 균열, 비틀림 2) 원자로건물 투수콘크리트 하부기 의 침식에

의한 기 강도의 감소, 균열, 부등침하에 하여 경년열화 리를 하도록 권고

하고 있다. 구지하수처리계통이 침하와 침식을 리하고 있다면 계속운 기

간동안 구지하수처리계통이 기능을 히 발휘함을 감시하여야 한다. 평가

자는 신청자의 원 에 CLB에 의해 구지하수처리계통이 있는 경우 신청자가

구조물 감시 로그램에 의하여 구지하수처리계통의 기능을 감시할 것을 동

의하 는지를 확인하여야 한다. 그 지 않은 경우 평가자는 계속운 기간 동안

구지하수처리계통을 감시하기 한 발 소 특정 로그램을 평가한다.

3 .2.1.3 고 온 에 의 한 콘 크 리 트 구 조 물 의 강 도 탄 성계수의 하

원자로건물의 온도상승에 의한 강도 탄성계수 감소를 리하기 한 로

KINS/GE-N11

- 155 -

그램의 추가 평가가 필요하다.

평가는 CAN/CSA3 N287.7 GALL보고서를 참고로 수행하여야 한다.

GALL 보고서는 원자로건물의 어느 부분이라도 반 으로 66℃(150°F)를 넘

거나 국부 으로 93℃(200°F)를 넘는 경우 발 소별 평가를 수행할 것을 권고

한다. 평가자는 계속운 신청문서에서 원자로건물 구성요소가 온도 제한치인

운 온도 66℃와 국부온도 93℃를 넘지 않음을 보이고 있는지를 확인한다. 제

한온도를 넘는 원자로건물 구성요소에 해서 평가자는 사안별로 계속운 기

간동안 온도상승 향의 리를 보증하는 신청자 로그램을 심사한다.

3 .2.1.4 근 곤란 비 속 라이 의 열화에 의한 재료의 결함과 강재 구조물에서

의 부식에 의한 재료의 손실

GALL 보고서는 원자로건물내 근 곤란 부 에서의 비 속 라이 의 열화에

의한 재료결함과 강재 구조물의 부식으로 인한 재료손실 리를 한 로그

램을 제시한다. 근곤란 부 를 다루기 하여 10 CFR 50.55a(b)(2)(ix)는

근곤란 부 의에 열화가 존재할 수 있거나 발생할 수 있음을 나타내는 조건이

근가능한 부 에 존재하면 신청자는 근곤란 부 의 허용성을 평가하도록

요구하고 있다. 한, GALL 보고서에서 정하는 해당기 을 만족하지 못하는

경우 근곤란 부 의 경년열화 향을 리하기 한 발 소 특정 로그램

의 추가 인 평가를 권고한다. 평가자는 근곤란 부 의 경년열화 향의

한 리를 입증하기 해 유효한 검사 로그램이 개발․실시되고 있는지를

검증하기 하여 신청자가 제안한 AMP를 심사한다. 본 지침서 2.26(원자로건

물 비 속 라이 ) 2.32(원자력 방호도장) 은 비 속 라이 에 한 평가지

침을 제공하여 다.

3 .2.1.5 응 력이 완 , 건 조 수축 , 크 리 고 온 에 의 한 긴 장 력의 손 실

GALL 보고서는 계속운 기간에 해 수행될 TLAA의 하나로서 긴장력의 손

실을 확인한다. 평가자는 본 심사지침서 3.5(원자로건물 텐돈 리스트 스 평

가)에 따라 TLAA를 별도로 심사해야 한다.

3 .2.1.6 피 로손 상

원자로건물 통부 에 한 CLB에 포함된 피로해석은 본 심사지침서 0.0(계

속운 심사 일반지침) 2.1 에서 정하는 TLAA이다. TLAA는 본 심사지침서

0.0(계속운 심사 일반지침) 2.4.2 다.항에 따라 평가되어야 하며 본 심사지침

서의 3.6( 통부 피로 평가)에서 별도로 기술하고 있다.

KINS/GE-N11

- 156 -

3 .2.1.7 반 복 하 응 력부 식 균 열 에 기인 한 균 열 발 생

GALL 보고서는 원자로건물에 하여 반복하 응력부식균열에 의한 원자

로건물 통부(Airlock, 통 슬리 , 통 벨로우즈, 이종 속 용 부 포함)에

한 리 로그램의 추가 평가를 권고한다. 원자로건물 가동 검사와 설

율시험으로는 균열의 탐지에 불충분할 수 있으며 평가자는 균열 탐지를 보장

하기 해 한 검사방법을 실시할 것임을 확인하기 해 신청자의 제안

로그램을 평가한다.

3 .2.1.8 동 결 융해 에 의 한 재 료 손 실 , 알칼 리 골 재 반 응 에 의 한 균 열 , 수산 화 칼 슘

용 출 에 의 한 공 극 률 침투 성 증 가

GALL 보고서는 원자로건물의 콘크리트 요소에 해, 동결융해에 의한 재료손

실(박리, 균열, 쇄), 알칼리골재반응으로 인한 균열, 수산화칼슘의 용출로 인한 공

극률 침투성의 증가에 한 리 로그램을 추가로 평가할 것을 권고한다.

원자로건물 가동 검사 IWL은 보통 내지 심각한 수 의 기후조건(weathering

index > 100day-inch/yr [NUREG-1557])을 가진 지역에 치한 발 소에 해서는

동결융해 향을 평가하는데 불충분할 수 있다. 이러한 지역에 치한 발 소에

해서는 동결융해 향에 한 평가가 필요하다.

GALL 보고서는 알칼리 골재반응과 수산화칼슘 용출의 향을 리하기 하

여 원자로건물 가동 검사 IWL의 수행을 권고한다. 이 향에 한 AMP는

구조물이 ACI 201.2R-77에 따라 건설되었음을 확인할 수 있는 문서화된 증거

가 있는 경우에는 필요하지 않다.

평가자는 신청자가 GALL 보고서에서 명시한 바와 같은 근곤란 지역의 콘

크리트에 한 권고사항을 만족시키는지 확인한다. 그 지 않은 경우에는 근

곤란 부 의 경년열화 향이 히 리됨을 입증하기 한 유효한 검사

로그램이 개발․실시되고 있는지를 확인하기 하여 신청자가 제안한 AMP를

심사한다.

3 .2.2 안 련 구 조 물 기타 구 조 물

3 .2.2.1 구 조 물 감 시 로그 램 에 서 다 루 지 않 는 구 조 물 의 경 년 열 화

GALL 보고서는 구조물 감시 로그램에서 다루지 않는 다음과 같은 구조물

경년열화 향의 추가 인 평가를 권고한다.

가. 구조물 그룹 1, 2, 4, 6, 7의 반복되는 동결융해로 인한 재료손실( 쇄, 박리)

KINS/GE-N11

- 157 -

균열

나. 구조물 그룹 1-4, 6, 7의 수산화칼슘 용출 화학 침해에 의한 공극률


다. 구조물 그룹 1-4, 6, 7의 알칼리골재 반응으로 인한 팽창 균열

라. 구조물 그룹 1-4, 6, 7의 철근 부식으로 인한 균열, 부착력 손실, 재료의 손

실( 쇄, 박리)

마. 구조물 그룹 1, 2, 4, 6, 7의 침하에 의한 응력증가에 기인한 균열 비틀림

바. 구조물 그룹 1, 2, 4, 7의 투 수콘크리트 하부기 의 침식에 의한 기 강도 감


사. 구조물 그룹 1-7의 구조강재 요소의 부식으로 인한 재료손실

아. 구조물 그룹 1-4의 온도상승에 의한 콘크리트 구조물의 강도 탄성계수

손실

자. 구조물 그룹 6, 7의 스텐 스 라이 의 응력부식균열에 의한 균열 발생

성장과 균열부식으로 인한 재료 손실

구조물 감시 로그램에서 다루지 않는 구조물/경년열화 조합에 해서만 추가

인 평가가 필요하다.

경년열화 로그램은 발 소 주요 구조물, 계통 기기에 한 주기 인 시험

과 검사를 통하여 CLB가 유지됨을 검증하는 구조물 감시 로그램으로 구성되

어 있다. 평가자는 신청자가 NUMARC 93-01(Rev. 2) Reg. Guide

1.160(Rev. 2)에 따른 구조물 감시 로그램의 범 에 포함되지 않은 구조물/

경년열화 향의 조합을 식별한 것을 확인한다. 신청자는 이와 같이 식별한 구

조물/경년열화 향의 조합들을 포함하기 해 구조물 감시 로그램의 범

를 확장할 수도 있다. 그 지 않으면, 발 소별 로그램에 해서, 평가자는

본 심사지침서 2.0(경년열화 리계획 평가 일반지침)에 따라 신청자의 제안

로그램을 평가한다.

3 .2.2.2 근 곤 란 부 의 경 년 열 화 리

GALL 보고서에서 정하는 기 을 만족치 못하면 근곤란 콘크리트 부 (기

, 지표수에 드러난 지표면 아래의 외벽)의 경년열화 리에 해 추가 인

평가를 권고한다. 평가자는 계속운 기간 동안에 의도하는 기능의 유지를 보장

하는 리 로그램을 사안별로 심사한다. 리 상 경년열화는 다음과 같다.

가. 구조물 그룹 1, 2, 4-7의 화학 침해에 의한 균열, 재료손실( 쇄, 박리), 공

극률 침투성의 증가

나. 구조물 그룹 1, 2, 4-7의 철근 부식으로 인한 균열, 쇄, 부착력 손실, 재료

KINS/GE-N11

- 158 -

손실

3 .2.3 부 품 지지구 조 물

3 .2.3 .1 구 조 물 감 시 로그 램 에 서 다 루 지 않 는 구 조 물 의 경 년 열 화

GALL 보고서는 다음 항목들을 구조물 감시 로그램에서 다루지 않을 경우

부품 지지구조물/경년열화 향의 조합에 한 추가 인 평가를 권고한다.

가. 부품 지지구조물 그룹 B1-B5의 주변 콘크리트 열화로 인한 콘크리트 앵커

력의 감소

나. 부품 지지구조물 B2, B3, B4 B5 기기 지지구조물의 환경부식으로 인한

재료 손실

다. 부품 지지구조물 그룹 4의 진동 연 요소에서의 열화로 인한 연기능 감소

/상실

경년열화 로그램은 발 소 주요구조물, 계통기기에 한 주기 인 시험과 검

사를 통하여 CLB가 유지됨을 검증하는 구조물 감시 로그램으로 구성되어있

다. 신청자는 구조물/경년열화 향의 조합을 포함하기 해 구조물 감시 로

그램 범 를 확장할 수도 있다. 그 지 않으면, 발 소별 로그램에 해서,

평가자는 본 심사지침서 2.0(경년열화 리계획 평가 일반지침)에 따라 로그

램을 평가한다.

3 .2.3 .2 반 복 하 에 의 한 피 로손 상

CLB상 피로해석이 존재한다면 지지 구조물 그룹 B1.1, B1.2, B1.3 B4의 구

성요소, 앵커볼트, 용 부 의 피로는 본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지

침) 2.1 에서 정하는 TLAA가 된다. TLAA는본 심사지침서 0.0(계속운 심사

일반지침) 2.4.2 다.항에 따라 평가하여야 하며 이는 본 심사지침서 3.3( 속

피로 평가)에서 별도로 기술하고 있다.

3 .2.4 비 안 성 련 구 성요 소 의 경 년 열 화 리 를 한 품 질 보 증

계속운 을 한 신청자의 AMP는 시정조치, 확인 차, 행정 통제의 요소를

포함해야 한다. 안 성 련 구성요소는 10 CFR Part 50, 부록 B의 범 내에

포함되는데 이것은 리 로그램의 요소를 다루기에 하다. 하지만, 계속

운 을 한 AMP로 리되는 비안 등 련 구성요소에 해서, 평가자는

로그램 요소를 포함시켜 다루기 해 10 CFR Part 50, 부록 B의 범 를 확

할 수 있다. 신청자가 이 방안을 선택한다면, 평가자는 신청자가 FSAR 보완

KINS/GE-N11

- 159 -

본에 문서화한 내용을 확인한다. 신청자가 다른 방안을 선택한다면, 신청자의

제안서 검토를 품질보증 책임부서에 사안별로 요청한다.



있다.


평가자는 신청자가 계속운 을 한 구조물 지지구조물의 경년열화 리를

한 FSAR 보완본에 <표 2>와 같은 정보를 제시하 는지를 확인한다. 평가

자는 신청자가 제출한 FSAR 보완본 “GALL 보고서에 기술되지 않거나 차이

가 있는 경년열화 리의 평가”에서 <표 2>와 같은 정보가 제시되었는지를

확인해야 한다.


켜 개정하도록 조건을 부과하여야 한다.

<표 2>에서 보듯이, 신청자는 일정을 FSAR에 삽입할 필요가 없지만 평가자

는 신청자가 계속운 기간 이 에 실시될 경년열화 리 작업에서 계속운

련 사항을 완료할 것인지를 확인하여야 한다. 평가자는 신청자가 합의한 날짜

이 에 작업을 완료하여야 한다는 허가조건을 계속운 허가사항에 부과할 수

있다.

4 . 평 가 결 과

평가자는 본 심사에 한 비를 해 충분하고도 합한 정보가 제공되었는

지와 신청자가 CLB에 따라 계속운 기간동안 고유기능을 유지함을 보장할

수 있도록 구조물 지지구조물과 련한 경년열화 향이 합하게 리될

것임을 입증하 으며 한 FSAR 보완본에 구조물 지지구조물의 경년열화

향을 리하기 한 로그램 활동에 해 하게 요약 설명하 다는

결론을 내릴 수 있는지 확인해야 한다.


신청자가 규제 요건에서 명시한 부분에 부합하는 허용가능한 안을 제시하는

경우를 제외하고는 평가자는 규제 요건에 부합하는 평가방법으로서 여기에 기

술된 방법을 사용한다.

KINS/GE-N11

- 160 -

6 . 참고 자료



[2] 과학기술부 고시 제2002-21, “원자로시설의 안 등 과 등 별 규격에 한

규정”

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[4] Draft Reg. Guide G-360 "Life Extension df NPPs"-2006

[5] AECL, 월성 1호기 설계 메뉴얼(Design Manual)

[6] Safety Related Systems, AECL, Safety Design Guide 86-03650-

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-SCL-001, rev.2, 1994-03

[8] System Classification List for Balance of Plant, AECL Document

86-01345-0050-00-SCL-A, rev.1, 90-05-08

[9] Containment Structure Design Requirements, AECL Document

106-21000-DG-001, rev.2, May, 1992

[10] Reactor Building Concrete Internal Structure Design Requirements, AECL

Document 86-21000-DG-002, rev.0, 91-07-31

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86-24000-DG-001, rev.0, 93-06-11

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Containment Quality Liner Systems and Joint Sealant Materials, AECL

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[13] Assessment Report : Non-Metallic Liner Systems for CANDU

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July 1981.

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[16] American Society of Mechanical Engineers, ASME Section XI, Rules for

Inservice Inspection of Nuclear Power Plant Components, Subsection

IWL, Requirements for Class CC Concrete Components of Light-Water

KINS/GE-N11

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Cooled Power Plants, 2001 Edition with 2002 and 2003 Addenda.

[17] American Society of Mechanical Engineers, ASME Section XI, Rules for

Inservice Inspection of Nuclear Power Plant Components, Subsection

IWE, Requirements for Class MC and Metallic Liners of Class CC

Components of Light-Water Cooled Power Plants, 2001 Edition with 2002

and 2003 Addenda.

[18] NUMARC 93-1, Rev.2, "Industry Guideline for Monitoring the

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Version], Nuclear Energy Institute, April 1996.

[19] NRC Regulatory Guide 1.160, Revision 2, "Monitoring the Effectiveness

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[20] ACI 201.2R, "Guide to Durable Concrete," 1977

[21] NUREG-1557, "Summary of Technical Information and Agreements from

Nuclear Management and Resource Council Industry Report addressing

License Renewal," U.S. Nuclear Regulatory Commission, October 1996.

KINS/GE-N11

- 162 -

< 표 1> GA L L 보 고 서의 구 조 물 부 품 에 한 A M P 요 약


원자로건 물 의 공 통 부 품

통 슬리 , 통 벨

로우즈, 이종 속용

부

피로손상 (CLB

피로해석이 존재함)

본 심사지침서 0.0

의 2.4.2 다.항에

따라 평가되는

TLAA

, TLAA(2.2.1.6

참조)



부

반복하 에 기인한

균열, 는 SCC에 기

인한 균열생성 성

장

원자로건물 ISI

설률 시험

, 경년열화 향

의 탐지는 평가되

어야 함(2.2.1.7 참

조)



부


의 손실

원자로건물 ISI

설률 시험아니오

출입문 잠 장치

장비 반입구


의 손실

원자로건물 ISI

설률 시험아니오

출입문 잠 장치

장비 반입구

잠 장치, 힌지 닫

음장치의 기계 마

모에 기인한 닫힌

치의 설 의

하

원자로건물 설률

시험 발 소 기

술지침서

아니오

재, 가스켓, 습분

방벽

이음부 , 가스켓,

습분방벽의 열화에

기인한 원자로건물

설의 하

원자로건물 ISI

원자로건물 설률

시험

아니오

원자로건 물

콘크리트 요소: 기

지반, 벽, 돔

Ca(OH)2의 용출, 심

한 화학 침해, 철근

부식에 기인한 근

가능 불가능한 콘

크리트 지역의 경년

열화

원자로건물 ISI

, 경년열화기구가

근불가능한

지역에 요

(2.2.1.1 참조)

KINS/GE-N11

- 163 -

< 표 1> GA L L 보 고 서의 구 조 물 부 품 에 한 A M P 요 약 ( 계속)



지반

침하에 의한 응력증

가에 따른 균열

비틀림

구조물 감시

신청자의 구조물감

시 로그램의 범

내에 있다면, 아니오

(2.2.1.2 참조)


지반

투수콘크리트의 하

부기 의 침식에 기

인한 기 강도의 감


구조물 감시


시 로그램의 범

내에 있다면, 아니오

(2.2.1.2 참조)


지반, 돔, 벽

온도 상승에 기인한

강도 탄성계수

의 감소

발 소 고유

명시된 온도제한치

를 과하는 콘크리

트 원자로건물에

하여는, . (2.2.1.3

참조)

텐돈 정착부 부

품

응력이완, 건조수축,

크리 , 온도상승에

기인한 긴장력 하

본 심사지침서 0.0의

2.4.2 다.항에 따라

평가된 TLAA

, TLAA (2.2.1.5

참조)

비 속 라이

근가능 불가능

지역에 있는 열화에

기인한 재료의 결함

원자로건물 ISI

설률 시험

부식이 근 불가능

한 지역에 의미가

요하다면,

(2.2.1.4 참조)

강재 요소: 방호도장

에 의해 보호된 것

근가능한 지역에

만 부식에 기인한

재료의 손실

방호도장 감시

정비아니오

텐던 정착부 부

품

텐던 정착부 부

품의 부식에 기인한

재료의 손실

원자로건물 ISI 아니오


지반, 돔, 벽체

동결융해에 의한 박

리, 균열, 쇄; 골재

와의 반응에 기인한

팽창 균열

원자로건물 ISI 아니오

KINS/GE-N11

- 164 -



안 련 구 조 물 기타 구 조 물

그룹 5를 제외한 모든

그룹: 근가능한

내․외부 콘크리트와

강재 요소

모든 유형의 경년열

화 향구조물 감시

신청자의구조물

감시 로그램의

범 내에 있다면,

아니오 (2.2.2.1

참조)

그룹 1, 2, 4, 6, 7: 부

지정지면 기 지반

아래의 외벽 등과 같

은 근 불가능한 콘

크리트 구조물

심한 화학 부식에

기인한 근 불가능

한 콘크리트 지역의

경년열화 철근 부

식

발 소 고유

만일 심한 등

환경이 존재한다면,

. (2.2.2.2 참조)

그룹 5: 근 가능/불

가능한 콘크리트, 강

재 흙으로 만든 구

조물

마모, 공동 부식에


을 포함하여 모든 유

형의 경년열화 향

수질 리 구조물

검사 는 공학

의 검사

아니오

그룹 4: 에폭시 라이

열화에 기인한 박리,

부풀음, 균열의 생성

성장 등 재료의

결함

수화학 처리 로

그램 사용후 핵

연료 장조의 물높

이

아니오

그룹 1, 2, 4, 5: 모든

조 조 차단 벽체

건조수축 억제, 크리

, 공격 인 환경에

기인한 균열

조 조 벽체 아니오

그룹 1, 2, 4, 6, 7: 기

지반

침하에 의한 응력 증

가에 따른 균열

비틀림

구조물 감시


시 로그램 내에

있다면, 아니오

(2.2.1.2 참조)

그룹 1, 2, 4-7: 기

지반

투수콘크리트 하부기

의 침식에 기인한

기 강도의 감소, 균

열, 부등침하

구조물 감시




(2.2.1.2 참조)

KINS/GE-N11

- 165 -



그룹 1-4: 콘크리트

온도상승에 기인한

강도 계수의 감

소

발 소 고유

명시된 온도 한계를

과하는 콘크리트

의 어느 부 던지,

.

(2.2.1.3 참조)

그룹 6, 7: 라이SCC에 기인한 균열

의 생성 성장발 소 고유

지지구 조 물

모든 그룹:

지지구조물 구성요

소: 앵커 볼트, 콘크

리트 주 앵커볼트,

용 부, 그라우트 패

드, 볼트 연결부 등

구조물 지지구조물

의 경년열화구조물 감시




(2.2.3.1 참조)

그룹 B1.1, B1.2

B1.3:


소:앵커볼트, 용 부

피로손상 (CLB

피로해석이 있음)

본 심사지침서 0.0의

2.4.2 다.항에 따라

평가되는 TLAA

, TLAA (2.2.3.2

참조)

모든 그룹:


소:앵커볼트, 용 부

붕 산 부 식 에 기인한

재료의 손실붕산부식 아니오

그룹 B1.1, B1.2

B1.3:


소: 앵커볼트, 용

부, 스 링행거, 가

이드, stops, 진동격

리기

환경부식에 기인한

재료의 손실; 부식,

비틀림, 오염, 과하

등에 기인한 기

계 기능의 하

ISI 아니오

그룹 B1.1: 고강도용

합 볼트

SCC에 기인한 균열

의 생성 성장볼트체결의 건 성 아니오

KINS/GE-N11

- 166 -

< 표 2> 구 조 물 의 경 년 열 화 리 에 한 F SA R 보 완 본


안 련 구 조 물 기타 구 조 물

원 수리구조물

검사

이 로그램은 RG 1.127 Rev. 1에 근거하여 비상냉각수

계통과 련된 , 사면, 수로, 취수구조물 그리고 기타

수리 구조물에 한 검사 감시 로그램으로 구성된

다.

기존 로

그램

사 용 후 연 료 장

조의 설감시

이 로그램은 사용후연료 장조의 설을 감시하기 해

에폭시 라이 의 열화, 설탐지 집수조의 집수량 인

공핵종에 한 검사 감시 로그램으로 구성된다.

기존 로

그램

수화학

물에 노출되는 기기 표면의 경년열화 향을 완화하기

해 부식을 가속시키는 불순물(염화물, 불화물, 황산염 등)

을 조 하기 한 수화학 로그램이 용되어야 한다.

이 로그램은 2차 수질 조 을 한 EPRI guidelines

TR-102134을 따라야 한다.

기존 로

그램

조 벽이 로그램은 조 벽의 균열을 조정하기 해 IE

Bulletin 80-11 IN 87-67에 근거한 검사로 구성된다.

기존 로

그램


원자로건 물

가동 검사

원자로건물은 C A N/C SA 3 N28 7.7 In service

Examination and Testing Requirements for Concrete

Containment Structure for CANDU NPPs에 따라 주기

인 건 성 확인을 하여야 하며, ASME Section XI,

Subsections IWE and IWL(2002년 2003년 addenda를

포함한 2001년 )을 참고로 한다.

기존 로

그램

설률시험

이 로그램은 원자로건물 비 속 라이 , 통부, 이음

쇠, 그리고 다른 근 가능한 개구부를 통한 설률을 감

시하기 한 것이다. 허용치를 과하는 설률에 해

서는 시정조치가 수행되어야 한다. 이 로그램은 10

CFR Part 50 Appendix J, RG 1.163과 NEI 94-01, Rev.0

를 따라야 한다.

기존 로

그램

방호도장

이 로그램은 방호도장에 한 선정, 용, 검사, 유지보

수 등을 포함한다. 이 로그램은 RG Rev.1.54 Rev.1을

따라야 한다.

기존 로

그램

KINS/GE-N11

- 167 -


지지구 조 물

가동 검사

이 로그램은 기기 지지 의 주기 인 육안검사로 구성

된다. 이 로그램은 ASME Section XI, Subsection

IWF(2002년 2003년 addenda를 포함한 2001년 )를 따

라야 한다.

기존 로

그램

붕 산 부 식

이 로그램은 (1) 붕산수 설에 잠재 으로 노출될 수

있는 외부 표면에 한 육안검사, (2) 설 경로에 한

한 발견 붕산추출물의 제거, (3) 손상의 평가, 그

리고 (4) 추가 검사 등으로 구성된다. 이 로그램은

GL88-05를 따라야 한다.

기존 로

그램

볼트 건 성

이 로그램은 원 에서 압력유지 볼트의 선정 설치를

한 재료선정, 강도 경도 특성, 설치 차, 윤활유

제, 부식 고려사항 등에 한 지침들로 구성된다. 이

로그램은 NUREG-1339, EPRI NP-5769, NUREG-1339

등을 따른다.

기존 로

그램


안 련 구 조 물 , 기타 구 조 물 , 지지구 조 물

구조물 감시이 로그램은 구조물 구조물 지지 에 한 주기

인 검사와 감시로 구성된다.

기존 로

그램


안 련 구 조 물 , 기타 구 조 물 , 지지구 조 물

품질보증

계속운 의 한 AMR의 용을 받는 안 등 비안

등 구조물과 기기는 경년열화 리 로그램에 한

시정조치, 확인 차, 행정 통제등에 한 품질보증을 고

려하여야 한다.

이 로그

램은 계속

운 이

에 확인되

어야 한다.

KINS/GE-N11

- 168 -



부록 2.0.6 전기 및 계측제어 계통

1. 평 가 분 야

본 심사지침은 기 계측제어 계통의 AMR에 해 기술한다. 기 계측

제어 계통에 련된 정보는 FSAR 7장 8장에 수록되어 있다. 계속운 을

한 AMR 상의 표 인 기 계측제어 기기들은 기 이블 연결

장치, 속 폐형 모선(bus), 퓨즈홀더, 고 압 연체, 송 도체 연결장치,

스 치야드 모선 연결장치 등이다.

평가자는 신청자가 제출한 계속운 신청서와 다음의 AMR AMP 항목들을

검토한다.

•AMR의 경우

- GALL 보고서와 일치한 AMR 결과

- GALL 보고서에서 추가 평가를 권고한 사항에 한 AMR 결과

- GALL 보고서와 일치하지 않거나 언 되지 않는 사항에 한 AMR 결과

•AMP의 경우

- GALL 보고서의 AMP와 일치한 AMP 항목

- 발 소의 특정 AMP 항목

•FSAR 보완본

- 평가자는 각 AMP와 련된 FSAR 보완본을 검토한다.

2. 허 용 기

평가 분야에 한 허용기 은 신청자가 련 법규의 요건을 충족하는지 여부

를 결정하기 한 방법들을 기술한다.

2.1 GA L L 보 고 서와 일 치 한 A M R 결 과

기 계측제어 기기에 용할 수 있는 AMR AMP가 GALL 보고서 6장

에서 기술되고 평가되었다. 신청자는 신청자가 제시한 특정 AMR 항목과 련

AMP가 인용한 GALL 보고서의 AMR 항목과 일치함을 평가자가 확인할 수

있도록 충분한 정보를 계속운 신청서류에 제공하여야 한다. 평가자는 신청서

KINS/GE-N11

- 169 -

류에 제공된 AMR 항목과 GALL 보고서의 AMR 항목을 비교하여 일치하는지

를 확인한다. 만약 신청자가 AMP에서 인용한 GALL 보고서의 AMP 로그

램요소 어떤 요소(element)를 배제시켰다면 그만한 타당한 기술 사유를

신청서류에 제시하여야 한다. 평가자는 신청자가 어떤 요소를 배제하고 제출한

AMP가 련 기 을 여 히 만족하는지를 확인하여야 한다. 만약 신청서류를

검토하던 에, GALL 보고서의 AMP와의 차이 이 밝 지면 이 차이 은 심

층 검토되고 하게 처리되어야 한다. 평가자는 신청자가 제시한 배제사항과

평가자가 확인한 차이 에 한 처리결과를 문서화하여야 한다.

신청자가 갖고 있는 기존의 AMP를 GALL 보고서 AMP와 일치시키기 하여

어떤 개선사항이 필요한 경우 이 사항을 신청서류에 명시하여야 한다. 그러면

평가자는 이 개선사항이 이행될 때 기존의 AMP가 GALL 보고서의 AMP를

만족하는지와 신청자가 이 개선사항과 련하여 FSAR 보완본에 이행여부를

제시하 는지를 확인하여야 한다. 한 평가자는 모든 개선사항의 처리결과를

문서화한다.

2.2 GA L L 보 고 서에 서 추 가 평 가를 권 고 한 사항 에 한 A M R 결 과

본 심사지침 2.1 에 제시된 기본 인 허용기 이 본 에 따른 모든 AMR

AMP에도 용된다. 만약 GALL 보고서 AMR 항목에서 추가 평가를 권고한

경우에는 다음의 각 경년열화 향과 경년열화 메커니즘에 하여 GALL 보

고서에서 제시된 추가 인 기 을 용한다.

2.2.1 환 경 검 증 ( EQ ) 상 의 기 기기

환경검증은 본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.1 가. 3)항에서 정

의한 TLAA이다. TLAA 평가는 본 심사지침서 3.4( 기기기의 내환경검증)에

서 별도로 기술한다.

2.2.2 염 분 표 면 오 염 으 로 인 한 연 체 품 질 열 화 와 기계 마 모 에 따 른 재 료

손 실

염분 침 물이나 표면오염으로 인한 연체 품질열화가 고 압 연체에서 발

생할 수 있다. GALL 보고서에서는 염분 침 물이나 표면오염( , 바닷가 근처

나 산업공해) 가능성이 있는 지역에 치한 발 소의 경우 그 발 소의 AMP

에 하여 추가 인 평가를 권고하고 있다. 송 선의 바람에 의한 기계 마모

로 인한 재료 손실이 고 압 연체에서 발생할 수 있다. GALL 보고서에서는

발 소의 특정AMP를 추가로 평가하여 이와 같은 경년열화 향이 하게

KINS/GE-N11

- 170 -

리되고 있는지를 보증하도록 권고하고 있다. 허용기 은 본 심사지침서 2.0

(경년열화 리계획 평가 일반지침)에 기술되어 있다.

2.2.3 바 람 으 로 인 한 마 손 피 로에 따 른 재 료 손 실 , 부 식 에 따 른 도 체 강 도

상 실 , 산 화 는 단 부 하 의 상 실 에 따 른 속 항 증 가

바람으로 인한 마손 피로에 따른 재료 손실, 부식에 따른 도체강도 상실,

산화나 단 부하의 상실에 따른 속 항의 증가가 송 선 도체와 연결장치,

스 치야드 모선 연결장치에서 발생할 수 있다. GALL 보고서에서는 발

소의 특정AMP를 추가로 평가하여 이와 같은 경년열화 향이 하게 리

되고 있는지를 보증하도록 권고하고 있다. 허용기 은 본 심사지침서 2.0(경년

열화 리계획 평가 일반지침)에 기술되어 있다.


허용기 은 본 심사지침서 부록 2.0.7(경년열화 리 로그램의 품질보증)에 기술

되어 있다.

2.3 GA L L 보 고 서와 일 치 하 지 않 거 나 언 되 지 않 는 사항 에 한 A M R 결 과

허용기 은 본 심사지침서 2.0(경년열화 리계획 평가 일반지침)에 기술되어

있다.


계속운 기간 동안 경년열화의 향을 리하기 한 로그램과 조치사항에

한 FSAR 보완본 요약내용은 추후 변경사항들이 리될 수 있도록 충분히

포 이어야 한다. 그 내용에는 경년열화 향이 계속운 기간 동안에도 리

됨을 결정하기 한 기 과 련된 정보를 포함해야 한다. 한 계속운 으로

진입하기 에 완료해야 할 개선사항 약속이행사항을 포함하여 추후 경년

열화 리 조치사항을 포함하여야 한다. 이와 련하여 요구된 정보는 <표 1>

에 제시되어 있다.

3 . 검 토 차

각 평가분야는 다음의 검토 차를 따라야 한다.

3 .1 GA L L 보 고 서와 일 치 한 A M R 결 과

신청자는 계속운 신청서에서 GALL 보고서를 히 참조하여 그 발 소의

KINS/GE-N11

- 171 -

AMR AMP가 GALL 보고서에서 검토되고 승인된 것들과 일치함을 입증할

수 있다. 평가자는 GALL 보고서에 기술된 문제의 본질에 하여 다시 검토할

필요는 없다. 만약 신청자가 GALL 보고서에 기술되고 평가된 로 로그램

을 채택하고 필요한 정보를 제공하 다면, 평가자는 신청자의 신청서류에서

GALL 보고서를 참조하는 것은 타당한 것으로 평가한다. 이를 결정함에 있어

서, 평가자는 신청자가 계통, 기기, 재료 환경에 한 간략한 설명을 제시하

는지를 확인한다. 평가자는 한 신청자가 용 가능한 경년열화 향과 산

업계나 특정발 소의 운 경험을 검토하 고 GALL 보고서에서 평가한 내용

을 언 하 는지를 확인한다.

추가로 평가자는 신청자가 GALL 보고서 발행 이후에 밝 진 운 경험을 언

하 는지를 확인한다. 이 검토에서는 신청자가 GALL 보고서에 포함되어 있

는 기 계측제어 기기의 경년열화 향을 그의 발 소에다 용할 수 있

는 것으로 언 하 는지를 확인하여야 한다.

평가자는 신청자가 GALL 보고서에 기술되고 평가된 로 한 AMP를 제

시하 는지를 확인한다. 만약 신청자가 그의 신청서류 AMP을 GALL 보고서

AMP와 일치시키기 해 어떤 개선사항 이행을 언 했다면, 평가자는 이 개선

사항이 이행될 때 신청자 AMP가 GALL 보고서의 AMP와 일치할 것인지를

확인해야 한다. 만약 신청자가 그의 신청서류 AMP에서 GALL보고서 AMP의

로그램 요소들 어떤 요소(element)를 배제하 다면, 평가자는 배제항목

을 포함하고 있는 신청자의 AMP가 련 기 을 만족할 것인지를 확인해야

한다. 만약 신청서류에는 명시되지 않았으나, 평가자가 신청자의 AMP와

GALL 보고서의 AMP 간에 차이 이 있는 것을 찾아냈다면 이 차이 이 있음

에도 불구하고 신청자의 AMP가 련 기 을 만족할 것인지를 확인해야 한다.

평가자는 개선사항, 배제항목 는 차이 을 허용할 경우 그 근거를 문서화해

야 한다. GALL 보고서에 평가된 기 계측제어 기기에 한 AMP가 본

심사지침서의 <표 2>에 요약되어 있다.

3 .2 GA L L 보 고 서에 서 추 가 평 가를 권 고 한 사항 에 한 A M R 결 과

본 심사지침 3.1 에 제시된 기본 인 검토 차가 본 에 따른 모든 AMR

AMP에도 용된다. 만약 GALL 보고서 AMR 항목에서 추가 평가를 권고한

경우에는 다음의 각 경년열화 향과 경년열화 메커니즘에 하여 GALL 보

고서가 제시한 추가 인 기 이 용된다.

3 .2.1 환 경 검 증 ( EQ ) 상 의 기 기기

KINS/GE-N11

- 172 -

환경검증은 본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.1 가. 3)항에서 정

의한 TLAA이다. TLAA 평가는 본 심사지침서 3.4( 기기기의 내환경검증)에

서 별도로 기술한다.

3 .2.2 염 분 표 면 오 염 으 로 인 한 연 체 품 질 열 하 와 기계 마 모 에 따 른 재 료

손 실

GALL 보고서에서는 염분 침 물이나 표면오염( , 바닷가 근처나 산업공해)

가능성이 있는 지역에 치한 발 소의 경우 염분이나 표면오염으로 인한

연체 품질열화와 고 압 연체의 송 선에서 바람으로 인한 기계 마모에

따른 재료 손실을 리하기 한 발 소의 특정AMP를 권고하고 있다. 평가자

는 신청자가 제안한 로그램을 사안별로 검토하여 그 로그램이 이러한 경

년열화의 향을 하게 리할 것인지를 확증하여야 한다.

3 .2.3 바 람 으 로 인 한 마 손 피 로에 따 른 재 료 손 실 , 부 식 에 따 른 도 체 강 도

상 실 , 산 화 는 단 부 하 의 상 실 에 따 른 속 항 증 가

GALL 보고서에서는 송 선로와 연결장치, 스 치야드 모선 연결장치에서

바람으로 인한 마손 피로에 따른 재료 손실, 부식에 따른 도체강도 상실,

산화나 단 부하의 상실에 따른 속 항 증가를 리하기 한 발 소의 특

정 AMP를 권고하고 있다. 평가자는 신청자가 제안한 로그램을 사안별로 검

토하여 그 로그램이 이러한 경년열화의 향을 하게 리할 것인지를

확증하여야 한다.



들을 포함해야 한다. 안 련 기기는 ‘원자로시설등의기술기 에 한규칙’ 제4

의 규칙에 따른다. 이 규칙은 계속운 AMR 상의 비안 성 련 기기에는

용되지 않는다. 그러나 신청자는 이 규칙의 로그램의 요소를 확 하여 비

안 련 기기에도 용할 수 있다. 만약 신청자가 이를 선택하 다면, 평가자

는 신청자가 그러한 이행사항을 FSAR 보완본에 문서화하 는지를 확인한다.

만약 신청자가 체 방법을 선택했다면, 품질보증평가 책임이 있는 부서는 사

안별로 신청자의 제안사항을 검토해야 한다.

3 .3 GA L L 보 고 서와 일 치 하 지 않 거 나 언 되 지 않 는 사항 에 한 A M R 결 과

평가자는 신청자가 그의 신청서류에 용 가능한 경년열화 향을 명시하고,

KINS/GE-N11

- 173 -

재료와 환경의 한 조합을 수록하고, 경년열화 향을 합하게 리할

AMP을 제시하 는지를 확인해야 한다. 이 AMP는 GALL 보고서에서 기술

평가된 AMP이거나 는 발 소의 특정 로그램일 수 있다. 검토 차는

본 심사지침서 2.0(경년열화 리계획 평가 일반지침)에 기술되어 있다.


평가자는 신청자가 계속운 을 한 기 계측제어계통의 경년열화 리와

련하여 FSAR 보완본에 <표 1>과 같은 정보를 제시하 는지를 확인한다.

평가자는 한 신청자가 본 심사지침 3.3 , “GALL 보고서와 일치하지 않거나

언 되지 않는 사항에 한 AMR 결과”에 하여 FSAR 보완본에 <표 1>과

같은 정보를 제시하 는지를 확인한다.

평가자는 신청자에게 계속운 에 한 하나의 인허가 조건으로 차기 FSAR 개

정시 본 FSAR 보완본을 포함시키도록 부과할 수 있다. 인허가 조건의 일부로

써 FSAR 개정을 완료할 때까지는 신청자가 련 규정에 따라 변경사항을 처

리한다면, 신청자는 규제기 의 승인에 앞서 해당 FSAR 보완본에 기술된

로그램을 변경할 수 있다. 만약 신청자가 계속운 진입 이 까지 최종 FSAR

보완본을 포함한 FSAR 개정본을 제출한다면 인허가 조건사항이 부과되지는

않는다.

본 심사지침의 <표 1>에 제시된 바와 같이 신청자는 해당 FSAR에 이행 일정

을 반 할 필요는 없다. 그러나 평가자는 신청자가 계속운 기간에 앞서 완료

해야 하는 향후의 경년열화 리 조치사항을 계속운 신청서에 명시하고 이에

한 이행을 약속하 는지를 확인하여야 한다.

평가자는 신청자가 약속한 날짜까지는 그러한 조치들을 완료하도록 하는 계속

운 인허가 조건을 부과할 수 있다.

4 . 평 가결 과

신청자가 본 의 규정을 만족하는 충분한 정보를 제공한 것으로 평가자가

단하 다면 다음의 문장과 유사한 평가결과가 안 성심사보고서(SER)에 포함

되어야 한다. 심사기 에 근거하여, 평가자는 신청자가 CLB에 따라 계속운

기간 동안 소정의 기능을 유지할 수 있도록 기 계측제어 기기와 련한

경년열화의 향이 합하게 리될 것임을 입증하 다고 결론을 내린다.

평가자는 한 용 가능한 FSAR 보완본의 로그램 요약내용을 검토하 고

보완본이 기 계측제어 기기의 경년열화 리를 한 AMP을 히 기

술하고 있는 것으로 결론을 내린다.

KINS/GE-N11

- 174 -

5 . 이 행 사항


제외하고는 평가자는 규제 요건 에 따르는 평가방법으로서 여기에 기술된 방

법을 사용한다.

6 . 참고 자료



July 1981.



KINS/GE-N11

- 175 -

< 표 1> 기 계측 제 어 계통 의 경 년 열 화 리 에 한 F SA R 보 완 본


열, 방사선, 습기에

의한 열악한 지역의

환경에 노출된 환경

검증 상이 아닌

기 이블 연

결부

열악한 지역의 환경(adverse localized environment)

에 설치된 근이 가능한 기 이블 연

결부에 하여는 어도 10년마다 한번씩 육

안 검사하여, 열, 방사선 는 습기로 인한

연재 경년열화 징조인 취화, 탈색, 균열, 부

풀음 는 표면 오염과 같은 이블 연결

부 표면의 이상 징후를 확인한다. 열악한 지

역의 환경은 기 이블이나 연결부에 해

규정된 서비스 조건보다 훨씬 더 심한 제한

된 발 소지역의 조건이다.

계속운 을 한

첫번째 검사는

계속운 진입

에 완료되어야

한다.

열, 방사선, 습기에


환경에 노출되고,

도체 연 항 감소

에 민감한 계측회로

에 사용된 환경검증

상이 아닌 기

이블 연결부

방사선 감시 핵 계측과 같은 민감하고

신호의 회로에 사용된 기 이블

연결부는 일정한 교정주기에 따라 계측루

교정의 일환으로 교정된다. 이는 계측루 의

성능에 한 허용기 에 근거하여 시정조치

필요성을 결정하는데 충분한 데이터를 제공

한다. 교정결과에 한 검토는 10년마다 한번

씩 수행한다.

이블이 교정 는 주기 검에 포함되지

않는 경우 연계통 열화를 탐지할 수 있는

실증된 이블시험( 연 항시험, 시간 역

반사시험, 기타 실증된 시험)이 공학 평가

에 근거하여 10년을 과하지 않는 주기로

수행된다.

계속운 을 한

첫번째 교정결과

검토나 시험은

계속운 진입

에 완료되어야

된다.

습기, 압 노출에


환경에 노출된 환경

검증 상이 아닌

근이 곤란한

압 이블

심각한 습기와 큰 압에 노출되는 압

이블에 하여는 어도 10년마다 한번씩

시험하여 도체 연상태를 확인한다. 수행될

시험 유형은 기 시험 에 결정되고, 습기

로 인한 연재 열화를 탐지할 수 있는 실증

된 시험, 즉 역률, 부분 방 , 성극지수, 기타

최신 시험이어야 한다. 심각한 습기는 이블

이 물 속에 잠긴 채로 수 일 이상 있는 상태

가 빈번한 경우이다. 수 일( , 정상 인 비

와 배수) 이하로 지속되는 주기 인 노출은

심각한 것이 아니다. 심각한 압노출은 25%

이상의 시간동안 계통 압을 받는 것을 의미

한다. 한 맨홀의 물 고임상태를 고려하여

주기 으로 검사한다. 검사주기는 어도 2년

마다 한번씩 하여야 한다.

계속운 을 한

첫 번째 시험

검사는 계속운

진입 에 완료

되어야 한다.

KINS/GE-N11

- 176 -

< 표 1> 기 계측제어 계통의 경년열화 리에 한 FSAR 보완본( 계속)


붕 산 부 식

이 로그램은 다음과 같이 구성된다, (1) 붕

산수 설에 노출될 가능성이 있는 외부 표

면에 한 육안 검사, (2) 설경로의 시

발견 붕산 잔류물 제거, (3) 손상 평가,

(4) 성에 한 후속 검사. 이 로그램은

GL 88-05에 따라 이행된다.

행 로그램

발 소의 특정 AMP

이 로그램은 경년열화의 향이 계속운

기간 동안 리될 것임을 결정하는 기 과

련한 정보를 포함해야 한다.

이 로그램은

계속운 진입

에 이행되어야

한다.

퓨즈홀더

계속운 범 내에 있는 평가 상의 퓨즈홀

더에 하여는 어도 10년마다 한번씩 시험

하여, 퓨즈홀더의 속클램 부분의 열화상

태를 확인한다. 시험은 온도기록법, 항

시험, 기타 한 시험방법을 사용할 수 있

다.

계속운 을 한

첫 번째 시험은

계속운 진입

에 완료되어야

한다.

속 폐형 모선

속 폐형 모선 내부를 육안 검사하여 균열,

부식, 이물질 , 과도한 먼지 축 , 습기

침투 흔 을 확인한다. 모선 연재에 하여

는 과열 는 경년열화의 징조인 취화, 균열,

용융, 부풀음, 탈색 등을 확인한다. 모선내장

품에 하여는 구조물의 건 성과 균열의 징

후를 검사한다. 내부 볼트 체결부 는 온도기

록법, 항 측정을 통해 느슨해짐 여부를

검한다. 이 검사는 어도 10년마다 한번씩

수행한다. 볼트 체결부 에 해 다른 시험방

법을 활용하는 경우 검사는 매 5년마다 한번

씩 실시한다.

계속운 을 한

첫 번째 검사는

계속운 진입

에 완료되어야

한다.

환경검증(EQ) 상

이 아닌 기 이블

연결부

계속운 범 내에 있는 평가 상인 이블

연결부 표본에 하여 어도 10년마다 한번

씩 시험한다. 이 시험은 온도기록법,

항 시험, 기타 한 시험방법을 사용할 수

있다.

계속운 을 한

첫 번째 시험은

계속운 진입

에 완료되어야

한다.

구조물감시 로그램

이 로그램은 구조물 그 기기의 상태를

주기 으로 검사 감시하는 것으로, 의도된

기능 상실을 래하는 경년열화를 찾아내고

열화의 정도를 결정하는 로그램이다. 이

로그램은 NUMARC 93-01, Rev. 2와 RG

1.160, Rev. 2에 따라 이행된다.

이 로그램은

계속운 진입

에 이행되어야

한다.

KINS/GE-N11

- 177 -

< 표 1> 기 계측제어 계통의 경년열화 리에 한 FSAR 보완본( 계속)


품질보증

‘원자로시설등의기술기 에 한규칙’ 제4 의 요건

이 계속운 을 한 AMP의 시정조치, 확인 차

행정 통제에 해 규정하고 있다. 행 로그램의

범 가 계속운 을 해 AMR 상인 비안 련

구조물 기기를 포함하도록 확 될 수 있다.

이 로그램은

계속운 진입

에 이행되어야

한다.

* 신청자는 FSAR에 이행일정을 반 할 필요는 없으나, 평가자는 신청자가 계속운

기간에 앞서 완료하여야 하는 향후의 경년열화 리활동을 계속운 신청서에 명시

하고 이에 한 이행을 약속하 는지를 확인하여야 한다. 평가자는 신청자가 약속

한 날짜까지는 이러한 조치들을 완료하도록 하는 내용의 계속운 인허가 조건

을 부과할 수 있다.

KINS/GE-N11

- 178 -

< 표 2> GA L L 보 고 서에 서 평 가된 기기기에 한 A M P 요 약

기 기 경년열화 향 AMP 추가 평가 권고


기기기

여러 가지 경년열화 메

커니즘으로 인한 열화기기기 환경검증

, TLAA (2.2.1

참조)


이 아닌 이블, 연

결부 휴즈홀더

( 연재)

여러 가지 물리 ,

열, 방사분해, 학

분해, 화학작용으로

인한 연 항 감소

기 고장



연결부

아니요

도체 연 항(IR)

감소에 민감한 환경

검증(EQ) 상이 아

닌 계측회로에 사용

되는 기 이블

연결부





기 고장


이 아닌 계측회로에

사용된 기 이블

연결부

아니요


이 아닌 근이 곤

란한 압(2 kV

- 35kV) 이블( ,

선 는 직 지

하매설)

습기침투, 수목형성

으로 기 고장을

래하는 국부손상

연 괴


이 아닌 근이 곤

란한 압 이블

아니요

퓨즈홀더( 형 집합

체의 일부가 아님);

속클램 형 퓨즈

홀더

항 열, 열 싸이클,

기과도 상, 빈번한

조작, 진동, 화학 오

염, 부식, 산화로 인한

피로 상

퓨즈홀더 아니요

속 폐형 모선 -

모선/연결장치

열 싸이클, 항 열

에 의한 볼트 체결

부의 느슨해짐

속 폐형모선 아니요

속 폐형 모선 -

연재/ 연체





기 고장

속 폐형모선 아니요

KINS/GE-N11

- 179 -

< 표 2> GA L L 보 고 서에 서 평 가된 기기기에 한 A M P 요 약 ( 계속)

기 기 경 년 열 화 향 A M P 추 가 평 가 권 고

속 폐형 모선 -

외함 집합체

일반 부식에 의한 재

료 손실,

탄성 합체 열화로 인

한 경화 간도 상실

구조물감시 로그램 아니요

붕 산 수 설에 노출

된 기 속장치의

면(contacts)

붕산수의 유입으로

인한 속장치

표면의 부식

붕산 부식 아니요

고 압 연체

염분 표면 오염

으로 연품질 열화,

바람에 의한 송 선

의 기계 마모로

인한 재료 손실

발 소의 특정 경년

열 화 리 로 그 램

평가

, 발 소 고유사항

(2.2.2 참조)

송 선로 도체

연결부, 스 치야드

모선 연결부

바람에 의한 마손

피로에 따른 재

료 상실, 부식에 따

른 도체강도 상실,

산화나 단 부하의

상실에 따른 속

항 증가

발 소의 특정 경년

열 화 리 로 그 램

평가

, 발 소 고유사항

(2.2.3 참조)

이블 연결부 -

속형

열 싸이클, 항 열,

기과도 상, 진동,

화학 오염, 부식,

산화로 인한 볼트

체결부의 느슨해짐



연결부( 속부분)

아니요

퓨즈홀더( 형 집합

체의 일부가 아님);

연재

해당 사항 없음 해당 사항 없음 아니요

KINS/GE-N11

- 180 -



부록 2.0.7 경년열화 관리프로그램의 품질보증

1. 배 경

계속운 신청 사업자는 AMR 상 구조물과 기기의 경년열화 향이 계속운

기간동안 발 소 CLB에 맞도록 그들의 의도기능유지를 입증할 수 있도록

히 리될 것임을 설명하여야 한다. 따라서 안 련 계통․기기․구조물

의 품질에 향을 주는 AMR 차의 은 10 CFR 50, 부록B 품질보증

로그램을 활용하여 본 심사지침서 2.0(경년열화 리계획 평가 일반지침)에 기

술되어있는 시정조치 요소, 확인 차, 행정 통제를 설명해도 좋다. 확인 차

에서는 방조치가 합하여 한 시정조치가 완료되었고 재 유효함을 입

증하여야 한다. 행정 통제에서는 정규 심사 승인 차를 제시하여야 한다.

GALL 보고서에서는 계속운 신청자가 이 로그램 요소 내용을 만족시

키기 하여 10 CFR 50, 부록B “원 핵연료 재처리 시설에 한 품질보

증기 ”에 있는 재의 요건들을 어떻게 용할 수 있는지를 보여 다. 이 지

침서의 목 은 계속운 을 하여 AMP의 시정조치의 실시, 확인 차, 행정

통제 요소들에 한 허용 차를 기술하려는데 있다.

2. 해 당 부 서의 기술 입 장

가. 안 련 구조물 기기는 10 CFR 50, 부록B의 요건을 따라야 하는데 거

기서는 계속운 기간에 발 소의 CLB에 맞는 AMP의 모든 품질 련

들을 하게 기술하고 있다.

나. 계속운 을 한 AMR 상 비 안 구조물 기기에 해서 사업자는 10

CFR 50, 부록B 로그램의 범 를 확장하여 이 구조물 기기들을 포함시

키고 계속운 기간동안 경년열화 리를 한 시정조치, 확인 차, 행정 통

제를 설명할 수 있는 선택권을 가진다. 평가자는 사업자가 그러한 임사항

을 10 CFR 54.21(d)에 따라 FSAR에 문서화하 는지 확인해야 한다.

다. 사업자가 계속운 을 해 AMR 상 비 안 구조물 기기의 경년열화

리를 한 시정조치, 확인 차, 행정 통제를 다른 안을 선택하여 설명

한다면 사업자의 제안서는 본 심사지침서 2.0(경년열화 리계획 평가 일반

KINS/GE-N11

- 181 -

지침)에 따라 사안별로 심사하여야 한다.

3 . 참고 문 헌

[1] NUREG-1801,“Generic Aging Lessons Learned(GALL),Appendix,” U.S.

Nuclear Regulatory Commission, April 2001.

KINS/GE-N11

- 182 -

가압 수형 원 계속운 심사지침서


2.1 안 등 기기 가동 검사

1. 평 가 분 야

본 AMP의 목 은 안 등 기기에 한 가동 검사를 통해 이들 기기의 건

성을 보장하기 함이다. 과학기술부 고시 제2004-13에서는 가압 수로의

경우 CAN/CSA-N285.0, 285.4, 285.5, 287.7에 따라 가동 검사를 수행할 것을

요구하고 있다. 이러한 기기의 검사, 보수 교체는 CAN/CSA-N285.0 13장,

CAN/CSA-N285.4 9장에서 각각 취 된다. 본 AMP에는 일반 으로 냉각재

압력경계부 기기 필수 부착물에 한 주기 인 육안검사, 표면검사 는 체

검사와 설시험이 포함되어 있다.

CAN/CSA-N285.4 가동 검사 로그램은 수로의 냉각재 압력경계부 기기

구 부착물에 한 경년열화 향을 리하는데 효과 임이 일반 으로 입

증되어 있다. 따라서 사업자는 CAN/CSA-N285.4에 따른 본 로그램을 이행

해야 한다. 그러나 특정 경우에 있어서 CAN/CSA-N285.4 가동 검사 로그

램은 계속운 을 한 경년열화 향 리측면에서 강화되어야 한다.

본 로그램과 련된 과학기술부 고시(제2002-21)가 용되어야 하며, 규제기

의 행정조치 사항이나 규제기 의 승인을 받은 보고서, 차서, 는 이행조

치 등이 있을 경우 이 조치가 우선한다. 기 수행 인 CAN/CSA-N285.4 가동

검사에 한 로그램은 계속운 시 재평가되어야 한다.

2. 평 가 지침

2.1 A M P 의 범

CAN/CSA-N285.4 가동 검사 로그램에는 가동 검사, 보수 교체요건이

포함되어야 한다. 본 로그램의 범 에 포함되는 기기는 냉각재 압력경계부

기기의 경우 CAN/CSA-N285.0 5장에 명시되어 있으며, 수로의 모든 압력경

계 기기와 그 필수 부착물을 포함해야 한다.

ASME code Sec. XI 가동 검사 로그램에는 과학기술부 고시 제2004-13호

에서 요구하는 사항과 로그램과 련된 규제기 의 행정조치, 승인 받은 보

KINS/GE-N11

- 183 -

고서, 차 는 이행조치 사항 등이 포함되어야 한다.

2.2 방 조 치

안 등 기기는 운 기술지침서에서 설정한 범 내에서 운 되어야 한다.

2.3 감 시 /검 사 변 수

CAN/CSA-N285.4 가동 검사 로그램을 통해 각 검사 카테고리에 해

CAN/CSA-N285.4 7장에 제시된 시험 검사요건에 따라 기기의 손상을 탐

지할 수 있어야 한다.

2.4 경 년 열 화 향 탐 지

CAN/CSA-N285.4 에 명시된 검사 범 주기와 시험기법은 구조 건 성

을 유지하기 해 제안되었으며, 경년열화 향이 기기의 의도된 기능 손실 이

에 발견되어 보수될 수 있음을 보장하고 있다. 본 로그램을 통해 균열의

발생과 성장, 부식에 의한 재료의 손실, 냉각재 설뿐만 아니라 간극, 세 ,

물리 인 변 , 느슨하거나 망실된 부품, 편, 마모, 침식 는 볼트 용

합부에서의 건 성 상실 등의 입증과 같은 마모나 응력이완에 기인한 경년

열화의 증상을 확인할 수 있어야 한다.

냉각재 압력경계부 기기들은 CAN/CSA-N285.4 7장에 제시된 것처럼 감시

시험되어야 한다. CAN/CSA-N285.4 7장에서는 각 검사 카테고리별로 검사의

범 와 시기 검사방법을 명시하고 있다. 이외 체검사 방법은 과학기술부

고시 제2004-13호의 요건을 따라야 한다. CAN/CSA-N285.4 는 6장 7장의

가동 ․ 검사 요건에 따라 육안, 치수, 표면 체 , 통합검사의 4가지 검사

를 사용하고 있다. 육안검사는 기기 표면에서의 균열, 부식, 마모, 침식과 같은

불연속부나 결 을 검출하며, 계통의 압력시험 동안에 요구되는 것처럼 압력경

계 기기의 설흔 을 검출한다. 치수검사는 자, 마이크로미터, 버니어캘리퍼스

기타 게이지 등의 직 인 방법 는 음 는 자식 방식으로 기기

결함의 크기, 형태, 뒤틀림, 마모, 정렬, 부식 침식의 크기 등을 측정한다.

표면검사 체 검사는 액체침투, 자분탐상, 와 류, 음 탐상 방사선투

과검사 등을 통하여, 기기의 표면, 표면 직하부 내면 결함의 존재를 확인한

다. 통합검사는 설탐지, 음향방출 는 변 측정방법을 통해 체 계통 는

기기를 감시한다.

CAN/CSA-N285.4 검사분류는 본 심사지침서에서 다음과 같이 사용되었다.

이러한 검사분류는 2005년도 CAN/CSA-N285.4 에 근거하 다.

KINS/GE-N11

- 184 -

가. 카테고리 A 검사요건

1) 배 류

각 이 길이(Pipe run)에서 한 개의 합부가 검사되어야 한다. 최

피로계수를 가진 합부를 검사 상으로 선정하여야 한다.

2) 용기

모든 압력유지 용 부를 검사한다. 단, 검사 상인 동일한 용 부의 수를

CAN/CAS-N285.4의 7.5.1.1(a) 에 의해 결정된 로 FA로 일 수 있

다.

3) 기계 커 링류

모든 볼트 묶음쇠를 검사한다. 나사산 스터드 구멍사이의 모든 리거먼트

를 검사한다. 기타 기기 부를 검사한다.

4) 펌 류

모든 압력유지 용 부를 검사한다.

5) 밸 류

모든 압력유지 용 부를 검사한다.

6) 지지물

모든 지지물을 검사한다. 지지 부착용 부 부를 검사한다.

7) 회 기기

모든 역을 검사한다.

나. 카테고리 B 검사요건

본 카테고리에 속한 기기는 0.5kg/min 과 설을 감지할 수 있는 감지계통

이 작동하는 것을 제로 하며, 그 지 않을 경우는 상기 가 항에 따라 검사

한다.

1) 배 류

1개 이상의 카테고리 B 구역을 가지는 각 이 길이(Pipe run)에 해

서는 이 에서 최 피로계수를 가진 합부를 검사한다. 단, 카테고리 A

가 있는 곳에는 더 이상 검사를 요하지 않는다.

2) 용기

최 피로계수를 가진 압력유지 용 부를 검사하되 검사 상 용 개소의

수가 카테고리 B의 용 개소의 1/3보다 어서는 안된다. 단, 검사 상인

동일한 용 부의 수를 7.5.1.1(b) 에 의해 결정된 FB까지 감소될 수도 있

다. 피로계수가 계산되지 않는 부 는 최 응력비를 가진 합부를 검사

상으로 선정하여야 한다.

3) 기계 커 링류

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- 185 -

볼트 : 합부에 있는 묶음쇠 총수의 10%(올림법칙에 의한 정수만큼)를

검사해야 한다.

랜지 리거먼트 : 나사산 스터드 구멍사이의 랜지 리거먼트의 10%(올

림법칙에 의한 정수 만큼)를 검사해야 한다.

기타 기기 : 이에 한 검사 범 는 별도로 고려되어야 한다.

4) 펌 류

본 카테고리 최 피로계수를 지니는 압력유지 용 부를 검사해야 하

며, 검사 상 용 개소의 수가 카테고리 B의 용 개소의 1/3보다 어서

는 안된다. 피로계수가 계산되지 않는 부 는 최 응력비를 가진 용 부

를 검사 상으로 선정해야 한다.

5) 밸 류

본 카테고리 최 피로계수를 지니는 압력유지 용 부를 검사해야 하

며, 검사 상 용 개소의 수가 카테고리 B의 용 개소의 1/3보다 어서

는 안된다. 피로계수가 계산되지 않는 부 는 최 응력비를 가진 용 부

를 검사 상으로 선정해야 한다.

6) 지지물

모든 지지물을 검사 상이다. 하나 이상의 기기 부착 용 부를 가진 지지

물에 하여 최 피로계수를 가진 용 부 1개이상을 검사하여야 한다.

피로계수가 계산되지 않는 부 는 최 응력비를 가진 부품 부착 용 부

를 검사 상으로 선정하여야 한다.

7) 회 기기

카테고리 B로 분류되고, 카테고리 B에서 최 응력을 갖는 부 를 검사

한다. 단, 기기가 카테고리 A 부 를 갖는 경우에는 검사를 요하지 않는

다.

다. 카테고리 C1 검사요건

본 카테고리에 속한 계통 기기는 주기 인 가동 검사가 요구되지 않는

다. 단, 이종 속 용 부에 해서는 카테고리 B에 따라 검사를 수행한다.

2.5 감 시 경 향 분 석

경년열화의 시의 한 검출을 해, 냉각재 압력경계부 기기에 해

CAN/CSA-N285.4 에 주어진 검사일정, 검사범 주기를 사용하여야 한다.

1차 검사주기 동안에 수립된 기기검사 순서는 실제 인 범 내에서 차기 검

사주기 동안에도 반복되어야 한다. 만약 CAN/CSA-N285.4 에 따라 결함 지시

사항 는 한 경년열화상태가 평가되고 그 기기가 계속운 에 합한 것

KINS/GE-N11

- 186 -

으로 정되었을 경우, 그러한 결함 지시사항을 포함하는 역과 련 상태에

해 냉각재 압력경계부 기기는 차기 검사기간 동안 재검사를 수행해야 한다.

다음 항에 기술되는 허용기 을 과하는 지시사항에 한 검사는 냉각재 압

력경계부 기기에 해 2005년 CAN/CSA-N285.4 의 8.3 에 따라 추가검사

를 포함해야 한다.

2.6 허 용 기

검출된 어떤 지시사항이나 련 경년열화상태들은 냉각재 압력경계부 기기의

경우 CAN/CSA-N285.4 의 8장에 따라 평가되어야 한다. 검사결과들은 냉각재

압력경계부 기기의 경우, CAN/CSA-N285.4 의 8.2 의 허용기 과 비교하여

평가되어야 한다.

2.7 시 정 조 치

냉각재 압력경계부 기기에 해 보수 교체는 CAN/CSA-N285.4 의 9장에

따라 수행하여야 한다. 평가자는 시정조치에 해 과학기술부 고시 제2001-47

호 요건의 만족여부를 확인하여야 한다.

2.8 확 인 차

발 소 품질보증 차, 검토 승인과정, 행정 리는 과학기술부 고시 제

2001-47호의 요건에 따라 수행되어야 한다. 평가자는 확인 차 행정 리

에 해 과학기술부 고시 제2001-47호 요건의 만족여부를 확인하여야 한다.

2.9 행 정 통 제

상기 2.8항 참조.

2.10 운 경 험

CAN/CSA 코드는 오랜 기간동안 범 하게 사용되어 왔기 때문에 가압 수

로의 냉각재 압력경계부 기기 그 구 부착물에서의 경년열화 향을 다루

는데 효과 임이 입증된 바 있다.

기기 경년열화와 련된 운 경험의 특별한 경우는 다음과 같다.

가. 일차계통

일차 압력경계배 은 일반 으로 낮은 용존산소와 일차 냉각수의 수질 리로

인해 응력부식균열의 향을 받지 않는 것으로 알려져 있다. 그러나 응력부

KINS/GE-N11

- 187 -

식균열의 발생가능성은 허용기 을 과하는 붕 산 의 오 염 물 질 이 다음과 같

이 일차 냉각수 계통으로 유입될 수 있으므로 존재한다. (1) 공기 오염물질

의 수집기 역할을 하는 사용후연료 장조의 자유표면을 통한 유입, 는 (2)

냉각 의 산소 유입 (미국 NRC Information Notice 84-18). 1997년 1월, 2001

년 3월 2003년 9월 캐나다의 Point Lepreau 발 소의 SA106 소재 피더배

에서 균열이 발견되었으며, 2003년 6월에도 캐나다 Gentilly-2 발 소의 피

더배 에서 균열이 발견되었다. 한 세계 수로 원 의 피더배 은 FAC

에 의해 많은 감육 상이 발견되고 있다. 일차계통으로의 탈염기 수지 유입은

인코넬 소재에 입계응력부식균열을 일으킨다(미국 NRC Information Notice

96-11, 미국 NRC Generic Letter 97-01). 일차계통으로의 티오황산나트륨의

부주의한 유입은 증기발생기 세 의 입계응력부식균열의 원인이 된다. 산소를

포함한 정체된 는 붕 산 수의 정 체 된 안 련 스 테 인 리 스 강 배 (미국

NRC Information Notice 97-19)에서 일어난다. 증기발생기 열 막음

그리고 기타 인코넬 소재부는 일차냉각수응력부식균열이 발생한 이 있다

(미국 NRC Information Notice 89-33, 94-87, 97-88, 90-10 96-11, 미국

NRC Bulletin 89-01)

2002년 7월 월성2호기 원자로 건물내 삼 수소 농도 증가로 인해 냉각재

설부 를 검한 결과 증기발생기 온 에 연결된 냉각재 정화계통 배 (직

경 4인치, 두께 12mm)과 밸 의 연결 용 부 결함에서 작은 설을 발견하

다(2002년 KINS 월성2호기 정기검사보고서). 2004년 5월 월성3호기 CV내

수 설로 수동정지 후 원인분석 결과 지발 성자(Delayed Neutron) 계통

튜빙의 곡 부 지지 에 의해 고정되지 않은 자유단이 지역냉방기에서 발

생하는 바람의 향으로 진동이 발생하여, 배 상호 에 의한 마모손상으

로 설이 발생하 다(2004년 월성3호기 정기검사보고서).

나. 이차계통

증기발생기 세 에서는 이차측 응력부식균열, 입계부식, 감육 손 모 (Wastage)

그리고 공식이 발생한 이 있다.(미국 NRC Information Notice 97-88, 미국

NRC Generic Letter 95-05). 증기발생기의 탄소강 소재 지지 에서는 일반

부식이 발생한 이 있다. 증기발생기 쉘에서는 공식과 응력부식균열이 발생

한 이 있다.(미국 NRC Information Notice 82-37, 85-65 90-04).


사업자는 계속운 과 련하여 가동 검사계획서를 재평가해야 하며, 재평가시

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다음 사항을 반 해야 한다.

가. 설계수명기간동안의 가동 검사 결과 국내·외 운 경험 분석 평가를 통

한 검사 상기기, 검사방법, 검사주기 선정 등에 한 사항

나. 계속운 기간에 사용될 가동 검사계획서 재평가 결과, 새로운 검사 상으

로 선정된 검사 상에 해서는 계속운 을 한 재가동 이 에 가동 검

사를 수행

다. CAN/CSA 코드에 따라 부과된 가동 검사 이외에 규제기 의 지 사항이

나 행정조치에 의해 부과된 강화가동 검사는 계속운 기간동안에도 계속

수행

라. 국내·외 운 경험은 계속운 과 련한 가동 검사계획서 수립시 용년도

를 기 으로 검토 분석

4 . 참고 문 헌

[1] 과학기술부 고시 제2001-47호, “원자로시설의 품질보증 세부요건에 한 기 ”

[2] 과학기술부 고시 제2002-21호, “원자로시설의 안 등 과 등 별 규격에

한 규정“

[3] 과학기술부 고시 제2004-13호, “원자로시설의 가동 검사에 한 규정”

[4] 과학기술부 고시 제2005-4호, “ 력산업기술기 의 원자로시설 기술기

용에 한 기 ”

[5] CAN/CSA-N285.0-95, General Requirements for Pressure-Retaining

Systems and Components in CANDU Nuclear Power Plant Components

[6] CAN/CSA-N285.4-05, Periodic Inspection of CANDU Nuclear Power Plant

Components

[7] CAN/CSA-N285.5-M90, Periodic Inspection of CANDU Nuclear Power

Plant Containment Components


Cone Girth Welds in Steam Generators, U.S. Nuclear Regulatory


KINS/GE-N11

- 189 -



2.2 안전등급 지지대 가동중검사

1. 평 가 분 야

본 AMP의 목 은 안 련 설비의 성능 재질이 취약화 되는 정도를 감시하

기 하여 가동 검사를 통해 이들을 지지하는 기기의 건 성을 보장하기 함

이다. 과학기술부고시 제2004-13호에서는 가압 수로의 경우 CAN/CSA-N285.4

에 따라 가동 검사를 수행할 것을 요구하고 있다.

본 로그램과 련된 규제기 의 행정조치 사항이나 규제기 의 승인을 받은

보고서, 차서, 는 이행조치 등이 있을 경우 이 조치가 우선한다. 기 수행

인 가동 검사에 한 로그램은 계속운 시 재평가되어야 한다.

2. 평 가 지침

2.1 A M P 의 범

CAN/CSA(Canadian Standard Association) N-285.4는 손크기(failure size),

피로계수(fatigue usage factor), 응력강도(stress or stress intensity)의 인자를

검토하여 지지 를 category A, B, C1, C2 등으로 분류한 후 이 category

A, B에 해당하는 모든 지지 에 해서는 육안검사를 수행하도록 요구하고 있

다. 방진기에 해서는 육안 검과는 별도로 기능시험이 수행되고 있으며 이

는 ASME Code OM Code ISTD 요건에 따라 수행된다. 가압 수로의 경우

CAN/CSA N-285.4에 따라 육안검사 상을 선정하나, 검사범 , 일정 육

안검사 방법에 해서는 ASME Code Section XI IWF 을 따르고 있다. 코드

등 1 배 기기 지지물에 하여 ASME Code Section XI IWF (1989년

)은 검사범 일정에 해서 IWB 을 인용하고 있다. 표 IWB-2500-1,

검사범주 B-J의 “배 의 압력 유지 용 부”, 주석(1)(d) 등에 따라 검사가 면

제되지 않은 지지물의 25%만 검사한다. 이 지지물들은 매 10년마다 검사를 받

는다. 검사면제 지지물은 배 직경 는 운 조건에 따라 검사에서 면제되는

배 계통의 지지물들이다. 코드등 2,3 MC 배 /기기 지지물들에 해

IWF 은 검사 범 와 일정과 련하여 IWC, IWD, IWE 들을 참조하고 있

KINS/GE-N11

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다. 표 IWC-2500-1에 의하면 검사범주 C-F-1, C-F-2 면제되지 않는 지지

물의 7.5%가 코드등 2 기기의 요건에 따라 검사되고 있다. 이 지지물들도

매 10년마다 검사를 받는다. 코드등 3과 MC 등 기기에 해서는 각각

IWD IWE 에 구체 인 퍼센트 수치가 주어져 있지 않다.

1990년도에 발행된 1989년 의 추록부터 IWF 의 범 가 개정되었다. 각 형태

의 면제되지 않은 지지물의 검사요구 비율이 표 IWF-2500-1에 반 되었다.

개정된 비율은 비면제 배 지지물에 하여 코드등 1의 25%, 코드등 2

의 15%, 코드등 3의 10%이고 배 지지물 이외의 지지물(코드등 1, 2, 3,

MC)의 100%가 해당된다. 배 지지물의 경우 총 샘 은 각 계통내 형태

기능별로 비면제 지지물의 총개수에 비례하여 개별/샘 크기를 정한 다음 각

계통(증기발생기 증기 수계통, 냉각재 계통 등 같은)의 지지물로 구성된

다. 유사한 설계, 기능, 운 을 하는 계통내 배 이외의 다 기기들은 그 한

기기의 지지물만 검사하면 된다. 1차 검사주기 기간을 해 선정되면, 다음 주

기 검사시에도 가능하다면 같은 지지물에 해 검사한다.

본 AMP가 용되는 기기, 계통, 구조물의 목록이 표로 제시되어야 한다. 표에

는 AMP의 상이 되는 부분에 한 정보( 를 들어, 배 의 경우 치, 재질,

크기 등)가 가능한 한 자세히 표시되어야 한다.

2.2 방 조 치

IWF는 감시 로그램이므로 특별한 방조치는 없다.

2.3 감 시 /검 사 변 수

육안검사(VT-3)의 검사 재료 상실의 지표가 되는 일반 부식에 주의한다.

균열에 해서는 IWF 에서만 다루는 것은 아니며, 육안검사(VT-3)를 통해서

는 상 으로 큰 균열을 확인하게 된다. 표 IWF-2500-1(1989년 )에서는 다

음 사항들에 한 검사를 규정한다. (F1.10) 압력유지 기기와 건물 구조물간의

기계 연결물, (F1.20) 건물 구조물과 용 연결물, (F1.30) 다 연결된 주요

는 비주요 지지물 간 이음매의 용 는 기계 연결물, (F1.40) 안내 와

멈추개 사이 간격, 지지물 정렬, 지지 부품 조립, (F1.50) 스 링 지지물 일

정하 지지물(1990년 추록부터, IWF-2500 명시) 감시 검사변수로는 부

식, 변형, 오정렬, 부 합 간격, 부 합 스 링 설정치, 정 공차 기계가공

는 미끄럼 면의 손상, 그리고 망실, 분리 헐거워진 지지부품이 포함된다.

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CAN/CSA N285-4의 Table 1에는 category A, B에 해당하는 지지 에 한

검사 방법이 기술되어 있다. VT-3 육안검사는 표 IWF-2500-1에서 규정한다.

완 한 검사의 범 를 10년 간격으로 반복한다. VT-3 육안검사 자격 보유자

는 일반 부식을 평가하는데 단을 활용한다. 구조 지지 능력의 상실이 의심

되지 않는 한 문서화하지는 않는다.


진행 인 시간 연계 경년열화를 감시하거나 보고해야 하는 요건은 없다.

CAN/CSA-N285.4의 8.2 IWF-3400 의 합격기 을 만족하지 못하는 불

만족 조건은 시정 는 추가 인 평가를 통해 조치하여야 한다. 각 검사 기간

동안 동일 지지물을 감시하므로 경향 악이 가능하다.

2.6 허 용 기

CAN/CSA-N285.4의 8.2 IWF-3400 에서 육안검사의 허용기 을 규정한

다. IWF-3410(b)(5)에서는 “지지물의 하 지지 능력을 감소시키지 않는 거칠

기와 일반 부식”이 추가 조치가 필요하지 않은 “불만족 조건”의 로써 주어

져 있다. IWF-3410(a)는 다음 조건들을 불만족 조건으로 보고 있다. (1) 고정

구, 스 링, 클램 는 기타지지 부품의 변형 구조 경년열화 (2) 망실,

분리, 헐거워진 지지 부품 (3) 정 공차 가공면 는 미끄럼 면의 아크 스

트라이크 향, 용 스패터, 페인트, 스코어링, 표면 거칠기 는 일반부식 (4)

스 링 지지물 정하 지지물의 부 한 고온/상온 설정치 (5) 지지물의

오정렬 (6) 안내 멈추개의 부 한 간격

불만족 조건들을 확인하게 되면, CAN/CSA-N285.4의 8.3 IWF-2430에

따라 검사범 를 확 하여야 하며, IWF-2420(b)에 따라 후속 검사기간 동안

시정 조치 상 지지물을 재검사하여야 한다.

2.7 시 정 조 치

CAN/CSA-N285.4의 8.4 는 IWF-3122의 기 을 충 족 하 지 않 는 지지 들

은 재가동 에 평가, 시험 교정이 이 루 어 져 야 한다 .

시정조치에 해서는 IWF-3122.2에서 설명하고 있다. IWF-3122.3은 의도한

목 의 건 성을 입증하기 한 안 평가 시험을 제시하고 있다. 평가

자는 시정조치에 해 과학기술부 고시 제2001-47호 요건의 만족여부를 확인

한다.

KINS/GE-N11

- 192 -

2.8 확 인 차

평가자는 확인 차에 해 과학기술부 고시 제2001-47호 요건의 만족여부를

확인한다.

2.9 행 정 통 제

평가자는 행정 통제에 해 과학기술부 고시 제2001-47호 요건의 만족여부

를 확인한다.

2.10 운 경 험

지 까지 IWF 샘 검사가 ASME 코드등 1, 2, 3 MC 지지물의 경년열화

향 리에 효과 인 것으로 나타났다. 만일 발 소 운 을 하면서, 향후

재의 샘 크기가 치 않은 것으로 나타나면, IWF 의 검사범 가 개정될

것으로 상된다. 계속운 기간 동안에도 IWF 의 검사 로그램이 효과 일

것이라는 합리 보증이 가능하다.



다음 사항을 고려하여야 한다.


한 계속운 기간동안의 검사 상 기기, 검사방법, 검사주기 선정 등에 한

사항이 제시되어야 한다.

나. 계속운 기간 의 가동 검사계획서 재평가 결과, 새로운 검사 상으로

선정된 검사 상에 해서는 계속운 을 한 재가동 이 에 가동 검사를

수행하여야 한다.

다. ASME Code에 따라 부과된 가동 검사 이외에 규제기 의 지 사항이나

행정조치에 의해 부과된 강화가동 검사는 계속운 기간동안에도 계속 수


라. 국내·외 운 경험은 계속운 과 련한 주기 안 성평가보고서 작성시

용되고 있는 용년도를 기 으로 검토되어야 한다.

마. 본 AMP의 기술기 은 CAN/CSA-N285.4(1994년 ) ASME Code Sec.

XI IWF(1989년 )을 기 으로 하 으며 개별 발 소의 장기가동 검사계획

서상의 ASME Code Sec. XI IWF 용 유효년도가 다를 경우, 용유효년

도에 따른 내용을 용하여야 한다.

바. 미국 NRC Generic Letter 84-13에 따라 원 의 운 기술지침서 등 련

KINS/GE-N11

- 193 -

FSAR에 사용수명감시 로그램에 한 내용을 규정하고 있다. 그리고

ASME Code ISTD (방진기 성능시험) 요건은 방진기 사용수명의 측

재평가방법, 고려사항에 해 명시하고 있다. 이와 련, 방진기 경년열화에

비하여 련 요건에 한 이행여부가 검토되어야 하며, 사용수명감시

로그램이 수립되어야 한다.

사. CSA 285.4에 근거하여 가동 검 상에 포함되지 않은 지지 에 하여

계속운 기간동안 경년열화 발생가능성을 고려하여 리 계획이 수립되어

야 한다.

4 . 참고 문 헌



[2] 과학기술부 고시 제2001-47호, “ 원자로시설의 품질보증 세부요건에 한 기 ”

[3] 과학기술부 고시 제2004-13호 "원자로시설의 가동 검사에 한 규정"


Components, Subsection IWB, Requirements for Class 1 Components of

Light-Water Cooled Power Plants, 1989 Edition. The ASME Boiler and

Pressure Vessel Code, The American Society of Mechanical Engineers,

New York, NY.


Components, Subsection IWC, Requirements for Class 2 Components of



New York, NY.


Components, Subsection IWD, Requirements for Class 3 Components of



New York, NY.


Components, Subsection IWE, Requirements for Class MC and Metallic

Liners of Class CC Components of Light-Water Cooled Power Plants,

1989 Edition. The ASME Boiler and Pressure Vessel Code, The American

Society of Mechanical Engineers, New York, NY.

KINS/GE-N11

- 194 -


Components, Subsection IWF, Requirements for Class 1, 2, 3, and MC

Component Supports of Light- Water Cooled Power Plants, 1989 Edition

through the 1995 Edition with 1996 Addenda. The ASME Boiler and


New York, NY.

[9] ASME Operation and Maintenance (OM) Code ISTD, " Inservice Testing

of Dynamic Restraints(Snubbers) in Light-Water-Reactor (LWR) Power

Plants"

[10] NRC Generic Letter 84-13, " Technical Specification Revision for Snubbers"

[11] CAN/CSA-N285.4, "Periodic Inspection of CANDU Nuclear Power Plant

Components"

KINS/GE-N11

- 195 -



2.3 일회 검사

1. 평 가 분 야

이 AMP의 목 은 계획의 타당성을 입증하고 열화 향이 없음을 확인하기

함이다. 본 로그램에는 AMP의 타당성을 입증하고 경년열화 향이 없음을

확인하기 한 방법이 제시되어야 한다. 를 들면, 수화학 제어와 같은 AMP

을 용 받는 구조물과 기기의 경우, 허용치를 과하는 손상이 발생하지 않으

며 계속운 기간 동안 의도된 기능이 유지됨을 본 로그램을 통해 확인함으

로써 수화학 제어 AMP의 타당성을 입증할 수 있다. 일회 검사는 구조물

기기의 특정 경년열화 향에 한 잠재 인 장기 잠복기의 문제를 평가하기

하여 필요하다. 경년열화 향은 다음 어느 한쪽의 경우에 해당된다. (1) 경

년열화 향이 있을 것으로 상되지 않으나 그것을 완 히 제외시킬만한 충

분한 데이터도 없다. (2) 경년열화 향은 매우 천천히 진행될 것으로 상된다.

이런 경우에 해서, 경년열화 향은 실제로 발생되지 않거나, 는 그 경년열

화 향이 기기 는 구조물의 의도된 기능에 향을 주지 않을 정도로 매우

천천히 일어나고 있다는 것 한 가지 경우를 확인해야 한다. 해당되는 기기

는 구조물에 한 일회 검사는 이러한 확인을 한 허용가능한 방법이다. 일

회 검사는 경년열화가 일어나지 않거나 는 경년열화의 증거가 무 미약하

여 AMP가 필요하지 않을 것이라는 추가 인 확신을 제공할 수 있다. 를 들

면, 공칭크기 4 인치 미만 직경의 안 등 1 배 과 같은(가동 검사 시 체

검사를 수행하지 않음), 구조물들과 기기들에 해서, 이 로그램은 응력부식

균열 는 주기 하 에 의한 균열 시작 성장이 발생하지 않는다는 것을

확인해 수 있다. 따라서 이들 구조물 기기는 계속운 시 어떠한 경년열

화 련 손상을 리할 필요가 없다.

본 로그램은 다음 항목들로 구성된다. (1) 제작 재료, 환경, 발생 가능한 경

년열화 향, 그리고 운 경험의 평가에 기 하여 표본의 크기를 결정, (2) 경

년열화 향에 근거하여 계통 는 기기내 검사지역의 확인, (3) 검사 상 경

년열화 향을 효과 으로 리할 수 있는 허용 기 이 포함된 검사기법의 결

정, (4) 어떠한 경년열화 손상이 진행되는 것을 감시할 수 있는 추 검사에

KINS/GE-N11

- 196 -

한 필요성 평가.

경년열화 향의 증거가 일회 검사에 의해서 확인될 경우, 검사 결과의 평가를

통해 한 시정조치를 하여야 한다.

허용 가능한 입증 로그램은 계통내의 민감한 치나 선정된 기기들에 한

일회 검사로 구성될 수도 있다. 허용 가능한 체 로그램은 정기 인 검

(routine maintenance)이나 는 기기들의 경년열화손상에 한 검사를 수행하

여 심각한 경년열화손상이 발생하지 않았음을 확인하기 한 보수기록의 검토

를 포함할 수 있다. 이러한 이유로 체 로그램은 기존의 AMP에 한 타당

성을 입증할 수 있다. 일회 검사 는 이외의 조치사항이나 로그램은 규제기

에 의해 상세 검토를 받아야 한다.


보고서, 차서, 는 이행조치 등이 있을 경우 이 조치가 우선한다.

2. 평 가 지침

2.1 AMP의 범

본 로그램에는 허용 불가능한 손상이 발생하지 않는다는 것을 증명하기

한 방법이 포함되어야 한다. 이를 통해 기존 경년열화 리계획의 유효성이 확

인되거나 계속운 기간 동안 경년열화 련 손상 리가 필요 없다는 것이 확인

된다. 경년열화 리계획(수화학 제어 등)의 유효성을 확인하기 한 일회 검

사 상인 구조물 기기들은 GALL보고서에서 확인되었다. 가압경수로의 원

자로냉각재 계통의 소구경배 는 수계통 기기는 이에 한 사례이다.

본 AMP가 용되는 일회검사의 목록과 해당 기기, 계통, 구조물의 목록이 각

각 표로 제시되어야 한다. 표에는 AMP의 상이 되는 부분에 한 정보가 가

능한 한 자세히 표시되어야 한다.

2.2 방 조 치

일회 검사는 손상을 완화시키거나 방지하는 방법과는 별개의 독립 인 검사

활동이다.

2.3 감 시 /검 사 변 수

본 로그램은 기기의 경년열화손상과 련된 변수들을 직 감시한다. 검사는

ASME CSA Code와 과학기술부 고시 제2001-47호의 요건에 따라 육안, 체

, 표면검사를 포함한 다양한 비 괴검사방법을 활용한다.

KINS/GE-N11

- 197 -


검사는 시스템 모집단의 표 표본을 포함한다. 그리고 실제 으로 운 시간,

운 조건의 가혹성, 가장 낮은 설계 마진에 의해 가장 경년열화에 민감한 제한

(bounding) 는 선례(lead) 기기에 을 맞춘다. 소구경 배 에 해, 실제

검사 치는 물리 인 근성, 피폭수 , 비 괴검사방법, 미국 NRC

Information Notice 97-46 CANDU-6 Station Information Bulletin 96-2에

서 식별된 치에 근거한다.

육안검사, 음 검사 표면검사가 포함된 비 괴검사는 ASME Code

과학기술부 고시 제2001-47호, 제2004-13호 제2004-4호에 부합되는 차에

따라 인증된 유자격자에 의해 수행된다. 배 , 피 랜치 연결부를 포함

하는 NPS 4 인치 미만 소구경 배 에 하여, 발 소 개선으로 인해 교체된

배 의 괴 검사 는 배 의 내부 표면의 비 괴검사는 균열이 발생되지 않

았다는 것을 입증하기 하여 수행되어야 한다. 허용할 수 없는 검사결과의 추

에는 검사 표본 크기와 치의 확 가 포함되어야 한다.

본 로그램에서 기술된 검사와 시험 기법은 유자격자에 의한 사용시 효과

인 기법으로 증명되었고 규제기 의 목표에도 부합되었기 때문에 모든 경년열

화 향을 확인한다. 검사시기에 하여, 일회 검사는 계속운 을 한 재가동

이 에 완료되어야 한다. 사업자는 발 소 운 에 미치는 향을 최소화하기

한 방식으로 검사를 계획할지도 모른다. 그러나 그 검사는 운 기간 내

에서 무 일 계획되어지지 않고 있는데, 이것은 계속운 기간 근처

시기에서 경년열화 향이 계속 으로 없다는 것에 해 의문을 일으킬 수 있

다.


일회 검사는 감시 경향분석에 련된 특정 지침을 제시하지 않으나, 기법의

합성 일회 검사의 시기에 한 평가는 발 소별(plant-specific) 그리고

산업계 반의 경험 축 을 통해 개선된다.

2.6 허 용 기

검출된 손상과 련된 모든 신호 는 상태는 평가된다. 음 두께 측정결과

는 미리 결정된 제한값(설계최소두께와 같은)과 비교되어야 한다.

2.7 시 정 조 치

장 품질보증 차, 검토 승인 과정들, 그리고 행정 리들은 과학기술부 고시

KINS/GE-N11

- 198 -

제2001-47호의 요건에 따라 이행된다. 평가자는 시정조치, 확인 차, 행정 통

제에 해 과학기술부 고시 제2001-47호 요건의 만족여부를 확인한다.

2.8 확 인 차

상기 2.7항 참조

2.9 행 정 통 제


2.10 운 경 험

일회 검사는 사업자에 의해서 활용되어 지는 신규 로그램이다. 이들 검사(

를 들면, 검사 범 검사 기술)를 구성하는 인자들은 수년간의 산업계 차

규제기 의 목표와 일치한다.


사업자는 계속운 과 련하여, 본 AMP가 용되는 일회검사의 목록과 해당

기기, 계통, 구조물의 목록이 각각 표로 제시되어야 한다. 표에는 발 소의 설

계 특성 국내·외 발 소의 운 경험을 반 하여 AMP의 상이 되는 부분

에 한 정보가 가능한 한 자세히 표시되어야 한다.

4 . 참고 문 헌



[3] 과학기술부고시 제2005-4호, “ 력산업기술기 의 원자로시설 기술기 용

에 한 기 ”

[4] 10 CFR 50.55a, Codes and Standards, Office of the Federal Register,

National Archives and Records Administration, 2000.


Components, ASME Boiler and Pressure Vessel Code, 1995 edition

through the 1996 addenda, American Society of Mechanical Engineers,

New York, NY.

[6] NRC Information Notice 97-46, Unisolable Crack in High-Pressure Injection

Piping, U.S. Nuclear Regulatory Commission, July 9, 1997. April 2001 XI

M-101 NUREG-1801

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- 199 -

[7] CAN/CSA-N285.0-95, General Requirements for Pressure-Retaining Systems

and Components in CANDU Nuclear Power Plant Components


Components



[10] CANDU-6 Station Information Bulletin 96-2, Feeder Wall Thickness

Measurements", AECL, Jun. 11, 1996

KINS/GE-N11

- 200 -



2.4 원자로집합체

1. 평 가 분 야

본 AMP에서는의 목 은 원자로집합체가 성자조사, 응력부식균열, 일반부식,

침식 침부식, 피로, 기계 마모/ 에 기인한 손상, 칼란드리아 처짐

으로부터 건 성을 보장하기 함이다. 압력 칼란드라아 은 본 심사지

침서 2.5 (핵연료채 )에 기술되어 있다. 원자로집합체에 한 주요 평가분야는

다음과 같다.

가. 성자 환경에서 재료는 인장강도가 증가하고, 연성이 감소하는 물성치 변화

가 나타난다. 재료의 칼란드리아 용기 은 E/ER 308L 용 속을 사

용한 Type 304L 스테인리스강 재, 이 단조재로 제작되어 있으며,

종단 차폐체는 칼란드리아 용기와 동일한 재료로 제작되었다. 이들 합 은

높은 연성(모재의 경우 40%의 연신률, 용 속에 해 35%의 연신률)을 갖

고 있으며, 온에서도 우수한 인성을 유지하는 것으로 알려져 있다. 계속운

기간동안의 운 에 해 성자 조사에 기인한 재료의 인성변화에 해

건 성 문제를 검토한다.

나. 일반부식, 침식 침부식, 기계 마모/ 에 기인한 재료손실 는 이의

리상태에 한 검토를 통하여 차기 평가 시 까지의 운 에 해 재료손실

이 건 성에 미치는 향을 확인한다.

다. 검토자는 확인된 원자로집합체의 민화된 스테인리스강 부 에 해 응력부

식균열의 리를 한 발 소의 해당 로그램에 한 유효성을 검토한다.

NUREC-1801에서 권고하고 있는 발 소의 해당 리 로그램이 AECL의

수로형 원 의 수질 리 지침과 일치하고 균열의 발생 성장을 확인하기

한 검의 이행상태를 검토한다.

라. 월성 1호기를 포함한 기 CANDU 6 원 의 칼란드리아 용기는 Class III로

분류되었고 설계단계에서 피로해석 면제기 이 용되어 세부 인 피로평가

는 이루어지지 않았다. 월성 2,3,4호기의 경우도 해석기 으로 허용하고 있는

ASME Code, Section III, Subsection NC(1989년 )에 따라 피로해석 면제기

이 용되었다. 설계단계에서 고려한 과도상태와 향후 10년의 가동기간 종

KINS/GE-N11

- 201 -

료시 까지의 운 에 한 과도상태 횟수와의 비교를 통하여 이의 유효성을

검토한다.


보고서, 차서, 는 이행조치 등이 있을 경우 이 조치가 우선한다. 기수행

인 원자로집합체 련 로그램은 계속운 시 재평가되어야 한다.

2. 평 가 지침

2.1 AMP의 범

본 로그램은 계속운 기간 동안 원자로집합체가 성자조사, 일반부식, 침

식 침부식, 기계 마모/ 에 기인한 재료손실, 응력부식균열에 기인한

손상을 방지할 수 있는 수단을 제공한다. 원자로집합체에서 발생할 수 있는 경

년열화의 검토를 해 원자로집합체의 재료 운 환경을 ASME Code,

Section III, Appendix W를 포함하여 고유의 해당 경년열화의 발생조건과 비

교, 검토 내용이 한지 확인한다. 이때 원자로집합체에 한 국내외의 운

경험과 연구결과를 참조할 수 있다.

2.2 방 조 치

상되는 열화를 최소화하기 해 운 조건들이 Chemical Control Manual과

일치하도록 항시 감시되어야한다. 한 습도 설을 감시한다. 불만족 사항

발견 시에는 Manual에 따라 허용운 조건 조치시항을 이행하여야 한다.

2.3 감 시 /검 사 변 수

검사는 ASME CSA Code와 과학기술부 고시 제2004-13호의 요건에 따라

육안, 체 , 표면검사를 포함한 다양한 검사방법을 활용한다. 조사취화는 필요

시, 연구로 혹은 시험로 등을 활용하여 물성치의 변화를 측정한다.


수화학 습도 등 운 조건을 감시하고 한 설을 감시한다. 기 에 벗어

나거나 설이 감지될 경우 공학 인 평가를 수행하여 검사 열화감소의 시

기 종류가 결정되어야 한다.


원자로 시설 등의 기술기 에 한 규칙, 제41조, 제63조 제1항 제1호에 따라

KINS/GE-N11

- 202 -

시간의 경과에 따른 원자로집합체의 안 과 련한 성능이 허용기 이내로

유지되어야 하며, 그 리상태도 하게 운 되어야 한다. 한 보수, 시험

감시 결과를 포함하여 성능변수에 한 경향분석이 히 이루어져야 한다.

2.6 허 용 기

원자로집합체에 한 감시 허용기 은 재의 물리 상태를 확인하기 한

각종 정보, 그리고 운 경험 연구결과에 한 정보 등을 함께 고려하여야

하며 그 기 은 다음과 같다.

가. 조사에 기인한 재료의 물성치 변화

성자 조사에 기인한 칼란드리아 용기 , 종단차폐체(End Shields)

등에서의 재료 물성치 변화와 련하여 별도로 규정된 제한치는 없으며 이

로 인한 향검토에 ASME Code, App.G의 개념을 참조할 수 있다.

나. 일반부식, 침식 침부식, 기계 마모/ 에 기인한 재료손실

일반부식, 침식 침부식, 기계 마모/ 에 기인한 재료손실에 따른

두께감소를 고려한 해당 두께가 최소 허용두께 이상이어야 한다.

다. 응력부식균열

원자로집합체의 응력부식으로 인한 균열의 발생 성장을 리하기 한

원 운 자의 리 로그램에 한 성을 평가한다. 이를 해 AECL이

권고하고 있는 수질 리 지침[2]을 참조한다.

라. 피로에 기인한 손상

월성 1호기를 포함한 기 CANDU 6 원 의 경우 칼란드리아 용기는 Class

III로 분류되어 ASME Code, Section III, Subsection ND(1971년 )에 따라

설계되었다. 월성 2,3,4호기의 경우는 Canadian National Standard

CAN3-285.0-M81에 따라 Class 2C 용기로 분류되었으며, Class II에 용되

는 ASME Code, Section III, Subsection NC(1989년 )의 용을 허용하고

있다. CANDU 6 원 이 본질 으로 설계와 운 조건이 유사하므로 국내 최

신의 발 소인 월성 2,3,4호기의 설계자료[3]를 참조할 수 있다.

마. 칼란드리아 의 처짐

설계수명 기간을 과하는 경우, 칼란드리아 의 처짐은 주요 사항으로 칼란

드리아 과 독물질 주입정지계통 노즐의 이 없어야 한다.

2.7 시 정 조 치

기 에 벗어나거나 설이 감지될 경우 공학 인 평가를 수행하여 검사 열

화감소의 시기 종류가 결정되어야 한다.

KINS/GE-N11

- 203 -

한 원인은 조사, 악 기록되어야 하며 여기에는 향후 성능 재의 성

능에 한 평가가 포함되어야 한다. 평가자는 시정조치에 해 과학기술부 고

시 제2004-13호 요건의 만족여부를 확인한다.

2.8 확 인 차

발 소 품질보증 차, 시정조치에 한 검토 승인 차, 그리고 행정 통제

는 과학기술부 고시 제2001-47호의 요건에 따라 이행된다. 평가자는 확인 차,

행정 통제에 해 과학기술부 고시 제2001-47호 요건의 만족여부를 확인한다.

2.9 행 정 통 제


2.10 운 경 험

IAEA-TECDOC-1197[4]를 참조한다.


사업자는 계속운 과 련하여 다음 사항을 반 해야 한다.

가. 수질 리 로그램은 일차 이차 냉각수 수질의 경우에는 AECL

Chemistry Control Design Manual (DM-XX-03081/01200-D M -001) 을 따

르거나, 는 규제기 의 별도 승인을 받은 보고서 는 차서를 따라야

한다. 계속운 이 에 사용되었던 수화학 련 차서 보고서는 계속운

을 해 다시 평가되어야 한다.

4 . 참고 문 헌

[1] ASME B&PV Code, Section III, Division 1, Appendix W, "Environmental

Effects on Components", pp 496.1-496.32, 1999.

[2] AECL, DM-XX-03081/01200, Rev.3, "600MWe 원자로 화학처리 지침서"

[3] AECL, 86-31200-SR-001, Design Report for Calandria Assembly of

Wolsong 2,3,4, June 1993

[4] IAEA, Assessment and Management of Aging of Major Nuclear Power

Plant Components Important to Safety : CANDU Reactor Assemblies,

IAEA-TECDOC-1197, Vienna, Feb. 2001

KINS/GE-N11

- 204 -



2.5 핵연료채널

1. 평 가 분 야

본 AMP의 목 은 압력 의 지체수소균열, 조사에 기인한 변형 핵연료 채

재료특성의 변화에 기인한 손상으로부터 건 성을 보장하기 함이다. 주요

평가분야는 다음과 같다.

가. 지체수소균열(DHC : Delayed H y d r o g e n Cracking)

핵연료 채 의 물리 결함의 발생에 향을 수 있는 핵연료 채 의 수

소농도, 수소 유입 수소화합물 생성 여부를 검토한다.

나. 조사에 기인한 변형

핵연료 채 의 성자 조사에 기인하여 발생할 수 있는 처짐(Sag), 신장

(Elongation), 직경팽창(Diametral Expansion) 벽두께 감소(Wall

Thinning)를 검토한다.

다. 핵연료 채 재료특성의 변화

핵연료 채 의 성자 조사는 핵연료 채 경도, 항복 인장강도를 증가

시키나 연성과 괴인성을 감소시킨다. 이러한 재료특성의 변화는 DHC에

한 핵연료 채 의 민감성을 변화시켜 손 가능성을 증가시킨다. 핵연료

채 재료특성의 변화로 인한 핵연료 채 손에 해 허용할 수 없는 안

여유를 래하는지 검토한다.

2. 평 가 지침

2.1 AMP의 범

본 로그램은 핵연료 채 의 물리 결함의 발생에 향을 수 있는 핵연

료 채 의 수소농도, 수소 유입 수소화합물 생성 여부를 검토한다. 한

성자 조사에 기인하여 발생할 수 있는 처짐(Sag), 신장(Elongation), 직경팽

창(Diametral Expansion) 벽두께 감소(Wall Thinning)를 검토한다.

핵연료 채 의 성자 조사는 핵연료 채 경도, 항복 인장강도를 증가시키

나 연성과 괴인성을 감소시킨다. 이러한 재료특성의 변화는 DHC에 한 핵

KINS/GE-N11

- 205 -

연료 채 의 민감성을 변화시켜 손 가능성을 증가시킨다. 핵연료 채 재료

특성의 변화로 인한 핵연료 채 손에 해 허용할 수 없는 안 여유를

래하는지 검토한다.

2.2 방 조 치

본 로그램은 핵연료 채 의 지체수소균열(DHC)의 발생에 향을 수 있

는 핵연료 채 수소농도, 수소 유입 수소화합물 생성을 리하기 한

한 로그램이 제시되어야 한다. 한 핵연료 채 의 성자 조사에 기인

하여 발생할 수 있는 처짐, 신장, 직경팽창 벽두께 감소와 같은 치수변화의

리를 한 한 로그램이 제시되어야 한다. 핵연료 채 의 성자 조사

는 핵연료 채 경도, 항복 인장강도를 증가시키나 연성과 괴인성을 감소

시킨다. 가동 인 선행 CANDU 원자로에 한 시험 데이터와 시험 원자로에

서의 고속 럭스 설비에서의 재료시험 결과를 토 로 괴인성을 히 유

지하고 있어야 한다.

2.3 감 시 /검 사 변 수

핵연료 채 은 CSA-N285.4 (12. Fuel channel pressure tubes-

Supplementary Inspection)에 기술되어 있는 주기 검사 로그램 요구사항들

을 필수 으로 만족해야 한다.


핵연료 채 의 결함은 체 검사, 육안검사 핵연료 채 검사 용장비 등을

이용하여 탐지할 수 있으며, Debris 손상의 최소화, 수질 환형공간 가스의

화학제어 그리고 기타 특별 운 지침을 통해 완화시킬 수 있다.

조사에 기인한 변형은 핵연료 채 검사 용장비 등을 통한 외형감시, 스페이

서, 블리스터, 외부 과의 , 외부 과의 틈 수소/ 수소의 감지 측

정을 통해 리할 수 있으며, 스페이서 치조정을 통해 완화시킬 수 있다.

가동 인 선행 CANDU 원자로에 한 시험 데이터와 시험 원자로에서의 고

속 럭스 설비에서의 재료시험 결과를 토 로 괴인성을 히 유지하고

있는지 확인한다.


원자로 시설 등의 기술기 에 한 규칙, 제41조, 제63조 제1항 제1호에 따라

시간의 경과에 따른 핵연료채 의 안 과 련한 성능이 허용기 이내로 유

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- 206 -

지되어야 하며, 그 리상태도 하게 운 되어야 한다. 한 보수, 시험

감시 결과를 포함하여 성능변수에 한 경향분석이 히 이루어져야 한다.

2.6 허 용 기

핵연료 채 에 하여 지속 으로 신뢰할 수 있는 운 을 보증하기 한 평가

의 검토기 은 다음과 같다.

○ 변형량이 허용한도를 과하지 않아야 한다.

○ 노후화로 인한 운 에 따른 허용한도를 과하지 않아야 한다.

○ 재료는 한 인성을 유지해야 한다.

○ 심각한 균열성장을 유발할 수 있는 메커니즘이 없어야 한다.

가. 지체수소균열

핵연료 채 의 지체수소균열에 해서는 다음의 허용기 들을 용한다.

1) 리한 결함(Sharp Flaw) 평가

- 운 조건 A, B에 한 허용기 : ASME Code, Sec, XI, IWB-3610

- 운 조건 C, D에 한 허용기 : ASME Code, Sec. XI, IWB 3640

- 정상 출력 조건에서 TSS를 과할 경우의 추가 허용기 : LBB

요건

2) 둔한 노치(Blunt Notch) 평가

- 피로균열 시작에 한 용기 : 최 응력기 , 피로손상

- DHC 발생에 한 허용기

- 소성붕괴에 의한 손방지를 한 허용기

3) 블리스터(Blister) 평가

나. 조사에 기인한 변형

성자 조사에 기인하여 발생할 수 있는 핵연료 채 의 처짐, 신장, 직경팽

창 벽두께 감소는 핵연료 채 설계에서 고려한 해당 기 을 허용기 으

로 한다.

다. 핵연료 채 재료특성의 변화

성자 조사는 핵연료 채 의 경도, 항복 인장강도를 증가시키나 연성과

괴인성을 감소시킨다. 이에 따른 향은 기 Pickering Bruce 발 소

로부터 제거된 핵연료 채 에 한 시험에서 조사손상의 포화수 으로 알려

진 약 1.0E25 ~ 1.0E26n/m2의 루언스를 참조할 수 있다.

2.7 시 정 조 치

보수 교체는 CSA-N285.4(12.Fuel channel pressure tubes- Supplementary

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- 207 -

Inspection)에 따라 수행하여야 한다. 평가자는 시정조치에 해 과학기술부

고시 제2001-47호 요건의 만족여부를 확인하여야 한다.

2.8 확 인 차

발 소 품질보증 차, 검토 승인과정, 행정 리는 과학기술부 고시 제

2001-47호의 요건에 따라 수행되어야 한다. 평가자는 확인 차, 행정 통제

에 해 과학기술부 고시 제2001-47호 요건의 만족여부를 확인하여야 한다.

2.9 행 정 통 제


2.10 운 경 험

IAEA-TECDOC-1037 IAEA-TECDOC-1197을 참조한다.



다음 사항을 고려하여야 한다.


한 계속운 기간동안의 검사 상 기기, 검사방법, 검사주기 선정 등에 한

사항이 제시되어야 한다.

나. 계속운 기간 의 가동 검사계획서 재평가 결과, 새로운 검사 상으로

선정된 검사 상에 해서는 계속운 을 한 재가동 이 에 가동 검사를


다. ASME Code에 따라 부과된 가동 검사 이외에 규제기 의 지 사항이나

행정조치에 의해 부과된 강화가동 검사는 계속운 기간동안에도 계속 수


4 . 참고 문 헌


[2] 과학기술부 고시 제2002-21호, “원자로시설의 안 등 과 등 별 규격에

한 규정“



용에 한 기 ”

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- 208 -

[5] CAN/CSA-N285.0-95, General Requirements for Pressure-Retaining Systems

and Components in CANDU Nuclear Power Plant Components


Components




Cone Girth Welds in Steam Generators, U.S. Nuclear Regulatory



Plant Components Important to Safety : CANDU Pressure Tubes,

IAEA-TECDOC-1037, Vienna, August 1998.



IAEA-TECDOC-1197, Vienna, Feb. 2001.

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- 209 -



2.6 핵연료교환기

1. 평 가 분 야

본 AMP의 목 은 경년열화로부터 핵연료교환기헤드의 건 성을 보장하기

함이다. 가압 수로형 원 의 핵연료교환기헤드는 원자로에서 핵연료다발을

교 체 하기 하여 사용되며 양 측 에 1개씩 2개가 있으며, 하나는 핵연료를 장

시키며 다른 하나는 사용후핵연료를 받아 방출실로 이송시키는 기능을 한다.

부분이 본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.2 의 범 에 해당되지

않으므로 IPA의 상일 필요는 없다. 핵연료교환기헤드는 한 정비지침에

따라 감시되어야 한다. 본 로그램은 주로 핵연료교환기헤드를 구성하고 있

는 스나우트집합체, 매거진집합체, 안내 집합체, 분리기집합체, 램집합체를 구

성하는 구조 요소에 한 것이다. 본 로그램은 핵연료교환기헤드를 구성

하고 있는 기기 부품이 계속운 기간동안 핵연료교체를 충분히 감당할 수

있음을 보증하기 해 성능시험 정 비 리 로그 램 의 감시가 완료되었음

을 입증해야 한다. 그리고 핵연료교환기헤드의 기기 부품의 많은 부분은 구

동부이거나, 형태가 변경가능하거나, 보증 수명기간에 근거하여 교체될 수 있

는 것으로 분류될 수 있다. 이러한 경우에는 AMR 상에 포함되지 않는다.



인 핵연료교환기헤드에 한 로그램은 계속 운 시 재평가되어야 한다.

2. 평 가 지침

2.1 A M P 의 범

본 로그램은 본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.2 의 범 에 해당

하는 핵연료교환기헤드를 구성하고 있는 기기 부품 요소들에 한 부식으

로 인한 재료손실, 피로로 인한 손상, 응력부식균열, 마모로 인한 재료손실

향을 리한다.

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- 210 -

2.2 방 조 치

방조치를 지정하지 않으며 핵연료교환기헤드 로그램은 정비 로그램이다.

2.3 감 시 /검 사 변 수

본 로그램은 보수 감시 로그램의 유효성과 핵연료교환기헤드의 구조 신

뢰성에 한 과거 미래의 사용으로 인한 향을 평가한다.


핵연료교환기헤드를 구성하고 있는 기기 부품 요소의 열화에 해서는 정

기 으로 검사를 수행한다.


감시 경향 악은 핵연료교환기헤드 검사 로그램에서는 요구되지 않는다.

2.6 허 용 기

부식이나 마모로 인하여 육안으로 심각한 핵연료교환기헤드 구성기기 부품

의 손실 징후에 해서는 설계지침서 정비지침서에 따라 평가하여야 한다.

2.7 시 정 조 치

발 소 시정조치 로그램, 품질보증 차, 발 소 검토 승인 차, 행정 통

제는 과학기술부 고시 제2001-47호의 요건에 따라 이행된다. 평가자는 시정조

치, 확인 차 행정 통제가 과학기술부 고시 제2001-47호 요건을 만족하

는지 여부를 확인한다.

2.8 확 인 차


2.9 행 정 통 제


2.10 운 경 험

원 의 가동연수가 증가됨에 따라 핵연료교환기헤드 구성 기기 부품의 부

식 마모등으로 인하여 핵연료교환 에 연 료 교 환 기의 성능 하 가 발 생 되 어

부 품 교 체 빈 도 가 증 가하 고 있 다 .

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사업자는 핵연료교환기 헤드 구성 기기 부품에 한 운 경험 반 과 련

하여 COG에 제시된 핵연료교환기 헤드 구성 기기 부품의 운 경험 사례에

한 검토를 수행하여 필 요 시 정 비 리 로그 램 에 반 하 여야 한다 .

4 . 참고 문 헌

[1] 10 CFR 50.65, Requirements for Monitoring the Effectiveness of Maintenance

at Nuclear Power Plants, Office of the Federal Register, National Archives

and Records Administration, January 1997.

[2] AECL, DM-59-35210, Wolsung-1 NPP Fuelling Machine Head, Nov. 1980

[3] ASME B&PV Code, Section III, Division 1, Appendix W, "Environmental

Effects on Components", pp 496.1-496.32, 1999.

[4] 수로원 주기 안 성평가 심사지침

[5] 월성원자력본부, 월성-품질-7-1, 품질보증 차서 "품질등 분류 리"

[6] 월성 1호기 주기 안 성평가(PSR) 보고서

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- 212 -



2.7 수화학

1. 평 가 분 야

본 AMP의 목 은 부식과 응력부식균열에 의한 일차 이차계통 기기의 손

상을 완화하기 한 것이다. 본 로그램과 련하여 일차 이차 냉각수 수

질의 경우에는 운 기술지침서, 최종안 분석보고서, AECL Chemistry Control

Design Manual (DM-XX-03081/01200-DN-001) 는 규제기 의 별도 승인

보고서 차서를 따라야 한다.



인 수화학에 한 로그램은 계속 운 시 재평가되어야 한다.

수질 리 로그램은 일반 으로 간 고 유량 부 에서의 불순물들을 제

거하는데 효과 이다. GALL 보고서는 계속운 을 한 경년열화 리 측면에

서 수질 리 로그램의 강화가 요구되는 상황을 보여주고 있다. 를 들어,

수질 리 로그램은 유량이 낮거나 정체된 부 에서는 효과 이지 않을 수도

있다. 그러므로 GALL 보고서에서 확인된 특정한 경우처럼, 수질 리 로그

램은 계속운 기간동안 기기의 심한 손상이 일어나지 않고 의도된 기능이 유

지된다는 것을 보증하기 하여 수행된다. 이들 특정한 경우들에 한 건 성

은 GALL 보고서에서 거론되었듯이 손상 가능성이 있는 치에 한 ‘일회 검

사’를 통해 확인될 수 있다.

2. 평 가 지침

2.1 A M P 의 범

본 로그램에는 염화물, 불화물, 용존산소, 그리고 황산염 농도와 같은 재료손

실 혹은 균열의 개시 성장을 유발하는 유해한 오염물질에 한 주기 인

감시와 제어를 포함해야 한다. 가압 수로의 일차 이차 냉각수는 AECL

Chemistry Control Design Manual 을 따르거나, 는 규제기 의 별도 승인을

받은 보고서 는 차서를 따라야 한다.

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- 213 -


는 AMP의 상이 되는 부분에 한 정보( 를 들어, 배 의 경우 배 치,

배 재질, 배 크기 등)가 가능한 한 자세히 표시되어야 한다.

2.2 방 조 치

본 로그램에는 화학종, 샘 링과 분석주기 등에 한 시방서와 원자로 수질

제어를 한 시정조치 등을 포함되어야 한다. 계통 수질은 오염물질의 농도를

이고 일반부식, 틈새부식, 공식 그리고 응력부식균열에 의한 균열의 개시

성장으로 인한 재료손실을 이기 해 리되어야 한다.

2.3 감 시 /검 사 변 수

상기 기술된 AECL 보고서에 의한 불순물 농도는 염화물을 포함하여 불화물

(가압수형 원자로의 경우), 황산염, 용존산소 등이 구조물의 손상을 완화하기

해 감시되어야 한다. 수질(pH 도도)도 AECL 보고서에 따라 유지되어

야 한다. 화학종과 수질은 샘 링을 통하여 감시된다. 시료의 화학 성분은 유

지되고 있으며, 시료의 채취방법과 장으로 인해 화학종의 농도 변화를 일으

키지 않는다는 것이 입증되어야 한다.

가. 일차 냉각수 수질

일차 냉각수 수질을 한 AECL 보고서에 따라, 염화물, 불화물, 리튬, 그리

고 용존산소는 탄소강, 인코넬, 지르칼로이 소재 등으로 제작된 기기의 응력

부식균열을 완화하기 해 권고기 치 아래로 유지되고 감시되어야 한다.

AECL 보고서에는 감속재 계통, 정화계통, 액체 역 제어계통 차폐냉각계

통의 수질 리를 한 지침도 제시되어 있다.

나. 이차 냉각수 수질

이차 냉각수 수질을 한 AECL 보고서에 따라, 덴 , 입계부식(IGA), 이차측

응력부식균열(ODSCC), 틈새부식 공식에 의한 증기발생기 세 의 손상을

완화하기 한 화학 변수( 를 들면, pH, 양이온 도도, 나트륨, 염화물, 황

산염, 용존산소, 철, 구리, 그리고 하이드라진)의 감시 제어를 수행해야 한

다. 이들 변수의 감시와 제어는 특히 pH의 경우, 증기발생기 쉘과 발 소 이

차 측 구조물( 를 들면, 탄소강, 스테인리스강, 그리고 구리)의 일반부식(탄

소강 기기), 틈새부식 그리고 공식을 완화시킨다.


본 로그램은 완화 로그램으로서 재료 손실, 균열의 개시 성장 등과 같

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- 214 -

은 경년열화 향을 감지하기 한 것은 아니다.

GALL 보고서에서 확인된 특정한 경우처럼, 선택된 기기의 검사는 수질 리

로그램의 효용성을 확인하고 심한 손상이 일어나지 않으며 기기의 의도된

기능이 계속 운 기간 동안 유지된다는 것을 보증하기 해 수행된다.


시료채취의 주기( 를 들면, 연속, 매일, 매주, 는 필요시)는 발 소의 운 조

건과 AECL 보고서에 따라 달라질 수 있다. 비정상 수질조건을 알리기 한

시정조치가 취해질 때마다 이러한 조치의 효율을 증명하기 해 시료채취 횟

수를 증가해야 한다.

2.6 허 용 기

여러 오염물질의 최 값은 해당 발 소의 운 기술지침서, 최종안 성분석보고

서 AECL 보고서에 명시된 바와 같이 계통의 기 치 아래로 유지되어야

한다. 어떠한 경년열화 향이나 허용치를 과하는 수질에 해서는 그 원인이

평가되어야 하며 시정되어야 한다.

2.7 시 정 조 치

측정된 수질 리 변수가 특정 범 를 과할 경우, AECL 보고서에 명시된 기

간 내에 변수를 정상으로 되돌리기 한 시정조치가 취해져야 한다. 평가자는

시정조치에 해 과학기술부 고시 제2001-47호의 요건을 확인하여야 한다.

2.8 확 인 차

시정조치후 염화물, 불화물, 황산염, 용존산소, 그리고 과산화수소와 같은 오염

물질의 농도를 허용범 내로 돌리는데 있어 시정조치의 효율성을 증명하기

한 추가 인 시료채취 분석이 수행되어야 한다. 평가자는 확인 차에

해 과학기술부 고시 제2001-47호 요건의 만족여부를 확인하여야 한다.

2.9 행 정 통 제

발 소 품질보증 차, 검토 승인 차, 그리고 행정조치는 과학기술부 고

시 제2001-47호의 요구사항에 따라 이행된다. 평가자는 행정 통제에 해

과학기술부 고시제 2001-47호 요건의 만족여부를 확인한다.

2.10 운 경 험

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- 215 -

AECL 보고서는 이미 그 유효성이 입증된 바 있다. 운 경험의 특정한 는

다음과 같다.

가. 일차계통

일차 압력경계배 은 일반 으로 낮은 용존산소와 일차 냉각수의 수질 리로

인해 응력부식균열의 향을 받지 않는 것으로 알려져 있다. 그러나 응력부

식균열의 발생가능성은 허용기 을 과하는 붕 산 의 오 염 물 질 이 다음과 같

이 일차 냉각수 계통으로 유입될 수 있으므로 존재한다. (1) 공기 오염물질

의 수집기 역할을 하는 사용후연료 장조의 자유표면을 통한 유입, 는 (2)

냉각 의 산소 유입 (미국 NRC Information Notice 84-18). 1997년 1월, 2001

년 3월, 2003년 9월 캐나다의 Point Lepreau 발 소의 SA106 소재 피더배

에서 균열이 발견되었으며, 2003년 6월에도 캐나다 Gentilly-2 발 소의 피더

배 에서 균열이 발견되었다. 한 세계 수로 원 의 피더배 은 FAC에

의해 많은 감육 상이 발생하고 있다. 일차계통으로의 탈염기 수지 유입은 인

코넬 소재에 입계응력부식균열을 일으킨다(미국 NRC Information Notice

96-11, 미국 NRC Generic Letter 97-01). 일차계통으로의 티오황산나트륨의

부주의한 유입은 증기발생기 세 의 입계응력부식균열의 원인이 된다. 산소를

포함한 정체된 는 붕 산 수의 정 체 된 안 련 스 테 인 리 스 강 배 (미국

NRC Information Notice 97-19)에서 일어난다. 증기발생기 열 막음

그리고 기타 인코넬 소재부는 일차냉각수응력부식균열이 발생한 이 있다

(미국 NRC Information Notice 89-33, 94-87, 97-88, 90-10 96-11, 미국

NRC Bulletin 89-01)

2002년 7월 월성2호기 원자로 건물내 삼 수소 농도 증가로 인해 냉각재

설부 를 검한 결과 증기발생기 온 에 연결된 냉각재 정화계통 배 (직

경 4인치, 두께 12mm)과 밸 의 연결 용 부 결함에서 작은 설을 발견하

다(2002년 KINS 월성2호기 정기검사보고서). 2004년 5월 월성3호기 CV내

수 설로 수동정지 후 원인분석 결과 지발 성자(Delayed Neutron) 계통

튜빙의 곡 부 지지 에 의해 고정되지 않은 자유단이 지역냉방기에서 발

생하는 바람의 향으로 진동이 발생하여, 배 상호 에 의한 마모손상으

로 설이 발생하 다(2004년 월성3호기 정기검사보고서).

나. 이차계통

증기발생기 세 에서는 이차측 응력부식균열, 입계부식, 감육 손 모 (Wastage)

그리고 공식이 발생한 이 있다.(미국 NRC Information Notice 97-88, 미국

NRC Generic Letter 95-05). 증기발생기의 탄소강 소재 지지 에서는 일반

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부식이 발생한 이 있다. 증기발생기 쉘에서는 공식과 응력부식균열이 발생

한 이 있다.(미국 NRC Information Notice 82-37, 85-65 90-04).



가. 수질 리 로그램은 일차 이차 냉각수 수질의 경우에는 AECL

Chemistry Control Design Manual (DM-XX-03081/01200-DN-001) 을 따

르거나, 는 규제기 의 별도 승인을 받은 보고서 는 차서를 따라야

한다. 계속운 이 에 사용되었던 수화학 련 차서 보고서는 계속운

을 해 다시 평가되어야 한다.

나. 국내 개별 발 소의 설계 특성 운 경험을 반 하여 수화학으로 인한

부식이 발생할 가능성이 있는 부분이 확인되고 제시되어야 한다.

다. 국내 개별 발 소에 특별히 수행된 바 있는 AECL 보고서에 기술되어 있지

않은 수질 리는 별도로 평가되어야 한다.

4 . 참고 문 헌

[1] AECL Chemistry Control Design Manual (DM-XX-03081/01200-DN-001),

Revision 4, 2001.

[2] EPRI TR-102134, PWR Secondary Water Chemistry Guideline-Revision 3,

Electric Power Research Institute, Palo Alto, CA, Oct. 2004.

[3] EPRI TR-105714, PWR Primary Water Chemistry Guidelines Revision 5,

Electric Power Research Institute, Palo Alto, CA, Sep. 2003.

[4] NRC IE Bulletin 89-01, Failure of Westinghouse Steam Generator Tube

Mechanical Plugs, U.S. Nuclear Regulatory Commission, May 15, 1989.

[5] NRC IE Bulletin 89-01, Supplement 1, Failure of Westinghouse Steam

Generator Tube Mechanical Plugs, U.S. Nuclear Regulatory Commission,

November 14, 1989.

[6] NRC IE Bulletin 89-01, Supplement 2, Failure of Westinghouse Steam


June 28, 1991.

[7] NRC Generic Letter 94-03, Intergranular Stress Corrosion Cracking of

Core Shrouds in Boiling Water Reactors, U.S. Nuclear Regulatory

Commission, July 25, 1994.

[8] NRC Generic Letter 95-05, Voltage-Based Repair Criteria for Westinghouse

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Steam Generator Tubes Affected by Outside Diameter Stress Corrosion

Cracking, U.S. Nuclear Regulatory Commission, August 3, 1995.

[9] NRC Generic Letter 97-01, Degradation of Control Rod Drive Mechanism

Nozzle and Other Vessel Closure Head Penetrations, U.S. Nuclear Regulatory

Commission, April 1,1997.

[10] NRC Information Notice 80-38, Cracking In Charging Pump Casing

Cladding, U.S. Nuclear Regulatory Commission, October 31, 1980.

[11] NRC Information Notice 82-37, Cracking in the Upper Shell to Transition Cone

Girth Weld of a Steam Generator at an Operating PWR, U.S. Nuclear

Regulatory Commission, September 16,1982.

[12] NRC Information Notice 84-18, Stress Corrosion Cracking in Pressurized Water

Reactor Systems, U.S. Nuclear Regulatory Commission, March 7, 1984.

[13] NRC Information Notice 85-65, Crack Growth in Steam Generator Girth

Welds, U.S. Nuclear Regulatory Commission, July 31, 1985.

[14] NRC Information Notice 89-33, Potential Failure of Westinghouse Steam


March 23, 1989. NUREG-1801 XI M-14 April 2001

[15] NRC Information Notice 90-04, Cracking of the Upper Shell-to-Transition Cone

Girth Welds in Steam Generators, U.S. Nuclear Regulatory Commission,

January 26, 1990.

[16] NRC Information Notice 90-10, Primary Water Stress Corrosion Cracking

(PWSCC) of Inconel 600, U.S. Nuclear Regulatory Commission, February

23, 1990.

[17] NRC Information Notice 91-05, Intergranular Stress Corrosion Cracking In

Pressurized Water Reactor Safety Injection Accumulator Nozzles, U.S.

Nuclear Regulatory Commission, January 30, 1991.

[18] NRC Information Notice 94-63, Boric Acid Corrosion of Charging Pump

Casing Caused by Cladding Cracks, U.S. Nuclear Regulatory Commission,

August 30, 1994.

[19] NRC Information Notice 94-87, Unanticipated Crack in a Particular Heat

of Alloy 600 Used for Westinghouse Mechanical Plugs for Steam

Generator Tubes, U.S. Nuclear Regulatory Commission, December 22,

1994.

[20] NRC Information Notice 95-17, Reactor Vessel Top Guide and Core Plate

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Cracking, U.S. Nuclear Regulatory Commission, March 10, 1995.

[21] NRC Information Notice 96-11, Ingress of Demineralizer Resins Increase

Potential for Stress Corrosion Cracking of Control Rod Drive Mechanism

Penetrations, U.S. Nuclear Regulatory Commission, February 14, 1996.

[22] NRC Information Notice 97-19, Safety Injection System Weld Flaw at

Sequoyah Nuclear Power Plant, Unit 2, U.S. Nuclear Regulatory

Commission, April 18, 1997.

[23] NRC Information Notice 97-88, Experiences during Recent Steam Generator

Inspections, U.S. Nuclear Regulatory Commission, December 16, 1997.

[24] NUREG-1544, Status Report: Intergranular Stress Corrosion Cracking of

BWR Core Shrouds and Other Internal Components, U.S. Nuclear

Regulatory Commission, March 1996.

[25] 월성1-4호기 정기검사보고서, 원자력안 기술원, 2000-2006.

[26] 9th COG/IAEA Technical Committee Meeting, Nov. 5-10, 2006, Busan,

Repulic of Korea.

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- 219 -



2.8 공 자

1. 평 가 분 야

본 AMP의 목 은 유동가속부식으로 인한 공 자 의 감육 균열을 효과

으로 리하기 함이다. CSA N285.4, 13장에서는 공 자 의 두께를 측정하

고, 균열발생 가능성을 검토하도록 요구하고 있다. 공 자 감육 리를 한

로그램은 (1) 취약 부 를 선정하기 한 분석, (2) 이들 부 에서의 감육 정

도를 확인하기 한 검사, 그리고 (3) 정확한 측 는 필요시 기기의 보수

는 교체를 결정하기 한 추가검사 등을 포함하여야 한다. 설계, 환경 운 경

험을 고려하여 공 자 균열발생 가능성 평가하고, 규제기 의 승인을 받은 검

사 로그램을 마련하여야 한다.

본 로그램과 련된 규제기 의 행정 차 사항이나 규제기 의 승인을 받은


인 공 자 감육 균열 리 로그램은 계속운 시 재평가되어야 한다.

2. 평 가 지침

2.1 A M P 의 범

CSA N285.4, 13장의 공 자 감육 리 로그램에는 두께측정 주기, 검사

방법 차서, 결과 평가 처리 요건이 포함되어야 한다. 두께 측정은 감

육이 최 로 일어날 것으로 상되는 부 와 설계최소요구두께에 가장 빨리

도달할 것으로 상되는 부 를 포함하여야 한다. 검사 상으로 선정된 공 자

은 배 크기, 굽힘각, 유동 조건을 표할 수 있도록 선정되어야 한다.

공 자 균열발생 가능성 평가에는 (1) 설계 측면(재질, 형상, 하 잔류응

력), (2) 환경 요인(냉각재 수화학 유동조건) (3) 산업계 운 경험 등이

포함되어야 한다. 균열발생 가능성이 확인된 경우 피더 균열검사 로그램을 확

립하여야 하며, 검사 로그램에는 (1) 검사범 , (2) 검사 수량, (3) 검사 주기,

(4) 검사방법 차, (5) 보고기 (6) 합격기 등을 포함하여야 하고, 규제

기 의 승인을 받아야 한다.

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- 220 -




2.2 방 조 치

공 자 감육 균열 리 로그램은 분석, 검사, 그리고 검증 로그램이다.

따라서 방조치가 없다. 그러나 pH 제어를 한 수질감시, 한 배 재질

선택은 공 자 의 유동가속부식을 이는데 효과 이어야 한다.

2.3 감 시 /검 사 변 수

AMP를 통하여 두께를 측정함으로써 공 자 의 의도된 기능에 한 유동가

속부식의 향을 감시하여야 하며, 균열발생 가능성을 평가하고, 균열발생 가

능성이 있을 경우 한 검사범 방법을 통해 리되어야 한다.


공 자 의 손상은 감육 균열에 의해 일어날 수 있다. CSA N285.4, 13장에

기술된 감시 로그램에는 운 조건 는 특별한 고려에 의해 지시된 취약 부

의 확인이 포함되어 있다. 음 탐상검사를 포함한 체 검사가 감육 균

열탐지에 사용되어야 한다. 검사 범 계획은 의도된 기능이 손실되기 에

감육 균열이 탐지됨을 보증하여야 한다.


검사 결과를 분석하여 공 자 의 최소허용두께에 도달하기까지 남은 재장

는 운 주기를 계산하여야 한다. 두께측정결과를 활용한 공 자 의 잔여수

명 평가는 타당성이 충분히 입증되어야 한다. 공 자 벽두께가 최소 측두께

보다 작아진 경우가 발견되면 주변에 한 추가검사를 수행하여 감육 상태를

정해야 한다. 공 자 균열검사를 통해 균열이 발생한 경우는 유사한 설계부

, 환경 조건 운 경험을 갖는 다른 공 자 도 확 검사 추가검사를


2.6 허 용 기

검사 결과를 분석하여 공 자 의 최소허용두께에 도달하기까지 남은 재장

는 운 주기를 계산하여야 한다. 계산 결과 어느 부 가 다음 계획정지 에

최소허용두께를 만족하지 못하는 경우, 그 공 자 은 보수, 교체 는 운

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- 221 -

합성 평가를 수행해야 한다. 공 자 에서 균열이 합격기 을 과할 경우 보

수, 교체 는 운 합성 평가를 수행하여야 한다.

2.7 시 정 조 치

운 개시 에, 허용기 을 만족하지 못하는 공 자 에 한 재평가, 보수,

는 교체를 수행해야 한다. 장기 시정조치로는 pH 제어 등을 들 수 있다. 평

가자는 시정조치에 해 ‘원자로시설등의기술기 에 한규칙’ 제4 에 기술된

요건의 만족여부를 확인하여야 한다.

2.8 확 인 차

발 소 품질보증 차, 검토 승인 차, 그리고 행정 차는 ‘원자로시설등의

기술기 에 한규칙’ 제4 의 요건에 따라 이행되어야 한다. 평가자는 확인

차, 행정 통제에 해 ‘원자로시설등의기술기 에 한규칙’ 제4 의 만족여부

를 확인하여야 한다.

2.9 행 정 차


2.10 운 경 험

공 자 의 감육문제는 모든 압력 채 에서 발생하나 주로 출구 쪽에 치

한 첫 번째 두 번째 곡 부에서 많이 발생하는 것으로 알려지고 있다.

한, 유속분포를 보면 외만곡부(extrados)보다는 내만곡부(intrados)의 감육속도

가 빠른 것으로 알려져 있으며, 공 자 유형에 따라 첫 번째 곡 부보다 두

번째 곡 부에서 감육속도가 큰 경우도 있다. 굽힘가공(bending)한 곡 부의

경우 굽힘가공에 따른 외만곡부의 기 두께가 내만곡부에 비해 훨씬 얇기 때

문에, 어느 정도시 까지는 외만곡부가 최소두께를 나타내나, 운 시간이 증

가하게 되면 내만곡부가 최소두께 치가 될 가능성도 있다. 캐나다 일부 원

에서는 공 자 이 연결되는 Grayloc 용 부 후단에서 감육에 의한 손상사례

가 발견되었다. 운 경험은 본 로그램이 히 이행되었을 경우 공 자 의

유동가속부식을 리하는데 효과 임을 보여 다. 1996년, 2001년, 2003년 캐나

다의 Point Lepreau Gentilly-2 원 출구측 공 자 에서 균열이 발생하

으며, 국내에서도 이러한 해외 사례를 반 하여 2004년 5월 월성1호기에서 균

열검사를 수행한 바 있다. 국내 수로 원 공 자 에 한 균열발생가능성

평가한 후 이를 바탕으로 균열검사 로그램을 히 마련하면, 이를 효과

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- 222 -

으로 리하여야 한다.


없 음

4 . 참고 문 헌

[1] CANDU 6 Information Bulletin 96-2, "Feeder Wall Thickness

Measurements", AECL, Jun. 11, 1996

[2] NSAC-202L-R2, Recommendations for an Effective Flow Accelerated

Corrosion Program, Electric Power Research Institute, Palo Alto, CA,

April 8, 1999.

[3] NUREG-1344, Erosion/Corrosion-Induced Pipe Wall Thinning in U.S.

Nuclear Power Plants, P. C. Wu, U.S. Nuclear Regulatory Commission,

April 1989. April 2001 XI M-17, NUREG-1801

[4] "Flow-Accelerated Corrosion in Power Plants," EPRI TR-106611, 1998

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- 223 -



2.9 손상연료 위치감시계통

1. 평 가 분 야

본 AMP의 목 은 손상연료 치감시계통 시료채취배 의 마모를 효과 으로

리하기 함이다. 본 로그램은 (1) 시료채취배 의 마모 방지를 한 주기

인 검사와 (2) 시료채취배 의 마모 방조치에 한 AMP가 포함되어야 한다.



인 CASS의 열취화 성자 조사취화에 한 로그램은 계속운 시 재평가

되어야 한다.

2. 평 가 지침

2.1 A M P 의 범

손상연료 치감시계통은 시료채취배 의 치 변형 등에 따라 배 간의

발생과 지역 냉방기에서 발생하는 고속의 공기 유동에 의한 진동 등으로 배

간 마찰로 인한 마모가 발생된다.

따라서 마모를 방지할 수 있는 검사와 원인제거 방안이 제시되어야 한다.

2.2 방 조 치

손상연료 치감시계통 시료채취배 은 충분한 이격거리를 유지하여야 하며

고속의 공기 유동이 시료채취배 에 도달하지 않아야 한다. 한 배 이 서로

할 수 있는 원인을 육안검사 등을 통해 확인 제거하여야 한다.

2.3 감 시 /검 사 변 수

시료채취배 의 손상은 주기 인 장 검사를 통해 이러한 손상을 감시한다.


시료채취배 의 경년열화는 배 상호간의 이 없으면 발생하지 않는다. 상

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- 224 -

기 2.3항에 기술한 주기 인 검사를 통해 확인하면 건 성을 유지할 수 있다.

이 가능한 부 는 육안검사를 실시하고 이 발생한 부 는 비 괴 검

사를 이용한 두께 측정을 통하여 경년열화가 발생하지 않았음을 확인한다.


손상연료 치감시계통 시료채취배 의 정비 리 차서에 따라 감시한다.

2.6 허 용 기

손상연료 치감시계통 시료채취배 의 허용 기 은 다음과 같다.

가. 시료채취배 의 이 없어야 한다.

나. 시료채취배 간에 충분한 이격거리가 유지되어야 한다.

다. 배 지지상태가 양호하여야 한다.

라. 경년열화가 발생할 수 있는 원인이 제거되어야 한다.

2.7 시 정 조 치

장 조치 로그램, 품질보증 차, 장검토 승인과정, 그리고 행정 통제

는 과학기술부 고시 제2001-47호에 따라 수행한다. 평가자는 시정조치, 확인

차, 행정 통제에 해 과학기술부 고시 제2001-47호 요건의 만족여부를 확

인한다.

2.8 확 인 차

발 소 품질보증 차, 검토 승인 과정, 그리고 행정 리는 과학기술부 고시

제2001-47호의 요건을 따른다. 평가자는 확인 차, 행정 통제에 해 과학기

술부 고시 제2001-47호 요건의 만족여부를 확인한다.

2.9 행 정 통 제


2.10 운 경 험

본 지침은 월성 1,2,3호기 시료채취배 손상 사건조사를 활용하여 개발된 것

이다. 이러한 정보에 근거하여, 손상연료 치감시계통 시료채취배 의 손상

향은 효과 으로 리될 수 있다.


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없음.

4 . 참고 문 헌

[1] AECL, 86-63105-DM-001, Design Manual Failed Fuel Location System

Channel of Wolsong 2,3,4, July 1997.

[2] 2004-07(040618W2), 원 사고·고장 조사 보고서, “월성 2호기 결함연료탐지

계통 설 보수를 한 원자로 수동정지”, 2004. 6.

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- 226 -



2.10 유동가속부식

1. 평 가 분 야

본 AMP의 목 은 유동가속부식으로 인한 배 감육을 효과 으로 리하기

함이다. 유동가속부식 로그램은 NSAC-202L-R2에 제시된 EPRI 지침에

따라야 한다. 본 로그램은 (1) 취약 부 를 선정하기 한 분석, (2) 이들 부

에서의 감육 정도를 확인하기 한 제한된 기본 검사, 그리고 (3) 정확한

측 는 필요시 기기의 보수 는 교체를 결정하기 한 추가검사 등을 포함

하여야 한다.



인 유동가속부식 로그램은 계속운 시 재평가되어야 한다.

2. 평 가 지침

2.1 A M P 의 범

NSAC-202L-R2에 제시된 EPRI 지침의 유동가속부식 로그램은 고에 지 유

체를 포함하는 탄소강 배 의 구조 건 성이 유지됨을 보증하기 한 차

는 행정 차를 포함하고 있다. 고에 지 계통에서 압력을 유지하는 밸 몸

체 한 이 로그램에 의해 다루어진다. 유동가속부식 로그램은 NUREG-

1344에서 처음으로 제시되었으며 미국 NRC Generic Letter 89-08에 자세히

기술되었다. EPRI 지침에 따라 이행되는 로그램을 통하여 발 소의 배 그

리고 밸 몸체, 엘보우, 익스팬더(expander)와 같은 다른 기기에서의 유동가

속부식을 측, 탐지, 감시하여야 한다. 이러한 로그램에는 다음 사항들이 포

함되어야 한다. (1) 취약 부 선정을 한 분석 수행, (2) 이들 부 에서의 감

육 정도를 확인하기 한 제한된 검사 수행, 그리고 (3) 정확한 측 는 필

요시 기기 보수 는 교체를 결정하기 한 추가검사 수행. NSAC-202L-R2는

유동가속부식 로그램에 한 일반 인 지침을 제공한다. 유동가속부식에 의한

모든 경년열화 향이 히 리됨을 보증하기 하여 로그램은 CHECWORKS

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- 227 -

와 같은 측 코드를 사용할 수 있다. 이러한 코드는 ‘원자로시설등의기술기

에 한규칙’ 제4 에 규정된 차서 개발 특수작업 리 기 을 만족하기

하여 NSAC-202L-R2의 이행 지침을 용하여야 한다.




2.2 방 조 치

유동가속부식 로그램은 분석, 검사, 그리고 검증 로그램이다. 따라서 방

조치가 없다. 그러나 pH와 용존산소 제어를 한 수질감시, 한 배 재질

선택, 기하학 조건 그리고 유체학 조건은 유동가속부식을 이는데 효과

이어야 한다.

2.3 감 시 /검 사 변 수

AMP를 통하여 두께를 측정함으로써 배 기기의 의도된 기능에 한 유

동가속부식의 향을 감시하여야 한다.


배 과 기기의 손상은 감육에 의해 일어날 수 있다. NSAC-202L에 기술된 감

시 로그램에는 운 조건 는 특별한 고려에 의해 지시된 취약 부 의 확인

이 포함되어 있다. 음 탐상검사 는 방사선투과시험이 감육 탐지에 사용되

어야 한다. 검사 범 계획은 의도된 기능이 손실되기 에 감육이 탐지됨

을 보증하여야 한다.


CHECWORKS 는 유사한 측 코드는 재질, 수력학 그리고 운 조건을

포함한 특정 발 소 자료에 근거하여 지시된 유동가속부식에 약한 계통의 기

기손상을 측하는데 사용될 수 있다. CHECWORKS는 유동가속부식에 한

한계 해석을 제공함으로 허용이 된다. CHECWORKS는 여러 발 소의 자료를

가지고 개발 검증되었다. 이러한 측 코드의 결과에 근거하여 사업자가 개

발한 검사계획은 운 에 구조 건 성이 유지됨을 합리 으로 보증하여야 한

다. 벽두께가 최소 측두께보다 작아진 경우가 발견되면 주변에 한 추가검사

를 수행하여 감육범 를 정해야 한다.

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- 228 -

2.6 허 용 기

검사 결과를 CHECWORKS와 같은 산 코드의 입력자료로 활용하여, 기기가

최소허용두께에 도달하기까지 남은 재장 는 운 주기를 계산하여야 한다.

계산 결과 어느 부 가 다음 계획정지 에 최소허용두께를 만족하지 못하는

경우, 그 기기는 보수, 교체 는 재평가를 수행해야 한다.

2.7 시 정 조 치

운 개시 에, 허용기 을 만족하지 못하는 기기에 한 재평가, 보수, 는

교체를 수행해야 한다. 장기 시정조치로는 운 변수의 조정 는 유동가속부식

에 강한 재질의 선택을 들 수 있다. 평가자는 시정조치에 해 ‘원자로시설등

의기술기 에 한규칙’ 제4 에 기술된 요건의 만족여부를 확인하여야 한다.

2.8 확 인 차





2.9 행 정 차


2.10 운 경 험

단상계통의 감육 문제는 수 복수계통에서 일어난다(미국 NRC Bulletin

87-01, 미국 NRC Information Notice 81-28, 92-35, 95-11). 그리고 2상 계통

의 경우는 추기 (미국 NRC Information Notice 89-53, 97-84) 그리고 습분분

리재열기 수가열기 배수배 (미국 NRC Information Notice 89-53,

91-18, 93-21, 97-84)에서 일어난다. 운 경험은 본 로그램이 히 이행되

었을 경우 고에 지 탄소강 배 기기의 유동가속부식을 리하는데 효과

임을 보여 다.



가. 국내 개별 발 소의 설계 특성 운 경험을 반 하여 유동가속부식에 취

약한 부분이 확인되고 제시되어야 한다.

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나. 발 소 실제 감육데이터에 근거하여, 계통 기기별 감육경향을 분석하고

이에 근거하여 감육 리를 실시해야 한다.

4 . 참고 문 헌

[1] NRC Generic Letter 89-08, Erosion/Corrosion-Induced Pipe Wall Thinning,

U.S. Nuclear Regulatory Commission, May 2, 1989.

[2] NRC IE Bulletin 87-01, Thinning of Pipe Walls in Nuclear Power Plants,

U.S. Nuclear Regulatory Commission, July 9, 1987.

[3] NRC Information Notice 81-28, Failure of Rockwell-Edward Main Steam

Isolation Valves, U.S. Nuclear Regulatory Commission, September 3, 1981.

[4] NRC Information Notice 89-53, Rupture of Extraction Steam Line on High

Pressure Turbine, U.S. Nuclear Regulatory Commission, June 13, 1989.

[5] NRC Information Notice 91-18, High-Energy Piping Failures Caused by

Wall Thinning, U.S. Nuclear Regulatory Commission, March 12, 1991.

[6] NRC Information Notice 91-18, Supplement 1, High-Energy Piping Failures

Caused by Wall Thinning, U.S. Nuclear Regulatory Commission, December

18, 1991, NUREG-1801 XI M-17 Flow-Accelerated Corrosion, April 2001

[7] NRC Information Notice 92-35, Higher than Predicted Erosion/Corrosion in

Unisolable Reactor Coolant Pressure Boundary Piping inside Containment at a

Boiling Water Reactor, U.S. Nuclear Regulatory Commission, May 6, 1992.

[8] NRC Information Notice 93-21, Summary of NRC Staff Observations

Compiled during Engineering Audits or Inspections of Licensee

Erosion/Corrosion Programs, U.S. Nuclear Regulatory Commission, March

25, 1993.

[9] NRC Information Notice 95-11, Failure of Condensate Piping Because of

Erosion/Corrosion at a Flow Straightening Device, U.S. Nuclear

Regulatory Commission, February 24, 1995.

[10] NRC Information Notice 97-84, Rupture in Extraction Steam Piping as a

Result of Flow- Accelerated Corrosion, U.S. Nuclear Regulatory

Commission, December 11, 1997.

[11] NSAC-202L-R2, Recommendations for an Effective Flow Accelerated

Corrosion Program, Electric Power Research Institute, Palo Alto, CA,

April 8, 1999.

[12] NUREG-1344, Erosion/Corrosion-Induced Pipe Wall Thinning in U.S.

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- 230 -

Nuclear Power Plants, P. C. Wu, U.S. Nuclear Regulatory Commission,

April 1989. April 2001 XI M-17, NUREG-1801

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- 231 -



2.11 재료의 선택 침출

1. 평 가 분 야

본 AMP의 목 은 한 가지 속요소의 선택 인 침출(leaching)을 야기할 수

있는 자연수, 염수, 처리수 는 지표수 환경에 노출된 주철, 청동, 황동 기

타 합 으로 제작된 기기의 건 성을 보장하기 함이다. 본 로그램은 선택

침출에 민감한 기기에 한 일회의 육안검사 경도측정을 포함하여야 한

다. 이는 선택 침출에 의한 재료 손실 발생여부와 그 과정에서 연장 운 기

간 동안 기기의 의도된 기능 수행 능력에 향을 주는지 여부를 결정하기

함이다.



인 재료의 선택 침출에 한 로그램은 계속운 시 재평가되어야 한다.

2. 평 가 지침

2.1 A M P 의 범

본 AMP는 선택 침출에 민감한 기기들의 합성을 결정하고 계속운 기간

동안 의도된 기능을 수행할 능력이 있는지를 평가하여야 한다. 이들 기기에는

배 , 밸 몸체 본넷, 펌 이싱 열교환기가 포함되어야 하며, 기기의

구성재료가 주철, 황동, 청동, 알루미늄-청동이고, 생수, 처리수 는 지표수 환

경에 노출될 수 있는 기기가 본 로그램의 상 기기이다. 본 로그램은 계

속운 기간동안 선택 침출로 인한 재료 손실이 발생할 것인 지의 여부를 결

정하기 하여 선정된 기기군에 하여 일회의 경도 측정을 포함하여야 한다.

선택 침출 과정은 재료의 합 성분 한 가지를 선택 으로 제거하여 다

른 합 성분의 농도를 높이는 것을 포함한다. 탈연(황동에서 아연제거) 흑

연화(주철에서 철의 제거)는 이러한 과정의 이다. 민감한 재료, 고온, 정체

유동 조건, 그리고 를 들어, 아연을 다량 함유한 황동의 경우에 있어 산성용

액과 용존산소와 같은 부식환경은 선택 침출에 기여한다.

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- 232 -




2.2 방 조 치

일회의 육안검사 경도 측정이 검사 확인 로그램이며 방조치는 따로

없다. 그러나 pH와 부식성 오염물의 농도를 조 하기 해 수화학을 감시하고,

수 의 용존산소를 최소화하기 해 하이드라진으로 수처리 하는 것이 선택

침출을 이는데 효과 이다.

2.3 감 시 /검 사 변 수

육안검사와 경도 측정은 일회성 검사가 된다. 선택 침출은 느리게 작용하는

부식과정이므로 이러한 측정은 계속운 기간 개시직 에 실시하여야 한다. 허

용할 수 없는 검사 결과가 나타나면 검사 샘 의 크기와 치를 늘려야 한다.


일회 육안검사와 경도 측정은 선택 침출이 발생하 는지의 여부와 이로 인

한 강도와 재료의 손실이 계속운 기간동안 기기의 의도된 기능에 향을

것인지의 여부를 정하기 하여 선정된 기기군을 근 조사하는 것이다.

선택 침출은 일반 으로 치수의 변화를 야기하지 않으므로 감지가 어렵다.

그러나 어떤 황동에서는 선택 침출이 러그 모양의 탈연을 유발하여 육안

검사로도 감지가 가능하다. 한 가지 허용할만한 차는 민감한 기기를 근 하

여 육안검사하고 선택 침출의 발생여부를 정하기 하여 선정된 기기군의

내부표면에 리넬 경도 시험을 수행하는 것이다. 선택 침출이 발생한 경우

향을 받은 기기의 향후 운 허용성을 정하기 하여 공학 평가를 실시하

여야 한다.


일회성 육안검사와 경도 측정에 한 감시 경향 분석은 불가능하다.

2.6 허 용 기

선택 침출의 확인을 통하여, 향을 받은 기기가 추가 운 이 가능한지를

정하기 에 공학 평가가 필요한지를 결정해야 한다. 필요하다면 평가시 근

원해석을 포함시킨다.

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- 233 -

2.7 시 정 조 치

허용 기 을 만족하지 못하는 시험 검사 결과에 하여 평가를 실시하여야

한다. 시정조치 로그램은 품질에 나쁜 향을 주는 조건이 신속히 시정됨을

보증해야 한다. 만일 어떤 결 이 품질에 나쁜 향을 주는 것으로 평가되면

원인을 밝 서 재발 방지를 한 조치 계획을 세워야 한다. 평가자는 시정조치

에 해 ‘원자로시설등의기술기 에 한규칙’ 제4 에 기술된 요건의 만족여부


2.8 확 인 차





2.9 행 정 통 제


2.10 운 경 험

일회 검사는 사업자가 실시하는 신규 로그램이다. 이 검사(검사범 기

술)의 구성요소는 다년간의 산업계 행과 평가자의 상과 일치하고 있다.


사업자는 국내 개별 발 소의 설계 특성 운 경험을 반 하여 선택 침

출에 취약한 부분이 확인되고 제시되어야 한다.

4 . 참고 문 헌

[1] NRC Safety Evaluation Report Related to the License Renewal of Calvert

Cliffs Nuclear Power Plant, Units 1 and 2, NUREG-1705, December 1999.

[2] NRC Safety Evaluation Report Related to the License Renewal of Oconee

Nuclear Station, Units 1, 2, and 3, NUREG-1723, March 2000. April 2001 XI

M-103 NUREG-1801

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- 234 -



2.12 환형기체계통

1. 평 가 분 야

본 AMP의 목 은 환형기체계통(Annuls Gas System, AGS)의 경년열화 향

을 계속운 기간동안 히 리하기 함이다. 가압 수로형 원 의 환형

기체계통은 환형공간에 건조된 이산화탄소 환경을 형성하여 순환하도록 하여,

압력 는 칼란드리아 의 설 감지, 원자로 냉각재로부터 감속재로의 열

달 제한 방벽 제공, 핵연료 채 기기 부식 방지 등의 요한 기능을 수행한

다. 부분은 한 산소농도 유지 이슬 온도 등 최 리를 해 매 2

주마다 재순환모드 운 을 수행하고 있다. 본 로그램에는 환형기체계통 는

동 계통에 의해서 운 되는 계통, 구조물 기기에서의 부식 등으로 인해 유

발된 경년열화의 향을 리하기 한 감시 리기법이 포함되어야 한다.

본 로그램과 련된 규제기 의 행정조치 사항이나 규제기 의 승인을 받

은 보고서, 차서, 는 이행조치 등이 있을 경우 이 조치가 우선한다. 기 수

행 인 환형기체계통에 한 로그램은 계속 운 시 재평가되어야 한다.

2. 평 가 지침

2.1 A M P 의 범

본 로그램은 환형기체계통을 구성하고 있는 열교환기, 압축기, 설유량지시

계통의 기기 부품 요소들에 한 부식으로 인한 재료손실, 피로로 인한 손

상, 응력부식균열, 마모로 인한 재료손실 향을 리한다.

2.2 방 조 치

환형기체계통에서의 구성하고 있는 열교환기, 압축기, 설유량지시계통의 기

기 부품 요소들에 한 심각한 부식, 손상을 방지하기 하여 주기 인 순

환모드 운 환, 계통 설시험 검사, 한 부품교환 등의 정비를 실시

한다.

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- 235 -

2.3 감 시 /검 사 변 수

본 로그램은 환형기체계통 채 별 유량, 이슬 온도, 이슬 온도 상승률을

히 감시하도록 하며, 환형기체계통의 재질 부식화 최소화, 고방사능

형성 방지, 계통내 냉각재 혹은 감속재 수 유입여부 감지, 그리고 계통의 안

성 신뢰성을 확인하기 하여 화학시료를 채취하여 수소, 질소 등을 분

석하도록 요구된다.


환형기체계통을 구성하고 있는 기기 부품 요소의 열화에 해서는 정기

으로 검사를 수행한다. 그리고, 동 계통에 의해서 운 되는 계통, 구조물 기

기에서의 부식 등으로 인해 유발된 경년열화의 향을 리하기 한 감시

리방안을 수립하여야 한다.


감시 경향 악은 환형기체계통 채 별 유량, 이슬 온도, 이슬 온도 상승

률을 히 감시하도록 하며, 환형기체계통의 재질 부식화 최소화, 고방사능

형성 방지, 계통내 냉각재 혹은 감속재 수 유입여부 감지, 그리고 계통

의 안 성 신뢰성을 확인하기 하여 화학시료를 채취하여 수소, 질소 등

을 분석하여 환형기체계통의 운 조건(퍼지 운 , 압축기 정지/기동, 산소주입

등)에 따라 계통의 화학조건(산소, 수소, 질소, 이슬 온도)이 변화할 수 있

으므로, 계통 운 조건을 고려하여 화학 조건을 체계 으로 리하는 것이 필

요하다.

2.6 허 용 기

부식이나 마모로 인하여 환형기체계통 구성기기 부품의 손상 징후에 해

서는 설계지침서 운 차서 둥에 제시된 허용기 에 따라 평가하여야 한

다.

2.7 시 정 조 치





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- 236 -

2.8 확 인 차


2.9 행 정 통 제


2.10 운 경 험

원 의 가동연수가 증가됨에 따라 핵연료압력 열화 등으로 인한 설발생시

비상운 등의 압력 건 성 유지의 주요 지원계통으로서 환형기체계통은

요성이 재평가 될 것으로 단된다. 월성 4호기의 환형기체계통 벨로우즈와 칼

라드리아 튜 Sheet간의 용 부에 설이 발생한 바 있다. 이와 같은 환형기

체계통의 설 등의 건 성 확보를 한 방안 지속 으로 검토되어야 한다.


사업자는 환형기체계통의 운 경험 반 과 련하여 가압 수형원 의 보유국

의 운 경험 사례에 한 검토를 수행하여, 국내 가압 수형 원 에서의 유사

사례 발생 가능성을 고려하여 평가를 수행하고, 시정조치가 필요한 사항이 있

는지 유무를 제시하여야 한다. 그리고, 핵연료 압력 단 설

(Leak-Before-Break, LBB)평가시 고려된 환형기체계통의 성능유지 여부를 입

증하고, 계속운 기간동안 감시 리방안을 제시하여야 한다.

4 . 참고 문 헌

[1] AECL 86-34980-OM-001 Rev. 1, "Operating Manual, Annulus Gas"

[2] AECL 86-34980/63498-DM-000 Rev. 5, " Design Manual, Annulus Gas

System"

[3] KINS/AR-611, " 월성 원 환형기체계통에 한 안 규제요건 설정을 한

연구“ (1998. 12)

KINS/GE-N11

- 237 -



2.13 니 합 용 부

1. 평 가 분 야

본 AMP의 목 은 일차냉각수응력부식균열(PWSCC)로부터 니 합 용 부

의 건 성을 보장하는데 있다. 본 로그램은 (1) 니 합 용 부 치의 결

정, (2) 니 합 용 부의 검사계획, (3) 니 합 기기의 열화/손상의 민감

도를 고려한 순 결정, (4) 니 합 기기의 응력부식균열에 한 방정비

책, (5) 수리 교체 등을 포함하는 종합 이고 장기 인 Alloy 600 리 로

그램을 포함해야 하고 이 로그램은 주기 으로 검토되고 유지되어야 한다.


보고서, 차서, 는 이행조치 등이 있을 경우 이 조치가 우선한다. 기 수행 인

니 합 용 부에 한 로그램은 계속운 시 재평가되어야 한다.

2. 평 가 지침

2.1 A M P 의 범

본 로그램은 니 합 의 일차냉각수응력부식균열에 의한 균열발생 성장

의 향을 잘 리하는데 을 맞추어야 한다. 본 로그램에는 CSA

N285.4의 6장 ASME Code Sec. XI에 따른 가동 검사가 포함되어야 한다.

니 합 련 취약 기기 부 에 하여, 미국 MRP126을 참조하여 사용되

는 부 의 재질, 제작이력, 운 환경 등을 바탕으로 응력부식균열의 민감도를

평가하여 종합 이고 장기 인 검사 로그램이 포함되어야 한다.




2.2 방 조 치

일차냉각수응력부식균열을 완화하기 한 방조치로서 Zinc 추가, Mechanical

Stress Improvement Process(MSIP), Waterjet Peening, OD Weld overlay,

KINS/GE-N11

- 238 -

52/152재료로 Cladding 등의 완화 책을 용해야 한다.

2.3 감 시 /검 사 변 수

본 로그램에서는 가동 검사에 의하여 균열의 탐지 크기측정과 냉각수

설의 탐지를 통하여 응력부식균열이 원자로 제1 제2 정지계통의 기능에

미치는 향을 감시하여야 한다.


기기에 한 의도된 기능의 상실 이 에 균열 탐지를 보장하기 하여 미국

MRP126에 따라 설탐지계통 검사범 일정이 결정되어야 한다. 일차냉각

수응력부식균열 민감성평가는 MRP126에 따라 수행되어야 한다. 이러한 정보

는 표면검사와 체 검사의 조합을 포함하는 용 부 검사 로그램의 확 가

필요한지를 결정하는데 활용되어야 하며, 한 일정, 범 를 포함하는 발 소

별 장기 검사 로그램을 개발하는데도 활용되어야 한다.


균열의 시 탐지를 하여 미국 MRP126의 민감성평가에 기 하는 종합검사

로그램에 따라 검사일정을 정해야 한다. 검사 결과는 민감성모델을 수정하는

데 사용되어야 한다. 검사의 빈도는 기 검사시 발견된 사항과 규제기 에서

인정된 니 합 의 균열성장률 모델로 실시한 결함평가에 근거해야 한다.

2.6 허 용 기

탐지되는 어떠한 징후도 ASME Code Sec. XI 는 기타 허용 결함평가 기

에 따라 평가되어야 한다.

2.7 시 정 조 치

보수 교체 차는 ASME Code Sec. XI의 요건을 따라야 한다. 평가자는

시정조치에 해 ‘원자로시설등의기술기 에 한규칙’의 만족여부를 확인한다.

2.8 확 인 차

발 소 품질보증 차, 심사 승인 차, 행정 통제는 원자로시설 등의 기술

기 에 한 규칙의 요건에 따라 실시한다. 평가자는 확인 차, 행정 통제에

해 ‘원자로시설등의기술기 에 한규칙’의 요건의 만족여부를 확인한다.

KINS/GE-N11

- 239 -

2.9 행 정 통 제


2.10 운 경 험

인코넬 600 합 의 균열은 미국 외국의 가압경수로에서 발생한 이 있다

(미국 NRC Information Notice 90-10, NRC Bulletin 2004-01). 이러한 운 경

험을 반 한 종합 인 민감성 평가 검사 로그램을 개발하여 니 합 기

기의 의도된 기능에 주는 일차냉각수응력부식균열의 향을 리해야 한다.


없음.

4 . 참고 문 헌

[1] 10 CFR 50.55a, Codes and Standards, Office of the Federal Register,





New York, NY.

[3] CAN/CSA-N285.4-94, Periodic Inspection of CANIDU Nudear Pow& Plant

Components

[4] EPRI TR-105714, PWR Primary Water Chemistry Guidelines Revision 3,

Electric Power Research Institute, Palo Alto, CA, November 1995.

[5] Letter from David J. Modeen of Nuclear Energy Institute to Gus C.

Lainais of Division of Engineering, Responses to NRC Requests for

Additional Information on Generic Letter97-01, December 11, 1998.

[6] NRC Bulletin 2004-01, Inspection of Alloy 82/182/600 Materials Used in

the Fabrication of Pressurizer Penetrations and Steam Space Piping

Connections at Pressurized-Water Reactors, May 2004.

[7] EPRI MRP139, "Primary System Piping Butt Weld Inspection and

Evaluation"

[8] EPRI MRP126, "Generic Guidance for Alloy 600 Management Program"

KINS/GE-N11

- 240 -



2.14 볼트 결합 건전성

1. 평 가 분 야

본 AMP의 목 은 안 련 볼트, 핵증기공 계통(NSSS) 지지 볼트, 기타

압력유지 기기 볼트, 구조물 볼트 등을 포함하여 계속운 평가 상 범 의

모든 볼트에 한 건 성을 확보하기 함이다. 본 로그램은

NUREG-1339에 제시된 바와 같이 종합 인 볼트 건 성 로그램을 한

권고사항, NUREG-1339에 제시된 안 련 볼트에 한 외사항을 포함한

산업계 권고사항(EPRI NP-5769)에 근거하고 있다. 본 로그램은 압력유지

볼트 구조용 볼트에 해서는 EPRI TR-104213에 제시된 종합 볼트 정비

로그램에 한 산업계 권고사항을 근거로 하고 있다. 본 로그램은

일반 으로 비하 상실, 균열, 부식에 따른 재료손실 등을 확인하기 한

주기 검을 포함한다. 본 로그램과 련된 규제기 의 행정조치 사항이나

규제기 의 승인을 받은 보고서, 차서, 는 이행조치 등이 있을 경우 이

조치가 우선한다. 기 수행 인 볼트 건 성에 한 로그램은 계속운 시

재평가되어야 한다.

2. 평 가 지침

2.1 A M P 의 범

본 로그램은 안 련 볼트, 핵증기공 계통 기기 지지 볼트, 기타 압력

유지 기기 볼트, 구조물 볼트 등을 포함하여 계속운 범 의 모든 볼트를

상으로 한다. CAN/CSA(Canadian Standard Association) N-285.4에서는 볼트

의 가동 검사 범주로 볼트, 스터드, 트 나사산을 가진 스터드 홀(stud

hole)사이의 랜지 연결부(ligament)를 포함한다. CAN/CSA N285-4에서는

손크기(failure size), 피로계수(fatigue usage factor), 응력강도(stress or

stress intensity)의 인자를 검토하여 볼트를 category A, B, C1, C2 등으로 분

류한 후 이 category A에 해당하는 모든 볼트, 스터드, 트 랜지 연

결부에 한 검사를 수행하도록 요구하고 있고, category B에 해당하는 볼트

KINS/GE-N11

- 241 -

와 랜지 연결부의 경우는 총 나사고정구 개수의 10%에 하여 검사가 수행

될 것을 요구하고 있다. 안 련 볼트에 한 종합 볼트 건 성 로그램에

한 미국 NRC의 권고사항과 지침은 NUREG-1339에 기술되어 있다. 재료선

정/시험, 볼트 비하 조 , 가동 검사, 발 소 운 정비, 볼트 연결부

의 건 성평가 등에 한 산업계 안 련 볼트 로그램에 한 권고사항

과 지침은 EPRI NP-5769에 제시되어 있다. 다만, NUREG-1339에 기술되어

있는 EPRI NP-5769의 외사항에 유의하여야 한다. 기타 볼트에 한 정보는

EPRI TR-104213 제시되어 있다.




2.2 방 조 치

볼트 재료의 선정과 윤활유 재의 사용은 EPRI NP-5769와 NUREG-

1339의 추가 권고사항을 따름으로서 안 련 볼트의 손을 방 는 완화

한다. (NUREG-1339는 EPRI NP-5769에 제시된 일부 사항에 한 외사항을

규정하 으며, 그에 한 추가 인 사항을 권고하고 있다.) 압력유지 기기의

볼트에 한 기 가동 검사는 볼트 토크와 조립후 가스켓 압축상태의 균일

성 검을 포함한다. 볼트에 해 고온조건에서 토크를 가하는 것은 운 온도

에 하게 되거나 압력이 가해지는 후를 비한 설방지책이 된다. 따라서

설이 시작되기 에 볼트에 고온조건에서 토크를 가하는 것은 비하 을

재형성하는 것이 되지만, 일단 설이 시작된 후에 하는 것에는 비효율

이다.

2.3 감 시 /검 사 변 수

본 로그램은 경년열화가 재료손실, 균열, 비하 상실을 등을 포함한 경

년열화 상이 볼트의 의도된 기능에 미치는 향을 감시한다. 핵증기공 계통

기기의 지지 에 사용된 고강도 볼트 (실제 항복강도 ≥150 ksi)에 해서는

균열에 한 감시가 이루어진다. 압력유지 기기의 볼트에 해서는 설 흔

여부에 한 검사가 이루어진다. 구조용 볼트에서는 코 손실, 부식흔 , 녹 발

생 등에 한 잠재 인 문제 가능성에 한 검사를 수행한다.


검 요구사항은 CAN/CSA N285-4의 7.4 Table 1, ASME Code Sec.

KINS/GE-N11

- 242 -

XI, 표 IWB 2500-1 는 IWC 2500-1(1995년 - 1996 부록)과 EPRI NP-5769

의 권고사항에 따른다. CAN/CSA N285-4의 Table 1에는 category A, B에 해

당하는 1 인치 이하의 볼트, 스터드, 트, 부싱 랜지 연결부에 한 육안

검사가 기술되어 있다. 한 1 인치 이상의 category A, B 볼트 스터드,

랜지 연결부에 해서는 육안검사 표면검사 혹은 체 검사가 기술되어 있

으며, 트 부싱의 경우는 육안검사가 기술되어 있다. ASME Code에서는

안 1등 기기의 경우, 표 IWB 2500-1에 스터드와 볼트에 한 체 검사와

트, 워셔, 부싱, 랜지 등의 표면에 한 육안검사가 기술되어 있다. 모든

핵증기공 계통에 사용된 모든 고강도 볼트는 검사되어야 한다. 2인치 이하의

볼트의 경우 검사범주 B-G-2는 단지 볼트, 스터드, 트에 한 표면 육안검

사 VT-1만을 요구한다. 안 2등 기기의 경우, ASME Code Sec. XI, 표

IWC 2500-1, 검사범주 B-D에서는 직경 2인치 이상의 볼트에 해서 스터드

와 볼트에 해 체 검사를 요구한다. 검사범주 B-P 는 C-H는 모든 1, 2등

기기의 설시험 에 표 IWB 2500-1과 IWC 2500-1에 따라 육안검사

(IWA-5240)를 수행하도록 요구하고 있다.

한, 부식에 의한 균열 발생, 비응력 상실, 재료손실 등으로 인해 설이 발

생할 수 있다. ASME Code Sec. XI, IWB 2500-1 는 IWC 2500-1에 따라

검사의 범 와 일정은 볼트가 의도된 기능을 상실하기 에 볼트의 손상을 발

견할 수 있도록 한다. 격납용기 내외부의 구조용 볼트에 해서는 육안검사가

수행된다. 이러한 볼트의 손상은 볼트 제거나 인장 는 토크에 한 인증시험,

장 음 검사 는 해머시험에 의해 발견되거나 측정된다. 이러한 볼트의

부식이 확인되면, 부식의 정도를 평가하기 해 보다 정 한 검사가 수행된다.


CAN/CSA N285-4 ASME Code Sec. XI의 검사일정은 효율 이며 균열과

설을 시에 발견할 수 있게 한다. CAN/CSA N285-4 ASME Code Sec.

XI 범 에 포함되지 않는 압력유지 기기의 볼트에서 설이 발생되면, 매일

검사가 수행되어야 할 수도 있다. 설률이 증가하지 않는다면, 검사주기는 주

는 격주 단 로 연장될 수도 있다.

2.6 허 용 기

볼트의 결함지시는 CAN/CSA N285-4의 8.2 IWB-3100, IWB-3400,

IWB-3500, IWC-3100, IWC-3400, IWC-3500 등에 따라 평가되어야 한다. 기

기 지지 의 볼트에서의 균열 상이 보이는 경우 즉시 볼트를 교체해야 한다.

KINS/GE-N11

- 243 -

압력유지 기기의 경우 부식으로 인해 주요 기기가 설되거나 부식 는 오염

등 부정 인 향의 원인이 되는 경우 바로 교체되어야 한다.

2.7 시 정 조 치

보수와 교체는 CAN/CSA N285-4의 9장 ASME Code Sec. XI IWB-4000

과 EPRI NP-5769의 지침 권고사항에 따른다. 규제기 의 시정조치에 용

하는 요건은 과학기술부 고시 제2001-47호이다. 구조용 볼트 등 기타 나머지

볼트의 보수와 교체는 EPRI TR-104213의 지침 권고사항에 따른다. 평가자

는 시정조치에 해 과학기술부 고시 제2001-47호 요건의 만족여부를 확인한다.

2.8 확 인 차

발 소별 품질보증 차, 검토 인증과정, 행정사항은 과학기술부 고시 제

2001-47호에 따라 이행된다. 평가자는 확인 차, 행정 통제에 해 과학기술

부 고시 제2001-47호 요건의 만족여부를 확인한다.

2.9 행 정 통 제


2.10 운 경 험

가압경수로의 경우 원자로냉각재계통에 사용된 나사고정구는 붕산부식과 응력부

식균열, 피로하 에 의해 손상된다.(미국 NRC Bulletin 82-02, Generic Letter

91-17). 응력부식균열은 핵증기공 계통 기기의 지지 에 설치된 고강도 볼트에

서 발생한다. 볼트와 련된 사고에 한 미국 NRC의 권고사항을 기 로 하여

구축한 볼트 건 성 로그램은 볼트의 신뢰성을 확보하는데 효과 인 수단을

제공하 다. 이러한 로그램은 EPRI NP-5769와 TR-104213에 자세히 기술되어

있다. 가압 수로의 경우 탄소강이 볼트의 재료로 사용되고 고강도강은 사용되지

않아 응력부식균열의 발생가능성은 미미하나 일반부식 발생 가능성이 있다.


사업자는 계속운 과 련하여 다음 사항을 고려해야 한다.

가. 운 경험 반 과 련하여, 미국 NRC Bulletin 82-02에서 제시하도록 하고

있는 보수 차 품질보증 조치, 검사강화, 운 경험 제출 등에 한 자료

를 제시하여야 한다.

나. 본 요건에서 기술하고 있는 NUREG-1339 산업계 권고사항(EPRI-5769

KINS/GE-N11

- 244 -

EPRI TR-104213)을 참조하여 볼트 건 성 로그램을 수립하여야 한

다. 동 로그램에는 경수로 안 심사지침 3.13(나사 고정구)에 참조하고 있

는 운 경험 시정조치 사항(참고자료 일람표로 제시된 미국 NRC

Bulletin, Circulars, Generic Letter, and Notices)의 용성에 한 검토도

포함되어야 한다. 상기와 같은 경수로형 원 의 련 요건을 수로형 특성

을 고려하여 유사사례의 발생 가능성이 검토되어야 한다.

4 . 참고 문 헌




[3] 과학기술부 고시 제2004-13호 "원자로시설의 가동 검사에 한 규정“

[4] 경수로형 원자력 발 소 안 심사지침, 3.13장 “나사 고정구,” KINS-G-001




New York, NY.

[6] EPRI NP-5769, Degradation and Failure of Bolting in Nuclear Power

Plants, Volumes 1 and 2, Electric Power Research Institute, Palo Alto,

CA, April 1988.



[8] NRC Generic Letter 91-17, Generic Safety Issue 79, Bolting Degradation or

Failure in Nuclear Power Plants, U.S. Nuclear Regulatory Commission,

October 17, 1991.

[9] NRC IE Bulletin No. 82-02, Degradation of Threaded Fasteners in the

Reactor Coolant Pressure Boundary of PWR Plants, U.S. Nuclear

Regulatory Commission, June 2, 1982.

[10] NUREG-1339, Resolution of Generic Safety Issue 29: Bolting Degradation

or Failure in Nuclear Power Plants, Richard E. Johnson, U.S. Nuclear

Regulatory Commission, June 1990. NUREG-1801 XI M-64 April 2001

[11] CAN/CSA-N285.4, "Periodic Inspection of CANDU Nuclear Power Plant

Components"

KINS/GE-N11

- 245 -



2.15 증기발생기 세 건 성

1. 평 가 분 야

본 AMP의 목 은 증기발생기 세 의 건 성을 확보하기 함이다. 증기발생

기 세 은 기계 으로 유래되는 덴 , 마모, 충돌손상, 피로 등의 상과 함께

부식 상 즉, 일차냉각수응력부식균열(PWSCC), 이차측 응력부식균열(ODSCC),

입계부식(IGA), 공식, 감육 손 모 (Wastage) 등과 연 되는 세 경년열화를 경

험한 바 있다. 비 괴검사 기술은 발 소 운 기술지침서에 따라 결함으로 인

해 제거 는 보수가 요구되는 세 을 확인하는데 이용된다. 추가 으로 운

기술지침서에 운 설제한치를 두어 다수의 세 설로 진행될 때 설세

의 단을 피하기 한 신속한 조치가 실시 되도록 하고 있다. 운 기술지침

서에는 증기발생기 검사범 빈도, 결함세 막음 보수의 허용기 이

규정되어 있어야 한다. 이와 련하여 캐나다 규격인 CSA/CAN-N285.4 14장

의 “증기발생기 세 검사”에는 검사범 , 주기, 방법 차, 보정시험편, 검

사요원 자격, 결과평가 조치, 허용기 , 건 성평가 그리고 보고요건이 주어

져 있다.

한 수로 발 용사업자는 미국 경수로의 운 지침인 NEI 97-06 “증기발생

기 로그램지침”에 따라 작성되어 재 용 인 “증기발생기 리 로그

램 통합지침서(Integrated Guidelines for Steam Generator Management

Program, SGMP)”와 캐나다의 증기발생기 가동지침인 FFSG(Fitness for

Service Guidelines)를 기반으로 하여 경년열화 리 로그램을 작성해야 한다.

이 로그램에는 여러 가지 산업계지침을 참조하여 방, 검사, 평가, 보수

설감시 조치를 균형있게 반 하여야 한다. SGMP 문서는 (1) 세 의 건 성

이 발 소 허가기반에 맞도록 유지된다는 사실을 보증하기 한 성능기 을

포함하고 (2) 성능기 이 계획된 세 검사 시 항상 만족된다는 을 보증하기

한 감시 보수지침을 포함한다. SGMP 지침은 경년열화기구의 평가를 포

함하는데 여기서는 경년열화기구 각 기구에 한검사 기술, 샘 방침 측

정의 불확실성을 확인하기 하여 유사한 증기발생기 운 경험을 고려하고 있

다. 산업계지침은 차, 탐 자 선택, 해석표 보고기 을 포함하는 작업자

KINS/GE-N11

- 246 -

자격, 해당기술 련 자료의 처리 분석 기 을 제시하고 있다. 성능기

은 구조 건 성, 사고에 의한 설 운 설을 포함한다. 증기발생기 감

시 로그램은 경년열화기구, 검사, 세 건 성평가, 막음, 보수 설감시

뿐만 아니라 일차계통 이차계통 수화학감시 제어 차를 포함해야 한다.



인 증기발생기 세 건 성에 한 로그램은 계속 운 시 재평가되어야 한

다.

2. 평 가 지침

2.1 A M P 의 범

본 로그램 범 는 증기발생기 세 에 따라 정해진다. 본 로그램에는 부식

상과 련된 경년열화를 완화하기 한 다음의 방조치를 포함한다. 경년열

화기구의 평가, 경년열화감지를 한 증기발생기 세 가동 검사, 필요에 따

른 건 성 평가, 막음 보수, 압력경계의 구조 설 건 성 유지를

한 설감시 등. 세 검사범 주기, 막음보수, 설감시는 발 소 기

술지침에 따른다.

2.2 방 조 치

본 로그램은 부식 상과 련된 경년열화를 완화하기 한 방조치를 포함

한다. 가압 수로의 수화학 로그램은 일차계통 수화학 이차계통 수화학에

해 AECL Chemistry Control Design Manual 근거하여 원자로 수화학의 감

시 제어에 바탕을 둔다. 원자로 수화학 로그램 설명 감시, 유지의 평

가 그리고 기술근거에 하여 본 심사지침서 2.7(수화학)에 기술하고 있다.

2.3 감 시 /검 사 변 수

본 로그램의 검사조치는 세 결함 세 건 성 유지에 필요한 이차계통

내부구조물의 경년열화를 감지한다. 결함은 기술지침의 보수 기 에 근거하여

제거하여야 한다. 증기발생기 내부구조물의 경년열화는 시정조치를 해 평가

하여야 한다.


기술지침의 검사요건은 세 경년열화(즉, 경년열화 향)의 발생여부를 감지하

KINS/GE-N11

- 247 -

려는 목 이다. 재 국내 원 에 용 인 SGMP 문서는 경년열화감지용 검

사 로그램에 한 추가지침을 제공한다. 검사 보수기 의 취지는 다음 검

사까지의 운 기간 동안에 세 건 성 유지를 보증하기 함이다.


구조 기 과 사고 설 기 의 만족여부를 결정하기 해 상태감시평가를 수

행한다. 운 기술지침서와 재 국내 원 에 공통 으로 용 인 SGMP 지침

에 따라 정해지는 차기 검사까지의 운 기간동안 구조 건 성과 설 건

성을 확인하기 한 검사이후에 운 평가를 수행한다. 상태감시평가 결과를 이

의 운 평가의 측과 비교함으로써 운 평가의 합성을 검토하기 한 피

드백 효과와 차기운 평가에 반 할 수 있는 부가 인 식견을 얻을 수 있다.

2.6 허 용 기

세 건 성 막음 는 보수기 에 한 평가는 발 소 운 기술지침서에

따라야 한다. 증기발생기 세 의 막음 는 보수 기 은 캐나다 규격인

CSA/CAN-N285.4 제14장의 “증기발생기 세 검사” 는 이 에 심사, 승

인되어 발 소 운 기술지침서에 반 된 기타 기 에 근거를 둔다. 해외 원

의 경우, 특정 환경에서 용 상의 로서 내부 결함에 한 막음 기

는 압기 막음 기 이 있으나 이들 체 막음기 의 용을 해

서는 국내 규제당국의 승인이 요구된다.

일반부식 유동가속부식에 한 허용기 은 심사 승인되어 재 국내 원

에 용 인 SGMP 지침을 따른다. 한 발견되는 이물질은 이러한 상들이

평가를 통하여 허용할 수 없는 세 손상을 일으키지 않는다는 사실이 확인되

지 않는 한 증기발생기로부터 제거해야 한다. 평가는 허용운 기간을 정하는

것이다.

2.7 시 정 조 치

허용기 을 만족치 못하는 결함이 있는 세 은 막거나 보수를 해야 한다. 평가

자는 시정조치에 해 과학기술부 고시 제2001-47호 요건의 만족여부를 확인

한다.

2.8 확 인 차

과학기술부 고시 제2001-47호에 따라 발 소 품질보증 차, 검토 승인 차,

행정 통제 등을 실시하여야 한다. 평가자는 확인 차, 행정 통제에 해

KINS/GE-N11

- 248 -

과학기술부 고시 제2001-47호 요건의 만족여부를 확인한다.

2.9 행 정 통 제


2.10 운 경 험

국내 수로 원 증기발생기에 용 인 “증기발생기 리 로그램”을 기본

으로 하며, 캐나다 원자력학회 주 워크샵이었던 CANDU Life Cycle

Management "HTS Ageing Management"에서 발표된 자료와 CNS 주 증기

발생기 련 국제회의에서 발표된 자료들을 통하여 CANDU 증기발생기의 주

요 결함발생 황, 증기발생기 리 략, 증기발생기 세 건 성 평가에

해 검토해 왔다. 최근의 경험에 의하면 신뢰할 만한 세 경년열화 탐지장비와

한 기술을 사용한 완 한 검사의 수행으로 새로운 형태의 경년열화탐지를

보증하는 것이 요하다. 본 로그램의 실시를 통하여 증기발생기 세 건

성이 계속운 기간동안 발 소 CLB에 맞도록 유지됨을 합리 으로 보장할 수

있게 된다.

캐나다 증기발생기의 규제 안은 검사범 주기를 포함한 검사계획, 기량

검증, 과정에 근거한 승인 체계를 따르는 해결 차, 가동 합성 수명 리

로그램 그리고 방차원의 증기발생기 열화평가이다. CNSC는 기량검증과

련하여 차 기술 타당성의 독립 검토, 산업계 련 기술기 에 따른

비 괴검사원의 검증, 독립인증기 에 의한 기량검증평가와 인증 수행을 요구

한다. CNSC의 스탭들에 의한 해결 차는 CSN/CSA-N285.4의 14 에 규정되

어 있는 과정을 따르게 된다.

한편 증기발생기 세 을 한 가동지침은 평가기간 동안 구조 건 성이 유

지될 것을 요구하고, 상된 축 피폭량과 설평가에 근거하여 용되는

장피폭한계치 사이에 당한 여유가 있음을 보증토록 요구한다. CSN/CSA-

N285.4는 차기 검사 에 벽두께의 40%를 과하는 지시에 해 가동 합성

평가를 요구하고 있는데 상기 지침은 평가 차 허용기 을 제공하고 있지

만 지침의 기술 배경은 재도 개발 에 있다.

CNSC는 방 증기발생기 열화평가 측면에서 재료열화평가에 해 방

근을 장려 이며 사업자는 재료열화가 안 성에 충격을 주지 않도록

한 책의 수립을 강구하여야 한다. 방 증기발생기 열화평가를 한 세부

사항으로 측, 감시, 보수가 이행되어야 하는데 측을 해서는 가동평가가

필수 인 한편 상태감시 가동평가를 해 결정론 방법론 확률론 방

법론이 사용된다. 증기발생기의 건 성과 공공의 신뢰성을 유지하며 에

KINS/GE-N11

- 249 -

한 충격을 피하기 해서는 방사성물질의 유출을 방지하고 증기발생기 세

는 다른 련부품의 손을 피하도록 리되어야 한다.



가. 국내 개별 발 소의 설계 특성 운 경험을 반 하여 행 기술기 에

근거한 검사 로그램으로는 결함의 검출이 어려운 검사취약 부분이 확인되

고 제시되어야 한다.

나. 국내 발 소별로 상기 취약 부분이 검사되고 감시될 수 있는 검사 로그램

이 제시되어야 한다.

4 . 참고 문 헌

[1] CNSC Regulatory Standard S-334, "Ageing Management Programs(AMP)

for NPPs"

[2] CNSC Regulatory Standard S-335, "Requirement for Pressure Retaining

Components"

[3] CNSC Regulatory Guide G-360, "Life Extension of NPPs"

[4] CSN/CSA-N285.4, "Periodic Inspection of CANDU Nuclear Power Plant

Components"

[5] CSN/CSA-N285.7, "In Progress-Balance of Plant Inspection Requirements"

[6] CSN/CSA-N285.8, "Technical Requirements for In-Service Evaluation of

Zirconium Alloy Pressure Tubes in CANDU Reactors."

[7] AECL Chemistry Control Design Manual (DM-XX-03081/01200-DN-001),

Revision 4, 2001.

[8] EPRI TR-102134, PWR Secondary Water Chemistry Guidelines: Revision 6,

Electric Power Research Institute, Palo Alto, CA, Oct. 2004.

[9] EPRI TR-105714, PWR Primary Water Chemistry Guidelines: Revision 5,

Electric Power Research Institute, Palo Alto, CA, Sep. 2003.

[10] EPRI TR-107569, PWR Steam Generator Examination Guidelines: Revision

6, Electric Power Research Institute, Palo Alto, CA, Oct. 2002.

[11] NEI 97-06, Rev. 1, Steam Generator Program Guidelines, Nuclear Energy

Institute, January 2000.

[12] NRC Generic Letter 95-05, Voltage-Based Repair Criteria for Westinghouse

Steam Generator Tubes Affected by Outside-Diameter Stress-Corrosion

KINS/GE-N11

- 250 -

Cracking, U.S. Nuclear Regulatory Commission, August 3, 1995. April

2001 XI M-67 NUREG-1801

[13] NRC Generic Letter 2004-01, Requirements for Steam Generator Tube

Inspections, U.S. Nuclear Regulatory Commission, August 30, 2004.

KINS/GE-N11

- 251 -



2.16 크레인

1. 평 가 분 야

본 AMP의 목 은 경년열화로 인한 원 크 인의 건 성과 운 성 하를

리하기 함이다. 부분의 원 에는 약 50～100개의 크 인을 보유하고 있

으나, 그들 많은 수가 산업용 등 의 크 인이다. 부분이 본 심사지침서

0.0(계속운 심사 일반지침) 2.2 의 범 에 해당되지 않으므로 IPA의 상일

필요는 없다. 보통, 10개미만의 크 인이 본 AMP의 범 에 해당된다. 이러한

크 인은 한 정비지침에 따라 감시되어야 한다.

본 로그램은 주로 리지 트롤리를 구성하는 구조 요소에 한 것이며,

주요 기기는 Structural Girder와 빔(Beam)이다. 본 로그램은 NUREG-0612

에 제시된 요건에 근거한다.

본 로그램은 크 인의 구조물, 계통 기기가 차기 평가기간까지의 기간동

안 정격하 을 충분히 감당할 수 있음을 보증하기 해 성능시험 보수 로

그램의 감시가 완료되었음을 입증해야 한다. 그리고 본 로그램에 따라 수행

되는 검사는 크 인 는 호이스트의 사용이 추가 피로해석결과를 보증하기에

충분한 지 여부를 평가하는 것이다. 크 인의 계통 기기의 많은 부분은 구

동부이거나, 형태가 변경가능하거나, 보증 수명기간에 근거하여 교체될 수 있

는 것으로 분류될 수 있다. 이러한 경우에는 AMR 상에 포함되지 않는다.



인 크 인에 한 로그램은 계속운 시 재평가되어야 한다.

2. 평 가 지침

2.1 A M P 의 범

본 로그램은 본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.2 의 범 에 해당

하는 크 인 트롤리 구조 요소들에 한 일반부식 향과 일계통의

일에 한 마모 향을 리한다.

KINS/GE-N11

- 252 -

본 AMP가 용되는 크 인의 목록이 표로 제시되어야 한다. 표에는 AMP의

상이 되는 부분에 한 정보가 가능한 한 자세히 표시되어야 한다.

2.2 방 조 치

방조치를 지정하지 않으며 크 인 로그램은 검사 로그램이다.

2.3 감 시 /검 사 변 수

본 로그램은 보수 감시 로그램의 유효성과 크 인의 구조 신뢰성에

한 과거 미래의 사용으로 인한 향을 평가한다. 필 요 할 경 우 크 인 인양

횟수와 크기에 해서도 검토한다.


크 인 일과 구조 요소의 열화에 해서는 정기 으로 육안검사를 수행한

다.


감시 경향 악은 크 인 검사 로그램에서는 요구되지 않는다.

2.6 허 용 기

부식이나 마모로 인하여 육안으로 심각한 재료 손실의 징후에 해서는 용

산업기술기 과 우수한 산업계 행에 따라 평가하여야 한다. 크 인은

EOIC#61( 는 최신 개정 ), CMAA#70( 는 최신 개정 ), CMAA#74( 는 최

신 개정 ) 등의 시방서에 정의된 해당 운 등 에 맞도록 설계되었을 것이다.

시방서는 크 인 제작당시의 용한 것을 이용한다.

2.7 시 정 조 치





2.8 확 인 차


KINS/GE-N11

- 253 -

2.9 행 정 통 제


2.10 운 경 험

10 CFR 50.65에 제시된 원 의 보수 향 감시요건 때문에, 크 인에 부식 련

열화기록이 없다. 유사하게 크 인은 설계수명 이상 운 한 경우가 없었으므로

심각한 피로 련 구조 손상이 있었던 이 없다.


사업자는 크 인 운 경험 반 과 련하여 NUREG 1774의 Appendix G (크

인 운 경험)에 제시된 운 경험 사례에 한 검토(미국 NRC Bulletin

76-07, 96-02, Generic Letter 81-07 포함)를 수행하여 그 결과를 제시하여야

한다.

4 . 참고 문 헌



and Records Administration, January 1997.

[2] Crane Manufactures Association of America, Inc., CMAA Specification No.

70, Specifications for Electric Overhead Traveling Cranes, 1970 (or later

revisions).

[3] Crane Manufactures Association of America, Inc., CMAA Specification No.

74, Specifications for Top Running and Under Running Single Girder

Electric Overhead Traveling Cranes, 1974 (or later revisions).

[4] Electric Overhead Crane Institute, Inc., EOCI Specification No. 61, Specifications

for Electric Overhead Traveling Cranes, 1961 (or later revisions).

[5] NUREG-0612, Control of Heavy Loads at Nuclear Power Plants, U.S.

Nuclear Regulatory Commission, 1980.

[6] NRC Regulatory Guide 1.160, Rev. 2, Monitoring the Effectiveness of

Maintenance at Nuclear Power Plants, U.S. Nuclear Regulatory

Commission, March 1997.

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- 254 -

[7] NUREG-1774, " A Survey of Crane Operating Experience at US Nuclear

Power Plants from 1968 through 2002" U.S. Nuclear Regulatory

Commission, 2003.

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- 255 -



2.17 매설 배관 및 탱크 검사

1. 평 가 분 야

본 AMP의 목 은 매설된 탄소강 콘크리트 배 과 탱크의 외부표면을 보

호하여 부식을 완화하기 한 감시 방조치를 수행하고, 경년열화 검사를

통하여 매설된 탄소강 콘크리트 배 과 탱크의 건 성을 확보하기 함이

다. 이 로그램은 (1) 부식완화를 한 방 조치와 (2) 부식에 의한 매설된

탄소강 탱크의 내압능력에 한 향을 리하기 한 주기 인 검사를 포

함한다. 감시 방조치는 NACE Standard RP-0285-95 RP-0169-96에

기 하고 있는 표 산업지침 발 소별 리 로그램을 따라야 하며, 여기

에는 외부코 , 포장(wrapping) 기방식(cathodic protection)계통을 포함하

여야 한다. 정비 기타 이유로 인해 굴착을 한 경우, 해당 매설 배 탱

크에 한 검사를 수행해야 한다.

본 로그램은 경년열화 향 감지를 한 검사빈도 운 경험 반 과 련

된 부분을 제외한 매설기기의 경년열화 리에 용된다. 따라서 평가자는 사업

자의 매설기기 검사빈도 운 경험 반 과 련된 부분을 추가로 평가하여

야 한다.



인 매설배 탱크 검사에 한 로그램은 계속운 시 재평가되어야 한다.

2. 평 가 지침

2.1 A M P 의 범

본 로그램은 매설탱크 배 의 고유 기능에 미치는 부식의 향을 리하

기 한 코 , 포장 기방식과 같은 방조치와 NACE 표 인 RP-0285

-95 RP-0169-96에 근거하는 감시활동에 주안 을 두고 있다. 한, 매설

탄소강 탱크 외부표면의 부식에 의한 재료손실을 주기 으로 검사하기

함이다. 지하수 부식성 토양환경에 노출되는 기기의 재료손실은 일반부식,

KINS/GE-N11

- 256 -

홈(pitting)부식, 틈부식 미생물 향부식에 의해 발생한다. 주기 인 검사는

보수 기타 이유로 인한 굴착을 통해 기기의 검사가 가능한 때 실시한다. 본

로그램의 범 는 발 소 계속운 범 내의 매설기기를 상으로 한다.

본 AMP가 용되는 매설 배 탱크의 목록이 표로 제시되어야 한다. 표에



2.2 방 조 치

산업계 지침에 따라 매설 배 탱크는 설치시에 배 이 부식성 토양 환경

에 하는 것을 방지하기 하여, 유리섬유와 크라 트 종이(시멘트 포장지

등)로 외부를 싼 콜타르에나멜, 폴리리핀 테잎코 , 용착에폭시코 과 같은 보

호 코 을 한다. 기방식계통은 배 과 탱크의 양극(anode)으로부터 류를

일으켜 코 결함 부분의 부식을 막아 으로써 배 , 탱크 는 부품 외부코 의

작은 구멍을 통한 부식성 토양 환경과의 에 의한 부식을 완화시켜 다.

2.3 감 시 /검 사 변 수

본 로그램에서는 표 산업기 에 따라, 코 기방식 계통의 유효성을

결정하기 하여 코 도성(conductance)을 측정하고 배 과 토양사이의

차를 감시한다. 코 상태의 육안검사를 한 벨 홀(bell hole)검사를 실시하

며, 매설 탄소강 배 과 탱크 외부표면의 부식손상과 직 연 성이 있는 코

포장 건 성과 같은 변수들을 육안 검을 통하여 감시한다. 코 면의 홈

(pitting) 기타 손상과 같은 포장손상 코 결함은 배 탱크의 외부

표면에 한 부식 손상 가능성의 지표가 된다.


코 과 포장은 설치 는 운 시 손상될 수 있으므로, 기방식계통은 그러한

손상부 에서의 부식발생을 막는데 주안 을 두고 있다. 운 코 과 포장부

의 경년열화가 발생하면 한 기방식 압을 유지하기 하여 기방식

정류기는 더 많은 류를 요구하게 되며, 요구 류의 상승은 코 과 포장부 경

년열화의 징후가 된다. 경년열화발생 치를 찾기 하여 배 과 토양사이의

압을 근 간격으로 감시한다.

외표면 부식 발생을 확인하고 의도된 기능을 유지하고 있는지 확인하기 한

유효한 방법으로써, 부식이 의심되는 부분에 한 주기 인 검사를 통하여 코

과 포장이 건 한지 확인한다. 보수를 하여 굴착을 하는 경우에는 매설 배

KINS/GE-N11

- 257 -

탱크에 한 검사를 수행한다. 검사 상 치는 부식의 가능성이 가장

높거나 과거 부식이 발생되었던 곳으로 한다. 그러나 검사빈도는 발 소 별로

운 경험에 따라 다르므로 사업자가 제안하는 검사 빈도를 연장운 기간에

하여 추가로 평가하여야 한다.


시간에 따른 코 도성(conductance)변화 는 시간에 따른 요구 류량변화

를 감시하면 기설정치(predetermined value)와의 비교를 통하여 코 과 기방

식계통의 상태를 알 수 있으며 이 의 검사 결과를 이용하여 부식이 의심되는

치를 확인한다.

2.6 허 용 기

NACE 표 RP-0285-95 RP-0169-96의 허용 산업기 에 따라 코 과

기방식 계통의 상태를 매년 평가하여 기설정치와 비교하며, 코 포장에

한 경년열화의 발생이 확인된 경우, 발 소 시정조치 차에 따라 보고하고 평

가하여야 한다. 한 콘크리트 은 균열, 이음부 부식 기타 손상이 없어야

한다.

2.7 시 정 조 치




인한다.

2.8 확 인 차


2.9 행 정 통 제


2.10 운 경 험

매설배 외경부의 부식에 의한 손상이 계속운 종료시 훨씬 이 에 발견

되어 왔다. 반면, 코 기방식설비가 설치된 매설배 은 계속운 종료후

에도 부식이 발생하지 않았다. 그리고 NACE 표 을 비원자력 계통에 용해

KINS/GE-N11

- 258 -

본 운 경험상 매설배 탱크의 감시에 한 본 로그램의 유효성이 입

증되었다. 한, 운 경험상 여기에 기술한 매설배 탱크의 검사에 한

로그램이 매설된 탄소강 배 탱크의 외부 표면부식을 리하는데 효과

이다. 이를 해 열화 상 검 보수 차의 확립, 평가 상목록 작성

리 등의 주요 경년열화 리방안이 반 되고 운 되어야 한다. 그러나 검

사빈도는 발 소별로 각 운 경험에 따라 다르므로, 계속운 기간에 해 추

가로 사업자의 운 경험을 평가하여야 한다.


해당사항 없음.

4 . 참고 문 헌


[2] NACE Standard RP-0169-96, Control of External Corrosion on Underground

or Submerged Metallic Piping Systems, 1996.

[3] NACE Standard RP-0285-95, Corrosion Control of Underground Storage

Tank Systems by Cathodic Protection, Approved March 1985, revised

February 1995. April 2001 XI M-91 NUREG-1801

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- 259 -



2.18 지상의 탄소강 탱크

1. 평 가 분 야

본 AMP의 목 은 경년열화로부터 지상 탄소강 탱크의 건 성을 보장하기

함이다. 본 로그램은 탱크 표면을 표 산업기 에 합한 페인트 코 으

로 보호하여 부식을 경감시킬 수 있는 방 인 수단을 제시하며, 한 보호

페인트 는 코 의 손상감시를 한 주기 인 계통 장 검(walkdown)을

포함한다. 그러나 지상 는 콘크리트 에 설치된 장탱크의 경우, 탱크 바

닥처럼 근하기 어려운 치에서 부식이 발생할 수 있다. 따라서 근이 어려

운 치에서 한 손상이 발생하지 않으며 기기의 의도된 기능이 계속운

기간동안에 유지된다는 것을 확인하기 해 경년열화 리 로그램의 타당성

이 입증된다. 허용할 수 있는 입증 방법으로는 탱크 바닥의 두께측정을 들 수

있다.



인 지상의 탄소강 탱크에 한 로그램은 계속운 시 재평가되어야 한다.

2. 평 가 지침

2.1 A M P 의 범

본 로그램은 (1) 페인트와 코 으로 탄소강 탱크의 외부를 보호함으로써 부

식을 경감시키는 방조치 그리고 (2) 부식이 탱크의 의도된 기능에 미치는

향을 리하기 한 주기 인 계통 장 검 등으로 구성되어 있다. 장 검

은 탱크 체 외부표면부터 흙 는 콘크리트와 하고 있는 부분까지 수행

한다.

본 AMP가 용되는 지상의 탄소강 탱크의 목록이 표로 제시되어야 한다. 표

에는 AMP의 상이 되는 부분에 한 정보( 를 들어, 배 의 경우 배

치, 배 재질, 배 크기 등)가 가능한 한 자세히 표시되어야 한다.

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- 260 -

2.2 방 조 치

산업체 기 에 따라 환경에 노출된 탱크의 외부표면을 보호하여 부식을 경감

시키기 해 탱크 외부에 보호 페인트 는 코 을 한다. 탱크와 콘크리트

는 지표 기 사이 경계의 폐체와 채움재는 탱크 바닥표면과 기 와의 경계

를 통해 부식을 발생시킬 수 있는 물과 습분을 차단하여 바닥 표면의 부식을

경감시킨다.

2.3 감 시 /검 사 변 수

코 , 폐체 채움재의 손상은 재질 손실의 가능성 직 으로 련되므

로, 본 로그램에서는 주기 인 계통 장 검을 통하여 이러한 손상을 감시

한다.


탄소강 외부 표면의 손상은 외부의 페인트나 코 그리고 기기와 콘크리트 경

계사이의 폐체 채움재의 손상이 되지 않는 한 발생하지 않는다. 따라서

페인트, 코 , 폐체 그리고 채움재 등이 건 한지를 확인하는 주기 인 계통

장 검은 기기의 외부 표면에 한 부식 향을 리하는 유용한 방법이다.

그러나 부식은 탱크 바닥 표면과 같이 근이 어려운 치에서 발생할 수 있

다. 따라서 한 손상이 발생하지 않는다는 것을 입증하고 계속운 기간동

안에 기기의 의도된 기능이 유지된다는 것을 입증하기 하여 탱크 바닥의 두

께측정을 수행한다.


지상 외부표면의 부식 향은 육안으로 탐지할 수 있다. 운 경험에 의하면, 매

계획 방정비기간마다 수행되는 계통 장 검을 통해 경년열화의 향을

시에 탐지할 수 있다. 탱크 바닥의 두께 측정을 통하여 지하 표면의 부식 향

을 탐지할 수 있고, 만약 한 재질 손실이 탐지된다면 이를 감시하고 경향

을 추 한다.

2.6 허 용 기

페인트, 코 , 폐체 그리고 채움재에서 손상이 발생하면 추가 인 평가가 필

요하다. 손상은 페인트나 코 의 균열, 벗겨짐 그리고 폐체와 채움재 건조,

균열 유실 등을 포함한다. 탱크 바닥의 두께 측정값은 설계 두께와 부식 여

유도를 고려한 값으로 평가한다.

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- 261 -

2.7 시 정 조 치




인한다.

2.8 확 인 차


2.9 행 정 통 제


2.10 운 경 험

코 의 벗겨짐과 같은 손상이 미국 NRC Generic Letter 98-04에 제시한 바와

같이 안 련 계통 구조물에서 발생된 바 있다. 콘크리트와 속 경계부,

모래와 속 경계부에서의 부식손상은 미국 NRC Information Notice 89-79,

Supplement 1과 미국 NRC Information Notice 86-99, Supplement 1에서 제시

한 바와 같이 속 격납용기에서 발생된 바 있다. 한 월성 1호기 PSR에서

EPS Fuel Oil Day Tank 하부에서 발생한 핀홀 벨게이지 연결부에서 부

식에 의한 유가 발생하는 것이 조사되어 이를 스테인리스강 재질의 탱크로

교체한 바 있다.


해당 없음

4 . 참고 문 헌

[1] NRC Generic Letter 98-04, Potential for Degradation of the Emergency

Core Cooling System and the Containment Spray System after a

Loss-of-Coolant Accident Because of Construction and Protective Coating

Deficiencies and Foreign Material in Containment, U.S. Nuclear

Regulatory Commission, July 14, 1998.

[2] NRC Information Notice 86-99, Degradation of Steel Containments, U.S.

Nuclear Regulatory Commission, December 8, 1986.

[3] NRC Information Notice 86-99, Supplement 1, Degradation of Steel Containments,

U.S. Nuclear Regulatory Commission, February 14, 1991.

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- 262 -

[4] NRC Information Notice 89-79, Degraded Coatings and Corrosion of Steel

Containment Vessel, U.S. Nuclear Regulatory Commission, December 1,

1989.

[5] NRC Information Notice 89-79, Supplement 1, Degraded Coatings and

Corrosion of Steel Containment Vessel, U.S. Nuclear Regulatory

Commission, June 29, 1990. April 2001 XI M-93 NUREG-1801

[6] 월성 1호기 주기 안 성평가(PSR) 보고서, “II. 구조물. 계통. 기기”

KINS/GE-N11

- 263 -



2.19 연료유 화학

1. 평 가 분 야

본 AMP의 목 은 경년열화로부터 연료유 장탱크의 건 성을 보장함으로써

연료유가 사용되는 기기의 운 신뢰성을 확보하기 함이다. 이 로그램에는

(1) 부식완화를 한 감시 보수 차와 (2) 본 로그램의 타당성을 입증하

고 경년열화 향이 없음을 확인하기 한 수단을 포함해야 한다. 연료유의 품

질은 ASTM D1796, D2276, D2709, D4057 ( 는 이와 동등한 KS의 지침),

Reg. Guide 1.137에 따라 연료유의 오염을 감시하고 제어함으로써 유지되어야

한다. 새로운 오일을 장탱크에 보충하기 에 품질 확인을 하거나 주기 인

배유 탱크 청소를 함으로써, 수분이나 미생물 유기체 같은 연료유의 오염물

질에 노출되는 것을 최소화해야 한다. 그러나 탱크하단의 오염물질이 모이는

곳은 부식이 발생하기 쉽기 때문에, 계속운 기간 동안 심각한 경년열화가 발

생하지 않고 기기 의도된 기능의 유지된다는 것을 보증하기 해, 본 경년열화

리 로그램의 타당성이 입증되어야 한다. 허용할 수 있는 입증 방법으로는

탱크 바닥의 두께측정을 들 수 있다.



인 연료유 감시에 한 로그램은 계속운 시 재평가되어야 한다.

2. 평 가 지침

2.1 A M P 의 범

본 로그램은 디젤 연료유 탱크 내부 표면의 일반부식, 틈부식 미생물

향 부식을 야기하는 조건을 리하는데 을 둔다. 본 로그램은 탱크 내부

표면이 잠재 으로 수분과 미생물 유기체에 오염된 연료유에 노출되는 것을

이는 역할을 할 것이다.

본 AMP가 용되는 기기의 목록이 표로 제시되어야 한다. 표에는 AMP의


KINS/GE-N11

- 264 -

2.2 방 조 치

연료유의 품질은 생물학 작용을 감소시키기 한 살생제(biocide)의 첨가, 디

젤 연료유의 생물학 손상을 방지하기 한 안정제, 부식완화를 한 부식 억

제제에 의하여 유지된다. 주기 인 탱크 세정으로 침 물을 제거하고 탱크바닥

에 축 된 수분의 주기 인 배유를 통하여 수분량 시간을 인다. 따라

서 이러한 조치는 디젤 연료유 탱크내 부식을 이는데 효과 이다. 코 을 하

게 되면 탱크 내면이 수분이나 미생물 유기체와 으로부터 보호하여 부식

을 방지 는 완화하는 효과가 있다.

2.3 감 시 /검 사 변 수

본 로그램은 연료유 품질과 탱크 내부 표면의 재료손실을 야기시키는 연료

유의 수분과 미생물 유기체의 양(level)을 감시한다. ASTM D4057이 연료유

샘 링 지침으로 사용된다. ASTM D1796과 D2709는 디젤 연료유의 수분과

침 물 오염 정도를 결정하는데 사용된다. 개개의 미립자를 정하는 데에는 수

정된 ASTM D2276 방법 A가 사용된다. 수정사항은 기공크기가 0.8㎛ 신 3.0

㎛의 필터를 사용하는 것으로 되어있다. 이것은 탱크의 구조 건 성에 련

된 주요변수가 된다.


디젤 연료유 탱크의 경년열화는 탱크 내면이 연료유 의 수분이나 미생물 유

기체와 같은 오염물질에 노출되지 않으면 발생하지 않는다. 상기 2.3항에 기술

한 디젤 연료유 련 기 을 수하고 주기 으로 여러 가지 방법의 시료채취

검사를 실시하면 연료유의 오염을 허용 수 이하로 유지할 수 있다. 세정

을 해 배유한 탱크 내면은 잠재 가능한 경년열화를 탐지하기 해 육안검사

를 수행한다. 그러나 오염물이 축 되는 곳에는 부식이 일어날 수 있으므로 탱

크 바닥 표면에 해서는 음 탐상검사를 이용한 두께 측정을 통하여 심각

한 경년열화가 발생하지 않았음을 확인한다.


어도 분기별로 수분, 생물학 작용 는 미립자 오염물질의 축 을 감시하

고 경향을 악한다. 한 연료유 계통기기(연료이송펌 , 연료공 펌 , 연료

분사펌 , 연료분사기)에 해 매주기 육안검사를 실시하고 4-5년마다 분해

검을 실시함으로써 부식으로 인한 손상이 리될 수 있도록 한다. 산업계의 운

경험상 분기별 연료유를 샘 링을 하여 분석하면 의도된 기능의 잠재 상

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- 265 -

실 이 에 디젤연료유 탱크 내면의 부식을 발생하게 하는 조건들에 한 기

에 감지가 가능하다.

2.6 허 용 기

ASTM D4057은 연료유 샘 링 지침으로 사용된다. ASTM D1796 D2709

는 디젤 연료유의 수분과 침 물 오염을 결정하는 지침으로 활용된다. 수정된

ASTM D2276방법 A는 미립자의 결정에 사용된다. 수정내용은 사용하는 필터

의 기공크기를 0.8㎛ 신 3.0㎛로 변경하는 것이다.

2.7 시 정 조 치

해당 시정조치는 발 소 품질보증 로그램에 따라 실시한다. 로서, 시정조

치는 연료유 기 의 특정 제한치를 과하 거나 주기 인 감시를 해 배유

시 수분이 확인되었을 때 재발방지를 해 실시한다. 한, 생물학 작용의

존재가 확인되면 연료유에 살생제를 투여한다. 평가자는 시정조치에 해 과학

기술부 고시 제2001-47호 요건의 만족여부를 확인한다.

2.8 확 인 차

발 소 품질 보증 차, 검토 승인 차, 행정 통제는 과학기술부 고시

제2001-47호의 요건에 따라 실시한다. 평가자는 확인 차, 행정 통제에 해


2.9 행 정 통 제


2.10 운 경 험

미국의 일부 원 에서의 운 경험상 연료유에서의 수분, 미립자 오염, 생물학

오염이 확인되었다. 그러나 오염에 향을 만한 연료유 계통기기(연료이송

펌 , 연료공 펌 , 연료분사펌 , 연료분사기)의 손상 는 확인되지 않았다.


해당 없음.

4 . 참고 문 헌

[1] ASTM D 1796-97, Standard Test Method for Water and Sediment in Fuel

KINS/GE-N11

- 266 -

Oils by the Centrifuge Method, American Society for Testing Materials,

West Conshohocken, PA.

[2] ASTM D 2276-00, Standard Test Method for Particulate Contaminant in

Aviation Fuel by Line Sampling, American Society for Testing Materials,

West Conshohocken, PA.

[3] ASTM D 2709-96, Standard Test Method for Water and Sediment in

Middle Distillate Fuels by Centrifuge, American Society for Testing

Materials, West Conshohocken, PA.

[4] ASTM D 4057-95(2000), Standard Practice for Manual Sampling of

Petroleum and Petroleum Products, American Society for Testing

Materials, West Conshohocken, PA.

[5] Reg. Guide 1.137, Fuel-Oil Systems for Standby Diesel Generators, 1979

KINS/GE-N11

- 267 -



2.20 수 리

1. 평 가 분 야

본 AMP의 목 은 가압 수형 원 의 냉각재계통에 사용되는 냉각재로서의

수에 해 계통장입 최소량 유지를 한 수 설량 소모량의 감소를

달성하기 함이다.



인 수 리 로그램은 계속운 시 재평가되어야 한다.

2. 평 가 지침

2.1 A M P 의 범

본 로그램에는 수 리를 해 계통 장 , 재고 리, 수의 소모 회수

에 한 내용을 포함해야 한다. 이에 앞서 발 소에서 취 되는 모든 수는

계통별 수순도 삼 수소 농도를 기록하여 보 ‧ 리하여야 하며 발 소

운 시 다음과 같은 사항이 반 되어야 한다. (1) 수계통에서 배 의 결합

은 기계결합 보다는 용 을 하여 사용하며 설방지가 가능한 밸 와 펌 를

사용토록 한다. (2) 설되는 수는 회수, 수집하여 재사용한다. (3) 수계통

을 포함하는 건물은 폐하고 환기를 인다. (4) 원자로건물을 건조시키고,

설되는 증기를 비롯하여 배출공기에 함유된 수도 회수한다. 운 수

리는 계통장 으로부터 시작되는데 CANDU-600MW 발 소의 기 장 수

량은 약 470톤(냉각재계통: 약 200톤, 감속재계통: 약 270톤)이다. 수 재고

리를 한 재고량 측정의 목 은 정 보유량 악, 수요‧공 에 한 기 자

료 확보 설과 소모에 한 정보획득이며 통상 ‘ 수재고 측정 로그램’이

란 산 로그램을 사용하고 월 1회의 검사주기를 갖는다. 수소모는 액상과

기상으로 나뉘며 액상의 경우 건물 내 액체 수 회수설비/장비로 회수하고 기

상의 경우는 수증기회수계통에서 회수하는데 소량의 미회수 수가 증기

는 폐액상태로 발 소 연돌 는 액체폐기물계통으로 소모되는 것을 말한다.

KINS/GE-N11

- 268 -

한편 수 설은 정상 비정상의 두 경우로 구분되는데 정상 설은 정상가

동 의 수소모량과 수회수량의 합으로 산정되며 비정상 설은 기기결함

등에 의해 설되는 경우이다.

본 로그램에는 (1) 수재고 측정을 한 산 로그램의 성과 입력인자

로서 수용기 수 , 수농도, 압력, 온도 등의 결정방법, (2) 소량 소모

설 치확인을 한 검사 요건 차, (3) 수 회수 수집계통 구조물

기기의 의도된 기능이 충분히 수행된다는 것을 보증하기 한 공학 평가와

시정조치사항 등이 포함되어야 한다.


는 AMP의 상이 되는 부분에 한 정보( 를 들어, 배 /밸 /펌 의 기계

결합부 치, 재질, 크기 등)가 가능한 한 자세히 표시되어야 한다.

2.2 방 조 치

수 설이 발생 가능한 치를 주기 으로 감시하고, 만약 수 설이 발생

하면 히 수를 회수하고 손상부 를 보수함으로써 수재고를 보 함은

물론 설을 최소화하는 것이 수의 손실을 방하고 완화하게 한다. 방조

치로는 련 계통의 기계 결합부를 최소화하여 설확률을 감소시키기 한

설계변경 운 차 개선이 포함되고, 경년열화로 인한 용 재료의 손상이

상되는 부분에 해 기계 성질이 우수하며 부식 항성이 큰 재질을 사용

하는 것과 주기 인 검사를 통한 방이 포함된다.

2.3 감 시 /검 사 변 수

수재고 보 을 해서는 수 설 감시장치를 통해 구조물 기기의 경년

열화에 따른 부식 등의 재료손상에 의한 의도된 기능의 상실 여부를 감시해야

한다. 운 연수가 증가함에 따라 수 내에 삼 수소의 농도가 높아지게 되므

로 건물 내 공기 의 삼 수소를 연속감시하거나 계통 설발생가능 치에

한 육안 검을 통해 수 설은 육안으로 확인이 가능하다.


수 리에 있어 경년열화가 향을 미칠 수 있는 분야는 수의 공 , 회수

수집, 세정 승 계통이다. 이들 계통에서의 구조 건 성 유지는 수

재고의 보 을 해 필수 인데 구조 건 성을 확인하는 방법 차들은

본 지침서의 2.1 ‘안 등 기기의 가동 검사’ 등에서 언 하고 있다.

KINS/GE-N11

- 269 -


정상운 기간 발 소의 수 리는 주기 으로 수행되며 필요에 따라 수

시로 수재고를 조사한다. 수재고 감시결과로서 나타난 수소모 발생 시

수형태, 소모경로, 소모측정지 , 소모원인 등을 포함한 경향분석을 실시하여

야 한다.

2.6 허 용 기

설된 수는 회수하여 처리 후 재사용하는데 구 으로 회수가 불가능한

수 손실에 해서 연간 수소모량은 정상운 시 체 계통수의 약 1% 이

내로 유지하여야 한다.

2.7 시 정 조 치

수재고 리 시 불만족 사항으로는 허용기 을 벗어난 증수 소모량의 발생

는 기치 않은 수 설사고이다. 설부 부식 치가 확인되면 보

수, 교체 등 련 차에 따라 한 조치를 수행해야 하며 손상의 재발을 방

지하는 로그램이 수립되어야 한다. 이러한 조치사항에는 (1) 부식손상의 요

인이 되는 수 설확률 감소와 (2) 설 방이 가능한 밸 /펌 의 사용

는 배 보수 시 용 을 하거나 부식 항이 큰 재질의 사용 등과 같은 원 의

재 설계 운 차의 변경을 포함하고 있다. 평가자는 시정조치에 해


2.8 확 인 차

발 소별 품질보증 차, 검토 승인과정, 행정 통제 차는 과학기술부 고

시 제2001-47호에 따라 수행하여야 하며 연장운 기간동안에도 유지되어야

한다. 평가자는 확인 차, 행정 통제에 해 과학기술부 고시 제2001-47호

요건의 만족여부를 확인한다.

2.9 행 정 통 제


2.10 운 경 험

월성 원 들의 수재고 리상태는 최근 수년 동안 만족할만한 실 을 보여

왔다. 그러나 상업가동 후 재까지의 수 설사례에서 분석된 바와 같이 기

기 부품의 경년열화로 인한 손상이 간헐 으로 발생하고 있는바 설비개선

KINS/GE-N11

- 270 -

정비 차의 수와 같은 설 감화 노력이 지속되어야 한다. 한편 국내

가압 수로형 원 의 경우 설된 수는 부분 회수되고 있으며 회수된

수는 승 처리하여 재사용하고 있다.



가. 국내‧외 발 소들의 계통, 기기, 구조물의 재질 등의 설계 특성 설이력

등을 포함한 운 경험을 종합 으로 반 하여 설발생이 가능한 취약 부분

이 확인되고 제시되어야 한다.

나. 발 소별 수재고 리 종합 로그램을 수립하고 로그램의 구성요소별

내용을 설정하고 유지하여야 한다.

4 . 참고 문 헌




[3] 과학기술부 고시 제2004-13호 "원자로시설의 가동 검사에 한 규정“

[4] 한국수력원자력(주), “ 수 리 백서”, 2001

KINS/GE-N11

- 271 -



2.21 개방형 냉각수 순환계통

1. 평 가 분 야

본 AMP의 목 은 개방형 냉각수 순환(Open Cycle Cooling Water, OCCW)

계통의 경년열화 향을 계속운 기간동안 히 리하기 함이다. 본

로그램에는 개방형 냉각수 순환계통 혹은 동 계통에 의해서 운 되는 구조물

기기에서의 생물학 오염(biofouling), 부식, 침식, 보호코 손상 그리고

silting으로 인해 유발된 경년열화의 향을 리하기 한 감시 리기법

이 포함되어야 한다.



인 개방형 냉각수 순환계통에 한 로그램은 계속운 시 재평가되어야 한다.

2. 평 가 지침

2.1 A M P 의 범

본 로그램은 미시 는 거시 유기체 다양한 부식 메커니즘으로 인한 재

료손실 오염의 경년열화 향을 검토한다. 용수계통 특성은 각 설비마다 독

특하기 때문에, 개방형 냉각수 순환계통은 안 련 계통, 구조물 기기에서

부터 발생한 열을 최종 열제거원으로 달하는 계통으로 정의되며, 동 계통에

한 계속운 평가는 표 인 피동형 기기인 열교환기를 상으로 수행한다.

평가 상 열교환기에는 품질보증에 한 규정에 따라 Q등 (안 성등 품목)

T등 (안 성 향등 품목)으로 분류된 것은 필수 으로 포함되어야 하

며, 이외 등 에 해당하는 열교환기에 해서는 기존 운 경험 연구결과를

반 하여 상 선정이 이루어져야 한다. 동 계통에 사용되는 능동형 기기인 펌

밸 에 한 경년열화 향 평가는 본 심사지침서 4.3(능동형기기의 경년

열화 리계획)에 따르며, 배 의 경우에는 본 심사지침서 2.0(경년열화 리

로그램 평가 일반지침) 2.18(매설배 탱크 검사)에 따른다.

본 경년열화 리 로그램에는 (1) 동 계통의 열교환기에서 발생할 수 있는

KINS/GE-N11

- 272 -

생물학 오염의 상태 감시 방/ 리 로그램 (2) 열교환기의 열 달 성

능을 확인하기 한 시험 로그램 (3) 생물학 오염, 부식, 침식, 보호코

손상 silting이 개방형 사이클 냉각수 계통에 의해 운 되는 안 련 계통

의 성능을 하시킬 수 없다는 것을 입증하기 한 정기검사 정비 로그

램 (4) 인허가 기 을 따른다는 것을 입증하기 한 계통 장검사 (5) 정비,

운 그리고 교육훈련/ 차의 검토를 포함해야한다.

2.2 방 조 치

열교환기는 열악한 냉각수 환경에 노출된 속모재 표면을 보호하기 해

한 재료로 제작되거나 라이닝 혹은 코 되어야 한다. 생물학 오염종들이

존재할 가능성이 있을 때마다 화학약품 처리와 같은 리/ 방 조치 는 가

끔씩 사용하는 열교환기 세정과 같은 상태 성능감시 로그램이 포함되어

야 한다. 화학약품 처리는 미생물 부식 거시 생물학 오염종( 를 들어 홍

합, 굴 는 조개)의 축 을 완화한다. 주기 인 열교환기 세정은 생물학 오

염 약품, 부식 생성물 silt 을 제거한다.

2.3 감 시 /검 사 변 수

생물학 오염 약품, 부식 생성물 silt의 축 은 열교환기 성능에 악 향을

미친다. 열교환기 내부의 라이닝 혹은 코 ( 용 가능할 경우)의 청결과 재료

건 성은 열 달 성능을 보장하기 하여 주기 으로 검사, 감시 는 시험되

어야 한다. 본 로그램은 (1) 생물학 오염 약품, 부식 생성물 silt의 축

을 제거 (2) 결함이 있는 보호코 의도된 안 기능의 성능에 악 향을 미

칠 수 있는 열교환기 부식 감지를 보장한다.

2.4 경 년 열 화 향 감 지

생물학 오염, 코 손상 재료상태 하에 한 검사가 수행되어야 한다.

육안검사가 일반 으로 수행되나 음 탐상시험, 와 류탐상시험 그리고 열

달 성능 시험과 같은 비 괴 시험은 필요시 표면 상태 감육 정도를 측정하

는 효과 인 방법이다.


성능과 계통 기기의 성능 하를 평가하기 한 시험은 최소 매 5년마다 수행

되어야 하며, 시험주기는 신뢰도 분석, 운 유형, 운 주기 기기 사용년수

에 근거하여 조정될 수 있다. 검사 혹은 비 괴시험은 용 가능한 경우 생물

KINS/GE-N11

- 273 -

학 오염 정도, 표면코 상태, 국부 공식의 크기 미생물 부식의 양을 결

정해야 한다. 열 달 시험 결과는 발 소 시험 차에 문서화되고 한 그룹

에 의해 분석 검토되어야 한다.

2.6 허 용 기

개방형 냉각수 순환계통의 허용기 은 다음과 같다.

가. 해당 열교환기의 성능 최소안 여유도가 유지되어야 한다.

나. 해당 열교환기에 한 경년열화 완화 책 리계획이 히 수립되어야

한다.

2.7 시 정 조 치

허용기 을 만족하지 않는 경우 시험이나 검사결과를 평가하고 발 소 행정

차에 따라 문제 이나 상태 보고서가 작성되어야 한다. 시정조치 로그램은

품질에 악 향을 미치는 조건들이 즉시 시정된다는 것을 입증해야 한다. 품질

에 악 향을 미치는 것으로 평가되었다면 원인이 결정되어야 하고 반복되지

않도록 시정계획이 수립되어야 한다. 평가자는 시정조치에 해 과학기술부 고

시 제2001-47호 요건의 만족여부를 확인한다.

2.8 확 인 차

발 소 품질보증 차, 검토 승인과정, 그리고 행정통제는 과학기술부 고시

제2001-47호의 요건을 따라야 한다. 평가자는 확인 차, 행정 통제에 해


2.9 행 정 통 제


2.10 운 경 험

상당한 미생물 부식(미국 NRC Information Notice 85-30), 보호코 손상(미국

NRC Information Notice 85-24) 오염(미국 NRC Information Notice 81-21,

86-96)이 많은 열교환기들에서 확인되고 있다. 미국 NRC Generic Letter

89-13 규제지침은 략 10년 동안 이행되어 왔고, 개방형 냉각수 순환계통에

의해서 운 되는 열교환기에서 생물학 오염, 부식, 침식, 보호코 손상

silting에 의한 경년열화 향을 리하는데 효과 이었다.

KINS/GE-N11

- 274 -


국내원 열교환기에서 발생한 사고의 부분이 열 설과 련된 것이므

로, 생물학 오염물질의 축 으로 인한 열 손상을 방지하기 한 검이

수행되어야 하고, 이를 통해 계속운 에 따른 안 여유도를 확보되어야 한다.

다만 검주기는 신뢰도 분석, 운 유형, 운 주기, 는 기기 사용년수에 근거

해서 조정될 수 있다.

4 . 참고 문 헌

[1] NRC Generic Letter 89-13, Service Water System Problems Affecting

Safety-Related Equipment, U.S. Nuclear Regulatory Commission, July 18,

1989.

[2] NRC Generic Letter 89-13, Supplement 1, Service Water System Problems

Affecting Safety-Related Equipment, U.S. Nuclear Regulatory Commission,

April 4, 1990.

[3] NRC Information Notice 81-21, Potential Loss of Direct Access to Ultimate

Heat Sink, U.S. Nuclear Regulatory Commission, July 21, 1981.

[4] NRC Information Notice 85-24, Failures of Protective Coatings in Pipes

and Heat Exchangers, U.S. Nuclear Regulatory Commission, March 26,

1985.

[5] NRC Information Notice 85-30, Microbiologically Induced Corrosion of

Containment Service Water System, U.S. Nuclear Regulatory Commission,

April 19, 1985.

[6] NRC Information Notice 86-96, Heat Exchanger Fouling Can Cause Inadequate

Operability of Service Water Systems, U.S. Nuclear Regulatory Commission,

November 20, 1986.

[7] ASME OM S/G PART2, Requirement for Performance Testing of Nuclear

Power Plant Closed Cooling Water Systems, 1990.

KINS/GE-N11

- 275 -



2.22 밀폐형 냉각수 순환계통

1. 평 가 분 야

본 AMP의 목 은 폐형 냉각수 순환(Closed Cycle Cooling Water, CCCW)

계통의 경년열화 향을 계속운 기간동안 히 리하기 함이다. 본

로그램은 부식을 최소화하기 하여 동 계통의 부식 방지제 농도를 련 기술

기 의 허용제한치 내로 유지하는 것에 근거한다. 폐형 냉각수 순환계통의

경우 계통 기기 성능을 평가하기 해 성능시험 검사가 수행되어야 하

며, 이러한 조치들은 폐형 냉각수 순환계통에 의해서 운 되는 계통 기기

가 고유의 기능을 납득할 수 있게 수행할 수 있음을 입증해야 한다.



인 폐형 사이클 냉각수계통에 한 로그램은 계속운 시 재평가되어야 한

다.

2. 평 가 지침

2.1 A M P 의 범

폐형 냉각수 순환계통은 수화학이 리되고 열제거원으로 직 열이 방출되

지 않으면서 요한 오염원에 향을 받지 않는 용수계통의 일부로 정의된다.

동 조건을 만족하지 않는 계통은 개방형 냉각수 순환계통으로 간주된다. 폐

형 냉각수 순환계통에 한 계속운 평가는 표 인 피동형 기기인 열교환

기를 상으로 수행한다. 평가 상 열교환기에는 품질보증에 한 규정에 따라

Q등 (안 성등 품목) T등 (안 성 향등 품목)으로 분류된 것은 필

수 으로 포함되어야 하며, 이외 등 에 해당하는 열교환기에 해서는 기존

운 경험 연구결과를 반 하여 상 선정이 이루어져야 한다. 동 계통에 사

용되는 능동형 기기인 펌 밸 에 한 경년열화 향 평가는 본 심사지침

서 4.3(능동형기기의 경년열화 리계획)에 따르며, 배 의 경우에는 본 심사지

침서 2.0(경년열화 리 로그램 평가 일반지침) 2.18(매설배 탱크 검

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- 276 -

사)에 따른다.

본 AMP는 (1) 부식을 최소화하기 한 방조치 (2) 부식이 기기의 고유

기능에 미치는 향을 감시하는 성능 시험 검사를 포함해야 한다.

2.2 방 조 치

본 로그램은 부식을 최소화하기 해 한 재료 사용, 속모재 표면을 보

호하기 한 라이닝 는 코 그리고 계통 부식 방지제 농도를 련 기술기

의 허용제한치 내로 유지하는 것과 연 이 있다.

본 로그램은 열악한 환경에 노출을 최소화하도록 냉각수 화학의 감시/ 리

폐형 냉각수 순환계통에서 일반부식, 틈부식, 공식 발생을 완화하기

한 부식 방지제의 용을 포함해야 한다.

2.3 감 시 /검 사 변 수

본 로그램은 계통 기기 성능을 평가하기 하여 성능시험 통해서 부식의

향을 감시해야 한다. 열교환기의 경우 감시변수는 유량, 입출구 온도 차

압이다.


부식으로 인한 열교환기의 성능 하는 폐형 냉각수 순환계통의 성능 하를

가져온다. 열교환기에 한 검사/시험의 범 일정은 열교환기의 고유기능

상실 이 에 부식 감지를 보장해야 한다. 한 성능시험 기능시험은 폐형

냉각수 순환계통에 의해서 운 되는 열교환기의 허용 가능한 기능을 보장해야

한다. 연속 운 인 열교환기의 경우, 성능 합성은 열 달 오염 평가를

한 데이터 추이를 감시함으로써 결정되어야 한다. 운 이 아닌 열교환기는

운 가능성을 입증하기 하여 주기 으로 시험되어야 한다.


수화학 시료채취 주기는 발 소 운 조건에 따라 변하며 연속, 일별, 주별

는 필요시 발생할 수 있다. 계통 열제거 성능과 계통 기기의 성능 하를 평가

하기 한 시험은 최소 매 5년마다 수행되어야 한다. 시험주기는 신뢰도 분석,

운 유형, 운 주기, 는 기기 계통의 사용년수에 근거해서 조정될 수 있다.

2.6 허 용 기

폐형 냉각수 순환계통의 허용기 은 다음과 같다.

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가. 해당 열교환기의 성능 최소안 여유도가 유지되어야 한다.

나. 부식 방지제 농도는 련기술기 의 허용 제한치 내에서 유지되어야 한다.

다. 해당 열교환기에 한 경년열화 완화 책 리계획이 히 수립되어야

한다.

2.7 시 정 조 치

폐형 냉각수 순환계통에 한 부식 방지제 농도가 허용한계를 벗어나는 경

우 련 차에 따라 시정조치가 취해져야 한다. 평가자는 과학기술부 고시 제

2001-47호 요건이 시정조치를 처리하는데 있어 만족하는지 여부를 확인해야

한다.

2.8 확 인 차

발 소 품질보증 차, 검토 승인과정, 그리고 행정통제는 과학기술부 고시

제2001-47호의 요건을 따라야 한다. 평가자는 확인 차, 행정 통제에 해


2.9 행 정 통 제


2.10 운 경 험

부식생성물 (미국 NRC Licensee Event Report 93-029-00)으로 인한 폐

형 냉각수 순환계통의 성능 하가 발 소 운 에 확인되어 왔다. 따라서 운

경험은 본 로그램의 필요성을 입증한다.


부식생성물 으로 인한 폐형 냉각수 순환계통의 열교환기 성능 하를 방

지하기 한 검이 수행되어야 하고, 이를 통해 계속운 에 따른 안 여유도

를 확보해야 한다. 다만 검주기는 신뢰도 분석, 운 유형, 운 주기, 는 기

기 사용년수에 근거해서 조정될 수 있다.

4 . 참고 문 헌

[1] EPRI TR-107396, Closed Cooling Water Chemistry Guidelines, Electric

Power Research Institute, Palo Alto, CA, November 1997.


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- 278 -

Safety-Related Equipment, U.S. Nuclear Regulatory Commission, July 18,

1989.

[3] NRC Generic Letter 89-13, Supplement 1, Service Water System Problems

Affecting Safety-Related Equipment, U.S. Nuclear Regulatory Commission,

April 4, 1990.

[4] NRC Licensee Event Report LER #91-019-00, Loss of Containment Integrity

due to Crack in Component Cooling Water Piping, October 26, 1991.

[5] NRC Licensee Event Report LER #93-029-00, Inoperable Check Valve in

the Component Cooling System as a Result of a Build-Up of Corrosion

Products between Valve Components, December 13, 1993.

[6] ASME OM S/G PART2, Requirement for Performance Testing of Nuclear

Power Plant Closed Cooling Water Systems, 1990.

KINS/GE-N11

- 279 -



2.23 압축공기계통

1. 평 가 분 야

본 AMP는 압축공기계통에 한 경년열화 리를 다룬다. 본 로그램은 계

통에 한 검사, 감시, 시험으로 구성되며, 특히 (1) 탄소강으로 제작된 밸 ,

배 기타 계통기기에 한 주기 인 설시험과 (2) 오일, 수분, 녹, 먼지

기타 오염물질을 제한치 이내로 유지하기 해 계통의 여러 곳의 공기의

품질을 검하는 방감시를 포함한다.

본 로그램은 원자력발 소의 계기용공기계통의 문제 과 고장에 하여 이

의 주요 운 경험을 반 하여 동 계통 설계 운 의 검토와 검증을 수행

할 것을 요구하며, 한 계기용공기의 질을 유지하기 한 로그램을 마련

할 것을 요구한다.

압축공기 감시에 한 시험방법, 시험주기, 측정 평가 변수, 허용기 , 시정

조치 기록요건은 재의 가압경수로에 유효한 기술기 (ASME OM-S/G-

1998 Part 17)을 따라야 한다. 본 로그램과 련한 규제기 의 행정조치 사

항이나 규제기 의 승인을 받은 보고서, 차서, 는 이행조치 등이 있을 경

우 이 조치가 우선하며, 기 수행 인 압축공기 감시에 한 로그램은 계속운

시 재평가되어야 한다.

2. 평 가 지침

2.1 A M P 의 범

본 로그램은 부식과 허용할 수 없는 수 의 오염물질의 압축공기계통 내 존

재가 동 계통의 의도된 기능에 미치는 향을 리한다.

본 로그램은 밸 , 배 , 기타 계통기기 에서 특히 탄소강재 부품에 한

상시 설시험과 계통 내 여러 곳의 공기 품질을 체크하는 방보수 로그램

을 포함한다.

2.2 방 조 치

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- 280 -

계통공기 품질은 발 소사업자의 시험 검사 계획에 따라 감시하고 유지하

며, 계통 기기가 지정된 운 요건을 확실히 만족하도록 설계된다.

이러한 시험, 검사 계획 운 요건은 각 기기에 한 제작자의 권고사항,

CSA Standard Z180.1-0, ASME OM-S/G-1998 Part 17, ISA-S7.0.01-1996 등

을 고려하여 작성한다. 방보수 로그램은 공기압력 기기들이 부식, 오일, 수

분, 녹 기타 오염에 의하여 작동불능이 될 수 있는 여러 들을 다룬다.

2.3 감 시 /검 사 변 수

가동 검사 시험을 수행하여 당한 공기품질을 검증하고 공기계통의 의도

된 기능 유지를 보장하기 해 보수 행, 비상 차 훈련이 한지를 확인

한다.


CSA Standard Z180.1-0, ASME OM-S/G-1998 Part 17 등 련 기술기 은

공기압력 계통 기능의 경년열화를 시에 감지할 수 있도록 해 다. 배 과 기

기의 경년열화는 과도한 부식의 찰, 허용될 수 없는 수 의 설 발견, 계통

는 기기 일부가 지정된 성능에 미치지 못하는지 여부 등을 통하여 확인 될

수 있다.


부식 오염존재의 향은 육안검사와 계통 기기 각 부품에 한 설률

시험을 포함하는 주기 인 계통 기기 시험에 의하여 감시한다.

이러한 시험은 측정된 성능 값과 지정된 성능한계치를 비교함으로써 정운

을 확인하는 것이다. 시의 경년열화 향 감지를 하여 시험자료를 분석하고

이 의 시험자료와 비교한다.

2.6 허 용 기

압축공기계통 감시 허용기 은 설계기 조건 기기공 시방서에서 지정하는

제한치와 허용범 를 포함하며, 계통 개별 기기에 하여 수립한다.

본 로그램의 허용기 은 다음과 같다.

가. 계통의 열화가 의도된 성능을 유지하기에 합한 상태로 리될 수 있는지

와 련한 행요건 만족여부

압력용기의 벽체 두께가 원래의 설계기 을 만족하는 상태로 유지되는 지를

확인하기 한 비 괴시험을 포함하여, 공기압축기, 장조, 건조기 등 구성

KINS/GE-N11

- 281 -

품의 근가능한 모든 개구부를 통한 부식, 침식 비정상 인 부식생성물

의 확인을 한 내부 육안 검, 공기 장조의 물리 손상과 압력을 받는 구

성품들의 설, 부식, 침식, 비정상 인 부식생성물 볼트 체결부 와 용

부에 한 외부 육안 검 등을 통한 계통의 검이 수행되어 기 값과 비교

되고 계통의 열화가 의도된 성능을 유지하기에 합한 상태로 리될 수 있

는지와 련한 행 기술요건(ASME OM-S/G-1998 Part 17)을 만족하여야

한다.

나. 공기구동 안 성기기들이 계기용공기 상실을 포함한 공기계통의 제반 DBE

발생시 히 응하는 지에 한 실증시험을 포함하여 계통의 설계가

행요건에 비추어 의도된 기능을 유지할 수 있도록 히 되었는지 여부

공기 상실 시 행 유지보수 차, 비상 차 직원 훈련 등이 안 성 련

기기들이 고유의 기능을 수행하는 것을 보장하기에 한 지와, 공기구동

안 성 련기기들이 계기용 공기 상실을 포함한 모든 DBE시 히 응

하는 지에 한 실증시험을 포함하여 공기계통의 설계가 행의 요건에 비

추어 의도된 기능을 계속운 시에도 히 유지할 수 있도록 되어야 한

다.

2.7 시 정 조 치

시험결과를 분석하여 계통의 설계 성능이 의도된 기능과 일치하는지를 확

인하며, 만일, 계통 공기에 습분 등 특정인자가 허용범 를 벗어나면 시정조치

를 실시한다. 평가자는 시정조치에 해 과학기술부 고시 제2001-47호 요건의

만족여부를 확인한다.

2.8 확 인 차


제는 과학기술부 고시 제2001-47호의 요건에 맞게 실시하여야 한다. 평가자는

확인 차, 행정 통제에 해 과학기술부 고시 제2001-47호 요건의 만족여부

를 확인한다.

2.9 행 정 통 제


2.10 운 경 험

공기 계통에 련된 잠재 인 안 련 문제들은 미국 NRC Information

KINS/GE-N11

- 282 -

Notice 81-38, 87-28, 87-28 S1 사건보고서(License Event Report)

50-237/94-005-3에 문서화되어 있다. 공기압력계통의 문제 때문에 심각하게 경

년열화 되었거나 고장 난 이 있는 계통들로는 붕괴열 제거계통, 보조 수계

통, 주증기 격리계통, 격납건물 격리계통, 핵연료 장조 계통 등이 있다.


계기용공기 상실에 따른 보조 수계통의 공통원인 고장 발생가능성, 안 성계

통에서의 비안 성 공기구동기들의 사용에 따른 문제 등, 최근 제기되고 있는

가압경수로 발 소들에서 부 한 설계 유지보수 사례(미국 NRC

Information Notice 81-38, 87-28, 87-28 S1, 02-29, NUREG-1275)에 하여

당해 호기의 검결과는 계속운 시에 유사 문제가 발생하지 않음을 보일 수

있어야 한다.

4 . 참고 문 헌

[1] ASME OM-S/G-1998 Part 17 “Performance Testing of Instrument Air

Systems Information Notice Light-Water Reactor Power Plants”, February

1999

[2] ANSI/ISA-7.0.01-1996 “Quality Standard for Instrument Air”, American

Society of Mechanical Engineers, New York, NY.

[3] 월성 2,3,4호기 Design Manual 86-75120/67512-DM-001 Rev.4.

[4] NRC Generic Letter 88-14 “Instrument Air Supply Problems Affecting

Safety-Related Equipment”, U.S. Nuclear Regulatory Commission, August

1988.

[5] NRC Information Notice 81-38 “Potentially Significant Equipment Failures

Resulting from Contamination of Air-Operated Systems”, U.S. Nuclear

Regulatory Commission, December 17, 1981.

[6] NRC Information Notice 87-28 “Air Systems Problems at U.S. Light

Water Reactors”, U.S. Nuclear Regulatory Commission, June 1987.

[7] NRC Information Notice 87-28, Supplement 1 “Air Systems Problems at

U.S. Light Water Reactors”, U.S. Nuclear Regulatory Commission,

December 1987.

[8] NRC Licensee Event Report LER 50-237/94-005-3, “Manual Reactor

Scram due to Loss of Instrument Air Resulting from Air Receiver Pipe

Failure Caused by Improper Installation of Threaded Pipe during Initial

KINS/GE-N11

- 283 -

Construction”, U.S. Nuclear Regulatory Commission, April 1997.

[9] CSA Standard Z180.1-00 “Compressed Breathing Air and Systems”,

September 2001.

KINS/GE-N11

- 284 -



2.24 화재방호설비

1. 평 가 분 야

가동원 의 화재방호에 한 AMP의 목 은 경년열화 향으로부터 화재방호

설비의 건 성과 운 가능성을 지속 으로 보장하기 함이다. 본 화재방호

AMP에는 내화방벽 검사 로그램 등이 포함된다. 가동원 의 화재방호에 한

계속운 평가 상은 다음 사항을 포함하여야 한다.

가. 원 의 설계기 화재를 고려한 내화방벽(방화벽, 천장과 바닥),

나. 내화등 의 방화문

다. 할론 이산화탄소 화재진압계통

화재방호설비의 내화방벽에 한 검사 로그램에는 내화방벽 통부 재,

방화벽, 천장 바닥에 한 주기 육안검사, 내화등 의 방화문이 지속

으로 작동 가능성을 유지할 수 있음을 보장하기 해 주기 인 육안검사와

기능시험을 포함해야 한다. 한 본 AMP에는 할론 화재진압계통과 이산화

탄소 화재진압계통에 한 주기 인 검사 시험을 포함해야 한다.

본 로그램과 련된 규제기 의 행정조치 사항이나 규제기 의 승인을 받

은 보고서, 차서, 는 이행조치 등이 있을 경우 이 조치가 우선한다. 기

수행 인 화재방호에 한 로그램은 계속운 기간동안 신청된 기간 체

에 걸쳐 지속 으로 실효성이 유지되는지가 재평가되어야 한다.

2. 평 가 지침

2.1 A M P 의 범

원 의 화재방호 목 은 원 에서 화재가 발생하여도 발 소를 안 정지상태

에 도달하거나 안 정지상태를 유지하는데 필요한 기능이 장애를 받지 않고,

환경으로의 방사능 출 험성을 최소화하는데 있다. 한 원 의 화재방호는

화재발생을 방하고 화재를 신속히 감지하여 발생한 화재를 신속히 진압, 소

화함으로서 그 피해를 최소화하는데 있으므로 설계에 심층방어 설계개념이

용되어야 한다. 계속운 을 한 신청자의 신청서에는 신청된 기간동안에

KINS/GE-N11

- 285 -

발생할 수 있는 경년열화 향 평가결과가 해당시설의 FSAR에 기술된 화재방

호 설계를 만족할 수 있고, 과학기술부 고시 제2003-19 20호에 따른 화재

방호계획과 화재 험도평가결과에 장해를 주지 않으며 계속운 기간동안 지

속 이고 유효한 화재방호 능력이 유지됨을 보장되어야 한다.

가동원 에 한 본 심사지침은 상기에 기술된 바와 같이 원 의 설계기 화

재를 고려하여 화재방호기능을 수행하는 내화방벽(방화벽, 천장과 바닥, 내화

방벽의 통부 재 포함), 내화등 의 방화문, 할론 이산화탄소 화재진

압계통의 의도된 기능에 한 경년열화 향을 리 상으로 한다.

계속운 을 신청한 사업자는 계속운 신청 기간 체에 걸쳐 당해 원자력발

소의 화재방호설비에 해 경년열화 향을 받는 기기 설비의 목록을 표

로 제시하여야 한다. 한 경년열화 리 상이 되는 부분에 하여서는 향

을 상세히 평가하여 해당 원자력발 소의 화재방호계통 성능이 신청기간 체

에 걸쳐 지속 으로 유지될 수 있음을 제시하여야 한다.

계속운 을 신청한 체 기간을 상으로 수행된 경년열화 향을 평가한 결과

가 FSAR에 기술된 화재방호설비의 의도된 설계능력과 성능에 장애되거나 미

달되는 경우에는 FSAR에 기술된 화재방호설비의 설계능력과 성능이 동등하거

나 동등 이상을 갖도록 조치하는 책도 함께 제출하여야 한다.

원 의 화재방호에 한 계속운 평가는 한국원자력안 기술원의 경수로원

안 심사지침 제9.5.1 과 본 심사지침서 4.1(화재방호 평가)을 기 으로 하며,

속, 구조분야의 경년열화 리 상에 한 평가는 다음과 같다.

가. 내화방벽(방화문 포함), 소방펌 , 할론 이산화탄소 화재진압계통에 해

속분야의 검토가 필요한 사항은 본 심사지침서 2.0(경 년 열 화 리 계획 평

가 일 반 지침) 평가결과에 따른다.

나. 내화방벽의 성능을 갖는 벽, 천장, 바닥 등 구조분야의 검토가 필요한 사항

은 본 심사지침서 2.29 (조 벽) 2.3 0(구조물) 평가결과에 따른다.

2.2 방 조 치

가동원 의 화재 험도 분석은 발 소 모든 구역의 화재가능성과 험도를 평

가한다. 그리고 각 방화구역의 안 에 요한 계통, 기기, 구조물에 하여 화

재 방, 화재감지, 화재진압, 화재 쇄 운 정지능력을 갖기 한 조치들이

규정된다. 화재 험도 분석은 원 의 가동 에 발생하 던 제반 변경사항들을

반 하여야 한다. 화재 방을 한 조치와 화재방호계통의 경년열화 향평가에

따른 조치들은 과학기술부 고시 제2003-19호 제2003-20호에 따라 화재방호

계획, 화재 험도분석에 반 되어야 하며, 해당 원 의 FSAR에 반 되어 종사

KINS/GE-N11

- 286 -

자와 발 소의 안 이 유지되고, 환경 보 , 공공의 안녕을 해 화재 방은 물

론 화재발생시에 신속한 감지에서 진압까지 유효한 방호능력이 제공됨을 보장하

여야 한다.

2.3 감 시 /검 사 변 수

내화방벽의 통부 재에 하여서는 매 계획 방정비 시 마다 최소한

체 통부 재의 10％ 이상을 직 육안검사 하여야 한다. 이 검사는 주로

경년열화의 징후를 조사하는데 균열이나 벽이나 기기로부터 재의 분리, 재

료 경계의 분리, 풍화작용으로 재의 경화 수축에 의한 재 부스러짐

구멍발생 등의 경년열화가 상이다. 방화벽, 천장 바닥의 육안검사를

통하여 얼고 녹음, 화학작용, 그리고 혼합재와의 반응에 의한 균열, 부스러짐,

재료손실 등의 경년열화징후를 조사한다.

속이 빈 방화문의 경우 어도 두 달에 한번씩 문의 표면 구멍에 한 육안검

사를 실시한다. 방화문의 기능시험은 자동 열림고정, 해체, 닫힘 빗장기능의

운 성을 (발 소에 따라) 일별, 주별, 월별로 실시한다. 체 방화문에 한

종합 인 기능 검은 최소한 6개월에 한번씩 수행되어야 하며, 이상이 발생한

방화문은 지체없이 정비 는 교체되어야 한다.

매 6개월에 한번이상 실시하는 주기 인 육안검사 기능시험에는 할론

이산화탄소 화재진압계통의 경년열화징후를 조사한다. 시험에서는 진압용재의

충 압력을 감지한다. 시험 부식, 기계 손상 감쇄기 손상 등과 같은 계

통성능에 향을 미치는 재료상태를 찰한다. 매달 1회 이상 실시하는 검사에

서는 소화용재 공 밸 가 열리고 계통이 자동 운 상태에 있는지를 확인한다.

2.4 경 년 열 화 향 의 탐 지

통부 재의 육안검사에서는 재의 균열, 벽과 기기로부터의 분리,

열 구멍 발생을 조사한다. 매 계획 방정비 시 마다 1회 이상 체 통부

재의 10％ 이상에 해 직 근하여 육안검사(VT-1 는 이와 동등)를

실시한다. 만일 10％에서 경년열화의 징후가 감지된다면 검사범 와 주기를 늘

려서 기기의 의도된 기능상실 이 에 통부 재의 경화 수축을 시에

감지해내도록 한다.

매 계획 방정비 시 마다 1회 이상 장에 가서 방화벽, 천장, 바닥을 육안검

사(VT-1 는 이와 동등)를 실시하여 콘크리트의 균열, 쇄, 재료손실을

시에 감지하도록 한다. 육안검사(VT-3 는 이와 동등)를 통해 방화문의 마모

부품분실과 같은 경년열화징후를 감지한다. 기능시험은 운 상태의 결 을

KINS/GE-N11

- 287 -

신속히 감지하게 해 다. 주기 인 육안검사와 기능시험을 통하여 의도된 기능

상실 이 에 방화문의 경년열화를 감지할 수 있게 해 다.

할론 이산화탄소 화재진압계통의 시험에서는 진압용재 충 압력이 정상범

이내에 있는지를 확인한다. 육안검사는 부식, 기계 손상, 감쇄기 손상 등

과 같은 경년열화징후를 감지한다. 6개월 주기로 실시되는 기능시험 검사에

서는 기기 의도된 기능의 상실 이 에 할론 이산화탄소 화재진압계통의 경

년열화를 감지한다. 매월 검사에서는 소방용재 공 밸 의 열림과 계통이 자동

운 상태에 있음을 확인한다.


내화방벽 통부 재의 풍화에 의한 경년열화 향은 육안검사에 의하여 검

출이 가능하며, 운 경험에 따르면 의도된 기능 상실 이 에 내화방벽의 경년

열화징후를 매 계획 방정비 시 마다 검사함으로서 열화징후를 탐지해낼 수

있다. 콘크리트의 균열, 쇄 는 부스러짐, 재료손실도 육안검사를 통하여 감

지가 가능하며 운 경험에 따르면 의도된 기능 상실 이 에 방화벽, 천장, 바

닥의 경년열화징후를 매 계획 방정비 시 마다 검사를 통해 열화된 상을 탐

지해낼 수 있다.

방화문의 마모, 부품분실, 구멍은 운 경험을 토 로 의도된 기능상실 이 에

2개월 마다 육안검사와 기능시험을 통하여 감지가 가능하다. 주기 인 시험을

통하여 열화경향 악에 필요한 자료를 얻을 수 있다. 할론 이산화탄소 화

재진압계통의 성능은 계통경년열화를 감지하기 한 주기 인 시험으로 열화

상태를 감시한다. 이 주기 시험을 통해 할론 이산화탄소 화재진압계통의

열화경향을 악하는데 필요한 자료를 얻을 수 있다.

2.6 허 용 기

계속운 을 한 화재방호의 허용기 은 다음과 같으며, 본 지침서의 화재방호

기 과 함께 다음사항이 만족되어야 한다.

가. 내화방벽의 통부 재 균열, 내화방벽의 벽과 기기로부터 재의 분

리, 재 재료의 층 분리, 열 는 구멍 등 가시 인 경년열화 지시나

징후가 없어야 한다

나. 내화방벽의 방화벽, 천장, 바닥의 콘크리트 균열, 부스러짐, 재료손실의 가시

인 지시나 징후가 없어야 한다.

다. 방화문의 부품손실, 구멍, 마모 등의 가시 인 징후나 증상이 없어야 하며,

방화문의 기능시험에서의 결함이 없어야 한다.

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- 288 -

라. 할론/이산화탄소 화재진압계통의 성능이 유지되고 어떠한 부식이나 기계

인 손상 지시나 징후가 없어야 한다.

마. 가동 발생한 변경사항, 계속운 신청기간 체에 한 경년열화 향 평

가결과와 그에 따른 책이 화재방호계획, 화재 험도분석, 해당 원자력발

소의 FSAR에 반 되고, 신청된 체 기간동안 지속 으로 화재방호 성능

이 유지되고, 종사자와 발 소의 안 은 물론 환경 보 , 공공의 안녕을 해

화재 방과 화재발생 시에도 신속한 감지에서 진압까지 유효한 화재방호능력

이 발휘될 수 있음을 입증하여야 한다.

2.7 시 정 조 치

계속운 을 한 AMR 상 범 에 있는 화재방호구조물 기기에 하여

사업자는 과학기술부 고시 제2001-47호의 로그램 범 를 확 하여 이러한

상 구조물 기기에 한 계속운 기간의 경년열화 리를 한 시정조치,

확인 차 행정 통제를 기술하여야 한다. 이러한 사항은 본 심사지침서

0.0(계속운 심사 일반지침) 2.4.2 라.항에 따라 FSAR 보완본에 문서화하여

야 한다. 평가자는 시정조치, 확인 차, 행정 통제에 해 과학기술부 고시

제2001-47호 요건의 만족여부를 확인한다.

2.8 확 인 차


2.9 행 정 통 제


2.10 운 경 험

재질이 실리콘 폼인 내화방벽 통부 재는 분리, 수축, 기공, 충 량 부족

기타 손상모드(미국 NRC Information Notice 88-56, 94-24 미국 NRC

Information Notice 97-70)를 경험한 바 있다. 내화방벽을 통하는 기도

등에서의 작은 구멍, 균열, 재 충 부족 등과 같은 경년열화 상은 장

순회 검을 통해서 발견되어지며(미국 NRC Information Notice 91-47, 미국

NRC Generic Letter 92-08), 방화문의 경우 힌지와 핸들부분의 마모를 국내․

외 운 경험을 통해 경험한바 있다.

본 로그램의 활용을 통한 운 경험으로 보면 할론/이산화탄소 소화계통에

한 부식과 련된 문제는 보고된 바 없다. 화재방호계통, 비상용 호흡장비

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- 289 -

통신장비에 한 심각한 경년열화 련 문제 발생은 보고된 바는 없었다.


사업자는 원 의 계속운 과 련하여 내화방벽 통부 재의 분리, 수축,

기공, 충 량 부족 기타 손상모드, 국내․외 운 경험과 연구결과를 반 하

여 통부 재의 제반 경년열화 상 발생여부를 상세히 장 검으로 확인

하여야 하며, 발견된 경년열화 상에 한 세부 조치내용을 포함한 내화방벽

( 통부 재 포함)의 건 성 검토보고서를 제출하여야 한다.

4 . 참고 문 헌

[1] CAN/CSA-N293-95, Fire Protection for CANDU Nuclear Power Plants,

February, 1997

[2] 86-03650-SDG-005, AECL CANDU Safety Design Guide-Fire Protection,

October, 1992

[3] NRC Generic Letter 92-08, Thermo-Lag 330-1 Fire Barrier, December 17,

1992.

[4] NRC Information Notice 88-56, Potential Problems with Silicone Foam

Fire Barrier Penetration Seals, August 14, 1988.

[5] NRC Information Notice 91-47, Failure of Thermo-Lag Fire Barrier

Material to Pass Fire Endurance Test, August 6, 1991.

[6] NRC Information Notice 94-28, Potential problems with Fire-Barrier

Penetration Seals, April 5, 1994.

[7] NRC Information Notice 97-70, Potential problems with Fire Barrier

Penetration Seals, September 19, 1997. April 2001 XI M-87 NUREG-1801

[8] 10 CFR 50 Appendix B Quality Assurance Criteria for Nuclear Power

Plants and Fuel Reprocessing Plants

[9] 10 CFR 54.21 Contents of Application : Technical Information

KINS/GE-N11

- 290 -



2.25 소방수계통

1. 평 가 분 야

본 AMP의 목 은 경년열화로부터 원 소방용수계통의 건 성과 운 성을

보장하기 함이다. 본 로그램은 스 링클러, 노즐 내부시설물, 밸 , 옥내․

외 소화 설비 입상 , 용수 장탱크, 지상 지하 배 기기류로 구성되

는 물사용 화재방호계통을 상으로 한다. 이런 시험을 통해 계통의 최소기능

을 보장해야 하며, 한 이들 계통에 해 정상 으로 요구운 압력을 유지할

수 있어야 하며, 계통압력상실을 즉시 감지하여 시정조치를 취할 수 있도록 감

시되어야 한다. 재 화재방호계통에 한 CAN/CSA-N293-95,

86-03650-SDG-005, NFPA 코드와 국내법에는 AMP가 없기 때문에, 보통 때

유동이 없는 화재방호 스 링클러 계통의 일부는 계속운 기간을 한 재가동

이 에 그리고 그 후로부터 5년 기간 이내에 최 설계유동 압력에서 총유

동시험(full flow test)을 하여야 한다. 한 스 링클러 헤드의 표본(sample)에

해서 NFPA 25의 2.3.3.1 의 지침에 따라 검사하여야 한다. 이 NFPA 은

50년 동안 설치되었던 스 링클러는 교체하거나 한 곳 이상에서 표 표본을

채취해 장작동시험(field service testing)을 해 인증된 시험기 에 제출하

여야 한다고 요구하고 있다. 한 기 작동시험 후 매 10년 단 로 시료를 채

취하여 검토록 요구하고 있다.

끝으로 지상에 치하는 화재진압용 배 과 소구경배 들에 해서는 계속운

을 한 재가동 이 에 시료배 을 선정, 내부에 한 육안검사를 실시하고

그 결과에 따라 계속운 기간 의 AMP를 수립하여야 한다. 매 계획 방정

비시마다 수행되는 소화용수 배 에 한 내부 육안검사와 최 5년 주기

의 유동시험 목 은 계통의 고유기능이 상실되기 이 에 부식, 미생물 련

부식(MIC) 는 생물학 오염으로 인한 탄소강 주철의 부식, 미생물부식

등 화재방호 배 계통의 벽두께를 감소시켜 발생되는 계통의 고장을 사 에

방지하고, 주기 으로 설계된 화재진압 능력을 입증함으로서 경년열화 향을

히 리되도록 보장하기 함이다.

원자력발 소 화재방호에 한 계속운 평가는 운 경험을 반 하는 화재방호

KINS/GE-N11

- 291 -

기 과 한국원자력안 기술원의 경수로원 안 심사지침 제9.5.1 과 본 심사

지침서 4.1(화재방호 평가)을 기 으로 하며 추가 으로 기계, 구조분야의 경년

열화 리 상에 한 평가가 필요한 사항은 다음과 같다.

가. 소화용수계통의 경년열화 리 로그램에 한 사항은 본 심사지침서 2.0

(경년열화 리계획 일반) 평가결과에 따른다.

나. 소화용수계통의 매설배 과 탱크의 감시 검사, 지상의 탄소강 탱크의 경

년열화에 한 사항은 본 심사지침서 2.17(매설 배 탱크검사)

2.18 (지상의 탄소강 탱크) 평가결과에 따른다.



인 소방용수계통에 한 로그램은 계속운 시 재평가되어야 한다.

2. 평 가 지침

2.1 A M P 의 범

본 로그램은 용수에 노출된 화재방호계통의 탄소강 주철의 부식, 미생물

부식 는 생물학 오염에 의한 재료손실의 리에 을 둔다. 소화

입상 은 AMP의 배 으로서 고려한다.

본 AMP가 용되는 기기 계통의 목록이 표로 제시되어야 한다. 표에는

AMP의 상이 되는 부분에 한 정보( 를 들어, 배 의 경우 배 치, 배

재질, 배 크기 등)가 가능한 한 자세히 표시되어야 한다.

2.2 방 조 치

용수 련 화재방호계통에서의 심각한 부식, 미생물부식, 생물오염을 방지하기

하여 주기 인 세척, 계통 성능시험 검사를 실시한다.

2.3 감 시 /검 사 변 수

부식과 생물오염에 의한 재료손실은 화재방호 배 계통의 벽두께를 감소시켜

계통의 고장을 일으킨다. 따라서 감시하는 계수로서 압력과 내부 계통 부식조

건을 유지하는 계통의 능력이 있다. 미국 NRC Generic Letter 89-13에서는 자

주 사용되지 않는 소화수계통의 유로에 하여 최 설계유량으로 주기 인

유동시험을 하여 계통의 의도된 기능이 유지됨을 확인할 것을 권고하고 있다.


KINS/GE-N11

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화재방호계통시험은 요구압력을 보장하기 해 실시한다. 화재방호배 과 소구

경 화재진압용 배 의 내부검사는 부식으로 인한 재료손실증거를 확인하기

해 계통기기(분해상태로)에 해 실시한다. 필요시 보수 교체작업을 실시한

다. 지속 인 계통압력의 감시, 주기 인 계통유량시험 배 의 내부검사는

부식과 생물오염이 일어나지 않고 계통의 의도된 기능이 유지됨을 확인하는

효율 인 수단이다. 더욱이 재 화재방호 로그램의 일반요건에도 화재감지

진압계통의 시험 보수, 화재진압계통 감지기들의 가동성을 보장하기

한 감시 차가 포함된다. 6개월 주기의 구내 소화 에 한 육안검사를 통하

여 부식 같은 경년열화징후를 시에 감지할 수 있게 하여 다.. 매년 실시하

는 소화 호스의 정 수압시험, 개스킷 검사, 소화 유량시험을 통해서 소

화 의 의도된 기능 수행 기능상실 이 에 경년열화를 감지할 수 있는 기

회를 얻는다. 스 링클러 계통은 매 계획 방정비 시 마다 검사하여 부식과 같

은 경년열화징후를 시에 감지하도록 한다.


계통방출압력을 지속 으로 감시한다. 계통 성능시험결과를 추 하여 NFPA

코드와 표 에서 기술하듯이 경향 악을 실시한다. 내부검사에서 확인된 경년

열화에 해 평가한다. 한 최소 3회 이상의 매 계획 방정비시 화재진압계통

배 소구경배 들의 표시료에 한 내부 육안검사는 부식과 생물오

염에 의한 재료손실로 화재방호 배 계통의 벽두께를 감소 황과 추세를 악

할 수 있는 정보를 제공하여 주며, 이러한 검사결과를 종합 으로 평가하여 이

후의 검사주기(최 5년/1회)에 한 조정이 가능할 것이다. 표시료 선정은

국내․외 운 경험 고장사례, 배 의 재질과 규격별 운 조건 등을 고려

하여 선정함으로서 화재진압계통 배 소구경배 들 표성을 가져야 한다.

2.6 허 용 기

계속운 을 한 소화용수계통의 허용기 은 본 심사지침서 4.1(화재방호 평

가) 과 함께 다음 사항을 만족하여야 한다.

가. 화재방호계통이 요구되는 압력을 유지하는 능력을 가져야 한다.

나. 최소한 3회 이상 매 계획 방정비 시 마다 소화용수를 사용하는 화재방호배

과 소구경 화재진압용 배 의 표시료에 해 내부 상태를 육안평가

를 수행하여 허용되지 않는 경년열화 징후나 지시가 나타나지 않아야 한다

(최소 3회의 내부 육안평가 결과를 종합하여 후속 검주기를 결정하여

야 함)

KINS/GE-N11

- 293 -

다. 계속운 이후 매 5년 주기로 스 링클러의 표 시료에 해 최

설계유량과 압력상태에서 수행하는 유량시험을 수행하여 만족한 성능을

나타내야 한다.

라. 스 링클러 계통에서 스 링클러 헤드에 부식을 발생시킬 수 있는 생물학

오염 등이 없고 기능상 장애가 없어야 한다. 한 기 작동시험 후 매 10

년 단 로 표시료를 채취하여 작동시험을 실시하여야 한다.

마. 소화수계통의 유로에 하여 최 설계유량으로 주기 인 유량시험을 실시

하여 계통의 의도된 기능이 유지되어야 한다.

바. 원 설계시 고려된 설계기 화재사건과 가동 에 발생한 제반 변경사항을

당해 원 의 FSAR, 과학기술부 고시 제2003-19호 20호에 따른 원 의

화재방호계획과 화재 험도분석에 반 ․평가하여 계속운 신청기간동안

소화용수계통의 경년열화 향이 의도된 성능과 기능에 향을 주지 않고,

지속 으로 유효한 성능이 발휘될 수 있음을 입증하여야 한다.

2.7 시 정 조 치

계속운 을 한 AMR의 상범 내의 소방용수 계통 기기에 하여 사

업자는 과학기술부 고시 제2001-47호의 범 를 확 하여 이러한 상 계통

기기를 포함시켜 계속운 기간의 경년열화 리를 한 시정조치, 확인 차

행정 통제사항을 제시하여 설명되어야 한다. 평가자는 시정조치, 확인 차,

행정 통제에 해 과학기술부 고시 제2001-47호 요건의 만족여부를 확인한

다.

2.8 확 인 차


2.9 행 정 통 제


2.10 운 경 험

CAN/CSA-N293-95, 86-03650-SDG-005 NFPA의 최소 기 에 따라 설계,

검사, 시험, 유지되는 용수 련 화재방호계통은 믿을만한 성능을 보여 왔다.


사업자는 계속운 과 련하여 부식을 가속시킬 수 있는 외부환경(해수, 해풍,

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- 294 -

부식성 액체나 가스 등)에 노출되는 화재진압용 배 계에 하여서는 내면

의 부식 등 재질손상 뿐만 아니라 외부의 부식 등 손상 등으로 인하여 성능

에 장애가 없도록 취약한 부분이 확인하고 검결과도 함께 제출하여야 한다.

4 . 참고 문 헌

[1] CAN/CSA-N293-95, Fire Protection for CANDU Nuclear Power Plants,

February, 1997

[2] 86-03650-SDG-005, AECL CANDU Safety Design Guide-Fire Protection,

October, 1992

[3] NFPA 25: Inspection, Testing and Maintenance of Water-Based Fire

Protection Systems, 1998 Edition.


Safety-Related Equipment, July 18, 1989. April 2001 XI M-89

NUREG-1801

KINS/GE-N11

- 295 -

가압중수형 원전 계속운전 평가지침서

(Standard Review Guide for Continued Operation of PHWR Plants)

2.26 원자로건물 비금속 라이너

1. 평 가 분 야

원자로건물내 비 속라이 의 열화감시 한 유지 리는 방사성물질의

설방지 원자로건물 집수/배수계통의 재순환수를 이용하는 안 계통의 가

동성을 유지하는데 필수 이다. 원자로건물내 비 속라이 의 경년열화에 의해

서는 설계기 사고시 집수조 여과기가 막 집수 배수계통을 통과하는 유

량 감소의 원인이 될 수 있으며, 방사성물질의 설 통로를 제공할 수 있다.

CSA/CAN3 N287.7의 규제입장은 원자로건물내 비 속라이 의 주기 리

의 허용 근거를 제공하고 있으며, Reg. Guide 1.54, Rev. 1의 규제입장 C4는

Service Level I 방호도장인 비 속라이 의 감시 유지 리 로그램에

한 기술 허용근거를 제공하고 있다. 따라서 계속운 용 경년열화 리계획

을 합하게 세우기 해서는 원자로건물내 비 속라이 의 감시 유지 리

로그램은 아래에 논의되는 사항을 포함하여야 한다.

이 로그램과 련된 규제기 의 행정조치 사항이나 규제기 의 승인을 받은


인 원자로건물내 비 속라이 의 감시 유지 리에 한 로그램은 계속운

시 재평가되어야 한다.

2. 허 용 기

2.1 경 년 열 화 리 계획 범

이 로그램의 최소범 는 CSA/CAN3 N287.2, CSA/CAN3 N287.7 Reg.

Guide 1.54, Rev. 1에 기술된 안 성 련 방호도장인 비 속라이 로서

“Service Level I 방호도장은 도장의 손상이 설계기 사고 후 유체계통의 운

에 나쁜 향을 주어 안 운 정지 기능에 손상을 수 있는 원자로건물내

에 사용된다.”고 정의한다.

이 경년열화 리계획이 용되는 비 속라이 의 부 목록이 표로 제시되어

야 한다. 표에는 경년열화 리계획의 상이 되는 부분에 한 정보가 가능한

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- 296 -

자세히 표시되어야 한다.

2.2 방 조 치

방사성물질의 설을 유발할 수 있는 비 속라이 의 열화 재료의 손상에

하여 비 속라이 를 감시하고 유지 리하는 이 로그램이 방조치가 된다.

2.3 감 시 /검 사 변 수

Reg. Guide 1.54의 규제 입장 C4는 “ASTM D 5163은 가동 원자력발 소의

Service Level I 도장의 성능 감시 차 로그램을 수립하는데 있어 규제기

의 평가자가 허용할 만한 지침을 제시하고 있다.”고 기술한다. ASTM D

5163의 9.2 에서 감시 검사변수로는 “부풀음, 균열, 박리 벗겨짐, 녹, 물

리 손상”과 같은 육안결함을 제시하고 있다.


CSA/CAN3 N287.4는 매 2년마다, ASTM D 5163의 5 은 주요 보수기간

는 계획 방 정 비 시 로 검사 빈도를 정하고 있다. ASTM D 5163의 8 은 도

장검사자, 검사총 자 평가자의 자격에 해 설명하고 있고, ASTM D

5163의 9.1 은 검사계획의 작성 사용할 검사방법에 해 정하고 있는데

“ 장실사를 통해 근 가능한 모든 도장표면에 해서는 일반 인 육안 검사

를 실시한다. 이 에 결함이 있는 것으로 지 되었던 지역과 실사과정에서 결

함이 있는 것으로 지 된 지역에 하여는 다시 상세 육안검사를 실시한다. 그

리고 비상노심냉각 계통과 련된 집수조 는 여과기 근처의 모든 도장표면

에 해서도 상세 육안검사를 다시 실시하여야 한다.”고 기술한다. 이 은

한 검사결과의 장문서화에 해서도 설명하고 있으며, ASTM D 5163의 9.5

은 검사에 필요한 도구와 장비에 해 설명한다.


ASTM D 5163은 감시 경향분석 활동들을 설명하고 있는데, 6.2 에서는

앞선 2회차의 검사보고서를 검사 에 검토하도록 하고 있으며 10.1.2 에서는

보수가 동일 운 정지 기간내 필요하다든지 간 기간동안 계속 감시하되 차

기 운 정지기간까지 연기한다든지 하는 보수 상 지역의 요도 구분을 검사

보고서에 정하도록 하고 있다.

2.6 허 용 기

KINS/GE-N11

- 297 -

ASTM D 5163의 9.2.1～9.2.6, 9.3, 9.4 에서는 결함이 있는 방호도장면의 특

성화, 문서화 시험에 한 지침을 담고 있으며, 추가 인 ASTM 기타

인정된 시험 방법들을 조사된 결함의 심각성을 규명하는데 사용할 수 있도록

소개하고 있다. 평가는 부풀음, 균열, 박리 벗겨짐, 녹 등 물리 손상에

한 것으로서 ASTM D 5163의 11 에서 다룬다. 검사보고서는 책임이 있는 평

가자에 의해 평가되어야 하며, 평가자는 추정되는 손상사유 분석을 포함한

결과와 향후 감시 유지 리에 한 권고사항의 요약서를 작성하여야 한다.

보수작업은 주요 결함지역 는 일반 결함지역으로 나 며, 주요 결함지역에

해서는 가능한 동일 정지기간 내에 보수가 되도록 시정조치계획의 권고안이

요구된다.

2.7 시 정 조 치

평가자는 시정조치와 련하여 과기부고시 제 2001-47호 요건의 만족여부를

확인한다.

2.8 확 인 차

평가자는 확인 차와 련하여 과기부고시 제 2001-47호 요건의 만족여부를

확인한다.

2.9 행 정 통 제

평가자는 행정 통제와 련하여 과기부고시 제 2001-47호 요건의 만족여부

를 확인한다.

2.10 운 경 험

NRC GL 98-04에는 원자로건물내 방호도장재 열화와 집수조 여과기(Sump

Screen)의 막힘 상을 포함한 산업계의 경험을 담고 있다. Reg. Guide 1.54,

Rev. 1은 2000년 7월에 발행되었으며, 규제입장 C4에 따라 실시된 Service

Level I 방호도장의 성능감시 유지 리 로그램은 비 속라이 의 경년

열화를 리하기에 효율 인 로그램이며, 결과 으로 방사성물질의 설방지

열화에 의한 재료 손상을 효과 으로 리하는 수단이 될 것으로 상된다.



1) 국내 개별 발 소의 설계 특성 운 경험을 반 하여 경년열화에 취약

KINS/GE-N11

- 298 -

한 부분이 확인되고 제시되어야 한다.

2) 제시된 경년열화 취약부 에 하여는 필요시 계속운 이 에 보완조치를

취해야 한다.

4 . 참고 문 헌




규정”

[3] 과학기술부 고시 제2001-47호, “원자로시설의 품질보증 세부요건에 한 기

,” 2001.12.

[4] CSA/CAN N287.2, Material Requirements for Concrete Containment

Structure for CANDU NPPs

[5] CSA/CAN3-N287.7, Construction, Fabrication, and Installation

Requirement for Concrete Structure for CANDU Nuclear Power Plants

[6] NRC Regulatory Guide 1.54, Rev. 0, Quality Assurance Requirements for

Protective Coatings Applied to Water-Controlled Nuclear Power Plants,

U.S. Nuclear Regulatory Commission, June 1973.



U.S. Nuclear Regulatory Commission, July 2000

[8] ASTM D5144, Standard Guide for Use of Protective Coating Standards in

Nuclear Power Plant, ASTM.

[9] ASTM D5163, Standard Guide for Establishing Procedures to Monitor the

Performance of Safety Related Coatings in an Operating Nuclear Power

Plant, ASTM.


Core Cooling System and the Containment Spray System After a

Loss-Of-Coolant Accident Because of Construction and Protective

Coating Deficiencies and Foreign Material in Containment, U.S. Nuclear


[11] EPRI Report TR-109937, Guidelines on the Elements of a Nuclear

Safety-Related Coatings, Electric Power Research Institute, March 1998.

KINS/GE-N11

- 299 -



2.27 원자로건물

1. 평 가 분 야

이 지침은 원자로건물의 AMP와 련하여 원자력법 시행규칙 제 19조 2의 요

건에 따라 계속운 인가가 신청된 가압 수형 원자로건물의 상태 수명평가

에 한사항을 규정한다. 가압 수형 원자로건물의 구조물감시 로그램은 과

학기술부고시 제2004-13호에서 명시된 CAN/CSA3-N287.7을 근간으로 수행하

며 세부 인 기술 근거는 NRC Reg. Guide 1.160, Rev.2 NUMARC

93-01, Rev. 2에 제시된 이행지침에 기 하고 있다. 이 문서들은 원자로건물과

이를 구성하는 각종 구조요소가 고유기능을 유지하고 있음을 보증하기 한

사업자의 로그램 개발을 한 지침을 제시하고 있다. 계속운 을 한 이 지

침은 원자로건물 철근 콘크리트 포스트텐션닝계통 등에 해서 용되며

본 심사지침에서 별도로 명시한 다른 평가요소(본 심사지침 2.26(원자로건물

비 속라이 )～2.32(원자력 방호도장))에 해서는 용하지 않는다.

원자로건물의 구조물감시 로그램과 련된 규제기 의 행정조치 사항이나

규제기 의 승인을 받은 보고서, 차서, 는 이행조치 등이 있을 경우 이 조

치가 우선한다. 기 수행 인 구조물 감시에 한 로그램은 계속운 시 재평

가되어야 한다.

2. 평 가 지침

2.1 A M P 의 범

사업자는 구조물 감시 로그램에 의해 리되는 구조물별 경년열화 상을 명

확하게 기술하여야 한다.

한 AMP가 용되는 구조물의 목록이 표로 제시되어야 한다. 이 표에는

AMP의 상이 되는 부분에 한 정보가 가능한 한 자세히 표시되어야 한다.

2.2 방 조 치

방조치 사항은 없다.

KINS/GE-N11

- 300 -

2.3 감 시 /검 사 변 수

원자로건물의 각 구조요소별 경년열화 상에 해 감시 검 상 변수들은

원자로건물의 고유기능 상실을 야기하는 경년열화를 감지하고 성능 하 정도

를 결정할 수 있도록 선정되어야 한다. 감시 검 상 변수들은 용 코드,

표 규격 지침에 제시된 내용과 같아야 하며, 일반 산업계 발 소별 운

경험도 고려하여 선정한다.

CAN/CSA3-N287.7에서는 원자로건물의 감시/검사변수를 두개의 범주로 구분

하여 주요 구성요소인 콘크리트 구조와 텐돈정착부 주 에 한 육안검사와

포스트텐션닝계통의 가동 검사 주기 인 설시험을 통한 원자로건물의

성능평가를 상으로 한다. 원자로건물에 한 주요감시 검사내용에는 다음

과 같은 내용이 반 되어야 하며 련 요건 참조요건의 내용을 반 한 감

시 검사가 수행되어야 한다.

가. 경년열화기구의 검토

원자로건물에 해 NUREG-1800, NUREG-1801에 제시된 경년열화기구를

포함하여 고유의 해당 경년열화기구를 확인하 는지 검토한다.

나. 경년열화의 평가

평가자는 다음을 포함하여 발생가능한 모든 경년열화를 상으로 해당 발 소에

용할 수 있는지를 확인하고 안 여유 등의 평가결과를 히 포함하고 있는지

검토한다. 한 원자로건물과 련된 기술기 에 한 검토와 재의 물리 상태

를 확인하기 한 각종 정보, 그리고 운 경험 연구결과에 한 정보들이 충

분히 고려되었는지 검토한다.

(1) 콘크리트 부 의 경년열화

동결융해에 의한 재료손실, 알칼리 골재반응에 의한 균열, 수산화칼슘의 용출

화학 침해로 인한 공극률 침투성의 증가, 균열, 재료손실( 쇄, 박

리), 철근의 부식으로 인한 균열, 부착력손실, 재료손실( 쇄, 박리), 방사

선 조사에 의한 콘크리트 특성 하 등이 콘크리트에서 발생할 수 있다. 콘크

리트 요소를 상으로 이들 경년열화에 기인한 향을 검토한다.

(2) 침하에 의한 응력증가에 기인한 균열 비틀림, 기 하부 투수콘크리트의 침

식에 의한 기 강도의 감소, 균열, 부등침하에 한 리상태를 검토한다.

(3) 온도 상승에 기인하는 콘크리트 구조물의 강도 탄성계수의 하

NUREG-1801에서는 구조물의 어떤 부분이 온도한계를 과할 경우 이에

한 평가를 수행하도록 권고하고 있다. 콘크리트 구조물의 온도상승으로 인한

강도 탄성계수의 감소에 하여 검토한다.

KINS/GE-N11

- 301 -

(4) 리스트 스트 콘크리트 원자로건물의 리스트 싱 계통은 응력이완, 건조

수축, 크리 온도상승에 따라 긴장력이 감소한다. 따라서 시간의 경과에

따른 리스트 싱 텐돈의 긴장력 감소를 평가한다.

(5) 강재요소의 부식에 의한 재료손실 반복하 과 응력부식에 의한 균열발생

원자로건물의 텐돈, 정착앵커, 통 슬리 벨로우즈, 인원 장비출입구

등의 강재요소는 부식에 의한 재료손실이 일어날 수 있으므로 이의 향을 검

토한다. 한 통 슬리 벨로우즈 등은 반복하 과 응력부식으로 인한

통부 균열이 발생할 수 있으며 VT-3 육안검사로는 이러한 균열을 탐지할

수 없다. 원자로건물의 통슬리 , 통 벨로우즈에 하여 이의 향을

검토한다.

(6) 칼란드리아 볼트에서는 경수가 설될 가능성이 있으므로 설 검 리

로그램 련 부재의 경년열화 향을 검한다.

다. 원 운 자의 평가결과가 “나”항의 내용과 차이가 있거나 고려하지 않았을 경우

평가자는 이에 한 성을 검토한다.

라. 경년열화 리방안

계속운 기간 동안에 걸쳐 경년열화의 향을 리하기 한 체계와 방법, 향후

리계획 등 경년열화 리방안을 검토한다.


원자로건물의 경년열화 상에 해 요구기능의 상실 이 에 경년열화를 탐지

하여 정량화할 수 있도록 검방법, 일정 검사자 자격인증 등을 선정하여야

한다. 검방법, 일정 검사자 자격은 용 코드, 표 규격 지침에 제시된

내용과 같아야 하며, 일반 산업계 발 소별 운 경험도 고려하여 선정되어

야 한다.

원자로건물 텐돈 정착부의 콘크리트 표면검사는 콘크리트의 균열과 같은 손상

이나 경년열화의 징후를 검사한다. 용요건인 CAN/CSA-N 287.7외에도 경수

로형 원 포스트텐션닝계통 가동 검사요건인 IWL을 참조하여 표면검사를

수행한다. IWL 2510은 ACI 201.1R에 제시된 것과 같은 경년열화징후에 해

콘크리트 표면 검사를 수행할 것을 규정하고 있다. 한 ACI 349.3R-96

ANSI/ASCE 11-90은 경년열화 향을 탐지하기 한 허용근거를 제시하고

있다. 경년열화를 확인하기 한 부분의 탐지방법은 육안검사에 의존하고 있

는데, ACI 349.3R-96에 규정하고 있는 육안검사 상으로는 구조물, 이음부

이음재료, 인 하는 구조물 재료(즉, 인 토양), 바닥 과 앵커볼트 등의

모든 노출면을 포함한다. ANSI/ASCE 11-90에서는 물리 상태를 검할 경

KINS/GE-N11

- 302 -

우 필요에 따라 세척, 연마 타격 등의 간단한 물리 조치를 활용할 수 있

도록 하고 있다. 콘크리트의 상세 탐지방법은 ACI 349.3R-96에서 설명하고 있

다.

구조용 강재(이음부 포함)의 상세 탐지방법은 ANSI/ASCE 11-90에서 설명하

고 있으며, 용 에 한 추가 인 상세 탐지방법은 EPRI NP-5380에 설명되어

있다. 구조물의 검빈도는 구조물, 환경조건 과거 이력에 따라 결정되어야

하며, 그 주기는 10년을 넘어서는 안 된다. 이 주기는 ACI 349.3R-96의 콘크

리트 구조물 검주기 NUREG-1552의 권고사항과 일치한다.

사업자의 발 소별 구조물 감시 로그램은 평가자의 기술검토 시 이 로그

램이 만족된다는 결론에 도달할 수 있도록 상세한 검 감시사항을 기술해

야 한다.


NRC의 Reg. Guide 1.160, Rev. 2의 규제입장 1.5 “구조물 감시”에는 이 로

그램을 만족시킬 수 있는 허용근거를 제시하고 있다. 심각한 경년열화가 없는

구조물은 일상 검을 통하여 추가 열화․손상이 발생되는지 여부를 감시한다.

경년열화 정도가 설계기 을 만족하지 못하는 구조물에 해서는 한 시정

조치를 취해야 하며, 원인 악 추이분석을 해 리 상으로 선정한 열화

상에 해서는 최종 평가결과가 도출될 때까지 보수를 실시하지 않고 주기

으로 감시한다.

부착식 텐돈을 채용하고 있는 가압 수형 원 리스트 스 콘크리트 원자로

건물의 경우 CAN/CSA-N 287.7 련 기술시방서의 요건에 따라 건설단계

에서 제작된 시험용시편(Test Beam)의 주기 인 시험을 통해 텐돈 긴장력의

시간에 따른 변화추이를 평가하거나 다른 한 방법을 통하여 평가하여야

한다.

2.6 허 용 기

구조물의 경년열화 상에 해 고유기능의 상실 이 에 시정조치의 필요성이

확인되도록 허용기 을 선정한다. 허용기 은 용 코드, 표 규격 지침에

제시된 내용과 같아야 하며, 산업계 발 소별 운 경험도 고려하여야 한다.

콘크리트 구조물에 해서 ACI 349.3R-96의 5장에서 허용기 을 규정하고 있

다. 허용기 은 (1) 추가평가 필요 없이 허가, (2) 검토 후 허가, (3) 추가 평가

가 요구되는 상태로 나뉜다. 사업자의 발 소별 구조물 감시 로그램은 평가

자의 기술검토 시 이 로그램이 만족된다는 결론에 도달할 수 있도록 상세한

KINS/GE-N11

- 303 -

허용기 을 기술해야 한다.

2.7 시 정 조 치

열화․손상정도가 허용기 을 만족하지 못하면 원인 분석, 건 성평가 보수

등 한 시정조치를 실시하여야 한다. 평가자는 시정조치에 해 과학기술부

고시 제2001-47호 요건의 만족여부를 확인한다.

2.8 확 인 차

열화․손상 부 에 한 원인분석, 건 성평가, 보수결과가 합한지 여부를

확인한다. 평가자는 확인 차에 해 과학기술부 고시 제2001-47호 요건의 만

족여부를 확인한다.

2.9 행 정 통 제

구조물 검 열화․손상 부 에 한 원인분석 결과, 보수계획 결과는

문서화되어야 한다. 평가자는 행정 통제에 해 과학기술부 고시 제2001-47

호 요건의 만족여부를 확인한다.

2.10 운 경 험

원 구조물에 한 구조물 감시 로그램은 최근에 이르러 실시되었다. 상기

내용들을 포함하는 사업자의 구조물 감시 로그램은 계속운 을 해 유효한

경년열화 리 로그램이 될 것이다.


없 음.

4 . 참고 문 헌

[1] 과학기술부 고시 제2004-13호, “원자로시설의 가동 검사에 한 기 ”


[3] CAN/CSA3-N287.7-96, "In-Service Examination and Testing Requirements

for Concrete Containment Structures for CANDU Nuclear Power Plants".

[4] AECL, Technical Specification 86-21206-0002-00-A,"The Examination and

Testing of the Test Beams for the Prestressing System of Containment

Structure of the Reactor Building,"


KINS/GE-N11

- 304 -


and Records Administration, 2000.

[6] ACI Standard 349.3R-96, Evaluation of Existing Nuclear Safety-Related

Concrete Structures, American Concrete Institute.

[7] ANSI/ASCE 11-90, Guideline for Structural Condition Assessment of

Existing Buildings, American Society of Civil Engineers.



Commission, March 1997.

[9] NUREG-1800, Standard Review Plan for Review of License Renewal

Applications for Nuclear Power Plants, U.S. Nuclear Regulatory

Commission, September 2005.

[10] NUREG-1801, Generic Aging Lessons Learned(GALL) Report, U.S. Nuclear

Regulatory Commission, September 2005.

[11] NUMARC 93-01, Rev. 2, Industry Guideline for Monitoring the Effectiveness

of Maintenance at Nuclear Power Plants(Line-In/Line-Out), Nuclear

Energy Institute, April 1996

[12] Reg Guide 1.90, "Inservice Inspection of Prestressed Concrete Containment

Structures with Grouted Tendons".


Components, Subsection IWL, "Requirements for Class CC Concrete

Components of Light-Water Cooled Power Plants".

KINS/GE-N11

- 305 -



2.28 원자로건물 누설률 시험

1. 평 가 분 야

원자로건물 설률 시험은 다음 사항을 확인하기 해 요구된다. (1) 원자로건

물을 통하는 계통, 기기 원자로건물의 설이 운 기술지침서에 규정된

허용 설률을 과하지 않는다. (2) 원자로건물을 통하는 계통, 기기 원

자로건물의 운 수명 동안 한 보수가 이루어지도록 원자로건물 통부와

격리 밸 에 해 주기 으로 감시한다. 원자로건물 설률 시험은 과학기술부

고시 제2004-15호에 따라 수행되어야 한다.



인 원자로건물 설률 시험에 한 로그램은 계속운 시 재평가되어야 한다.

2. 평 가 지침

2.1 A M P 의 범

원자로건물 설률 시험 로그램의 범 에는 압력을 유지하는 모든 기기들

이 포함되어야 한다. 시험은 두 가지 형태로 실시되는데 종합 설률 시험 (유

형 A 시험)은 원자로건물의 종합 설률을 측정하기 해 실시하는 것으로,

종합 설률은 원자로건물 용 부, 밸 류, 부속품 원자로건물 통 기기를

포함하는 모든 잠재 설 통로를 통한 설들을 합하여 얻어진다. 국부 설률

시험 (유형 B 유형 C 시험)은 각종 원자로건물 통부 격리 밸 에서의

국부 설률을 측정하기 해 실시된다. 과학기술부 고시 제2004-15호의 종

합 설률시험과 국부 설률시험은 이러한 설률 측정 시험에 당한 방법이

다.

2.2 방 조 치

원자로건물 설률 시험 로그램은 감시 로그램이므로 특별한 방조치가 없

다.

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- 306 -

2.3 감 시 /검 사 변 수

원자로건물 쉘, 라이 , 련 용 부, 통부, 부속품 기타 출입통로를 통한

설률이 감시변수이다.

2.4 경 년 열 화 향 감 지

원자로건물 설률 시험 로그램은 체, 개스킷을 포함하여 원자로건물 압

력경계를 이루는 기기들과 원자로건물 쉘, 라이 의 경년열화 감지에 효과 이

다. 설률에 한 계산을 통해 원자로건물의 기 성 구조 건 성을 입증

할 수 있지만, 그 자체만 가지고는 경년열화가 시작되었다거나 지진 하 과 같

은 다른 형태의 하 에 의해 격납능력이 감소되었다는 식의 정보를 주지는 못

한다. 경년열화 향은 본 심사지침 2.26(원자로건물 비 속 라이 ) 2.27(원

자로건물)에서 기술한 원자로건물 가동 검사를 부가 으로 실시함으로써 감

지될 수 있다.


설률 시험 로그램은 운 허가 기간 동안 반복 으로 수행되므로 반 인

압력 경계는 계속 감시된다. 검사의 빈도와 련하여 국부 설률 시험은 시험

상별로 규정된 시험주기로 실시되어야 하며, 종합 설률 시험의 경우 과학기

술부 고시 제2004-15호에 따라 규정된 주기로 수행되어야 한다.

2.6 허 용 기

설률 시험의 허용기 은 발 소 운 기술지침서에 정해져 있다. 이러한 허용

기 은 과학기술부 고시 제2004-15호의 요건을 만족하고 있으며, 각 발 소의

CLB의 일부가 된다. CLB은 계속 운 기간에도 유지된다.

2.7 시 정 조 치

설률이 허용기 을 만족하지 못하면, 불만족의 원인 악을 한 평가와

한 시정 조치를 실시하여야 한다. 시정조치는 과학기술부 고시 제2004-15호

에 따라 취해져야 하며, 평가자는 시정조치에 해 과학기술부 고시 제

2001-47호 요건의 만족여부를 확인한다.

2.8 확 인 차

과도한 설 발생 조건을 보수하기 한 시정조치가 실시될 때 결 이 개선되

KINS/GE-N11

- 307 -

었는지를 확인하기 해 추가 인 설률 시험을 수행하여야 한다. 평가자는

확인 차에 해 과학기술부 고시 제2001-47호 요건의 만족여부를 확인한다.

2.9 행 정 통 제

설률 시험 로그램의 결과는 과학기술부 고시 제2004-15호에서 기술된 바

와 같이 설허용기 이 만족되었음을 입증하기 해 문서화되어야 하며 필요

시 활용할 수 있도록 보존되어야 한다. 평가자는 행정 통제에 해 과학기술

부 고시 제2001-47호 요건의 만족여부를 확인한다.

2.10 운 경 험

과학기술부 고시 제2004-15호의 설률 시험 로그램은 재까지 원자로건물

압력 경계를 통한 설부 에서 허용기 을 과하는 설을 방지하는데 효과

이었다. 종합 설률 시험의 실시 빈도의 결정은 발 소별 운 경험을 반 해

야 한다.


해당 없음

4 . 참고 문 헌

[1] 과학기술부 고시 제2004-15호, “원자로격납건물 기 시험에 한 기 ”


[3] 10 CFR Part 50, Appendix J, Primary Reactor Containment Leakage

Testing for Water-Cooled Power Reactors, Office of the Federal Register,


[4] ANSI/ANS-56.8, "Containment System Leakage Testing Requirements",

1994.

[5] CSA/CAN3 N287.7-M80, "In-service Testing and Examination

Requirements for Concrete Containment Structures for CANDU NPP".

[6] TS-XX-21080-1, "Proof and Leakage Rate Testing of the R/B

Containment".

KINS/GE-N11

- 308 -



2.29 조 벽

1. 평 가 분 야

NUREG-1557은 IEB 80-11의 “조 벽 설계” NRC의 Information Notice

87-67의 “IEB 80-11에 한 사업자 이행조치 검사로부터 얻은 교훈”을 조 벽

AMP의 허용근거로 제시하고 있다. IEB 80-11은 안 련 계통 기기와 근

하거나 이들이 부착된 조 벽의 확인과 설계 합성 시공 행의 평가를

요구하 다. Information Notice 87-67은 발 소별로 조 벽의 상태감시와 IEB

80-11에 따라 작성된 평가기반이 다음 사항에 의해 무효화되지 않도록 보장하

는 행정 통제를 권고하고 있다 : (1) 조 벽의 열화(즉, 재평가시 신규 균열

은 고려 않음), (2) 조 벽에 근 하여 안 련 계통 기기를 새로이 설치

하는 것과 같은 발 소 물리 변경, (3) 비안 등 에서 안 등 으로의 계

통 기기의 재분류.

IEB 80-11 로그램 진행 조 벽의 평가에 있어서 주요 요소는 (1) 내진해

석시 경계조건에 한 명확한 기술근거를 제시하기 한 벽체단부의 강재 지

지물의 설치, (2) 지진발생시 비보강 조 벽의 구조형태를 유지하기 한 가새

(Bracing) 구조물의 설치이다. 결과 으로 조 벽의 균열발생에 추가하여 이들

보강구조물의 기능상실도 평가기반을 무효화시킬 수 있다.

IEB 80-11 로그램 완료 후 고유기능을 수행하는 추가의 조 벽들을 USI

A-46 로그램 실시 에 확인 평가하 다. 따라서 계속운 범 에 포함

되는 조 벽에는 IEB 80-11 로그램 범 내의 벽체뿐만 아니라 USI A-46

로그램 실시 에 의도된 기능 수행을 확인하고 평가한 벽체들도 포함시켜

야한다. 조 벽 로그램의 목표는 계속운 범 내에 있는 각 조 벽들에

해 수립된 평가기 이 계속운 기간동안 유효하게 유지되도록 경년열화 향

을 리하기 한 것이다.



인 조 벽에 한 로그램은 계속운 시 재평가되어야 한다.

2. 평 가 지침

KINS/GE-N11

- 309 -

2.1 A M P 의 범

IEB 80-11 로그램과 USI A-46 로그램에서 의도된 기능을 수행하는 것으

로 확인된 모든 조 벽을 상범 로 한다.

이 AMP가 용되는 조 벽의 목록이 표로 제시되어야 한다. 표에는 AMP의


2.2 방 조 치

특별한 방조치는 없다. 다만, 발 소 설계변경을 하거나 계통의 안 요도

를 재분류하는 경우에는 평가근거가 유지되거나 개정되어야 한다.

2.3 감 시 /검 사 변 수

감시 상 주요 변수는 잠재 으로 평가기반을 무효화할 수 있는 벽체 균열

보강재의 기능상실이다.


조 벽의 경년열화 향을 확인하기 해서는 정자격을 가진 검사요원에 의

해 육안검사 강도조사 등을 실시해야 한다. 검사빈도는 검사주기 사이에 의

도된 기능이 상실되지 않을 만큼 충분한 횟수이어야 한다. 검사의 빈도는 평가

기반에서의 균열의 정도 상태에 따라 벽체마다 다르다. 가새를 설치하지 않

은 비보강 조 벽은 균열의 진행이 평가기반을 무효화할 수 있으므로 검사빈

도를 높게해야 한다. 이러한 조 벽은 어도 매 계획 방정비기간마다 검사하

여야 한다.

2.5 감 시 경 향 악

주기 인 검사를 통해 감시가 이루어져야 하며, 경년열화 정도가 설계기 을

만족하지 못하는 경우에 해서는 한 시정조치를 취해야 한다. 한 원인

악 추이분석을 해 리 상으로 선정한 열화 상에 해서는 최종 평

가결과가 도출될 때까지 보수를 실시하지 않고 주기 으로 감시한다.

2.6 허 용 기

각 조 벽에 있어서 찰된 균열의 정도 보강구조물의 경년열화가 IEB

80-11에 따른 이행 는 USI A-46의 실시 도 에 수립된 평가기반을 무효화

할 정도로 심하면 시정조치가 요구된다. 안으로서 벽의 경년열화 상태를 고

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- 310 -

려한 신규 평가기반을 작성(즉, 추가 평가에 의한 허용정도 보완)하는 것이다.

2.7 시 정 조 치

평가자는 시정조치에 해 과학기술부 고시 제2001-47호 요건의 만족여부를

확인한다.

2.8 확 인 차

평가자는 확인 차에 해 과학기술부 고시 제2001-47호 요건의 만족여부를

확인한다.

2.9 행 정 통 제

평가자는 행정 통제에 해 과학기술부 고시 제2001-47호 요건의 만족여부

를 확인한다.

2.10 운 경 험

Information Notice 87-67은 IEB 80-11을 종결하기 해 작성한 평가기반을

무효화시켰던 원 에서의 여러 가지 상황과 의도된 기능을 수행하는 조 벽에

해 사업자들이 IEB 80-11 로그램에서 기술하지 않았던 들을 보 다.

Information Notice 87-67에서 기술한 바와 같이 IEB 80-11로부터 얻은 교훈

을 이행함으로써 계속운 범 내의 모든 조 벽의 구조 건 성이 계속운

기간 동안에 히 리됨을 보장하여야 한다.



가. 국내 개별 발 소의 설계 특성 운 경험을 반 하여 경년열화에 취약한

부분이 확인되고 제시되어야 한다.

나. 제시된 경년열화 취약부 에 해서는 필요시 계속운 이 에 보완조치를

취해야 한다.

4 . 참고 문 헌


[2] 10 CFR 50.48, Fire Protection, Office of the Federal Register, National

Archives and Records Administration, 2000.


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- 311 -


and Records Administration, 2000.

[4] NRC Generic Letter 87-02, Verification of Seismic Adequacy of Mechanical

and Electrical Equipment in Operating Reactors, Unresolved Safety Issue (USI)

A-46, U.S. Nuclear Regulatory Commission, February 19,1987.

[5] NRC IE Bulletin 80-11, Masonry Wall Design, U.S. Nuclear Regulatory

Commission, May 8, 1980.

[6] NRC Information Notice 87-67, Lessons Learned from Regional Inspections

of Licensee Actions in Response to IE Bulletin 80-11, U.S. Nuclear

Regulatory Commission, December 31, 1987.

[7] Technical Specification for Reactor Building Concrete Block Masonry,

TS-0059-21801-01

[8] Canadian Standards Association A165.1M 1977, Concrete Masonry Units

[9] ASTM C140 1975, Concrete Masonry Units, Sampling and Testing

[10] Canadian Standards Association Z299.4, Inspection Program Require-

ments




[12] NUREG-1801, Generic Aging Lessons Learned(GALL) Report, U.S.


KINS/GE-N11

- 312 -



2.30 구조물

1. 평 가 분 야

구조물 감시는 NRC의 Reg. Guide 1.160, Rev. 2 NUMARC 93-01, Rev. 2

에서 규정하고 있다. 이 문서들은 구조물과 구조요소의 상태, 즉 구조물 구

조요소가 고유기능을 유지하고 있음을 감시하기 한 사업자의 로그램 개발

지침을 제시하고 있다. 계속운 을 한 이 AMP는 안 성 련 구조물 구

조요소(본 심사지침 2.17(매설배 탱크검사), 2.26(원자로건물 비 속 라이

), 2.27(원자로건물), 2.29(조 벽), 2.31(원 수리구조물) 2.32(원자력 방호

도장))에서 기술하지 않는 구조물과 구조요소 경년열화 향에 용된다.

구조물 감시 로그램은 발 소 형식에 따라 다르며, 이 로그램의 평가

기술 근거는 NRC Reg. Guide 1.160, Rev. 2 NUMARC 93-01, Rev. 2에

제시된 이행지침에 기 하고 있다.

이 로그램과 련된 규제기 의 행정조치사항이나 규제기 의 승인을 받은


인 구조물 감시에 한 로그램은 계속운 시 재평가되어야 한다.

2. 평 가 지침

2.1 A M P 의 범

사업자는 구조물 감시 로그램에 의해 리되는 구조물별 경년열화 상을 명

확하게 기술하여야 한다.

한 AMP가 용되는 구조물의 목록이 표로 제시되어야 하며, 최소한 최종안

성분석보고서 3.8장 과학기술부 고시 제2005-8호에 규정된 안 성 련

콘크리트 강재 구조물과 주요기기 지지구조물이 포함되어야 한다. 이 표에

는 AMP의 상이 되는 부분에 한 정보가 가능한 한 자세히 표시되어야 한

다.

2.2 방 조 치

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- 313 -

방조치 사항은 없다.

2.3 감 시 /검 사 변 수

각 구조물별 경년열화 상에 해 감시 검사 변수들은 고유기능의 상실을

야기하는 경년열화를 감지하고 성능 하 정도를 결정할 수 있도록 선정되어야

한다. 감시 검사 변수들은 용 코드, 표 규격 지침에 제시된 내용과 같

아야 하며, 일반 산업계 발 소별 운 경험도 고려하여 선정한다.

콘크리트 강재 구조물, 라이 , 조인트, 방호도장, 방수막 등 감시되고 검사

되어야 할 상 변수 선정을 한 단기 이 ACI 349.3R-96과

ANSI/ASCE 11-90에 제시되어 있다. 한 용 에 한 감시 검사 변수의

추가 상세사항은 EPRI NP-5380에 제시되어 있다. 만일 침하 기 하부의

투수콘크리트의 리가 필요할 경우에는 발 소의 구지하수 처리시설의 기

능유지가 감시되어야 한다. 한 콘크리트 구조물의 개구부 통부에 시공

된 폐재의 기능유지가 감시되어야 한다.


램이 만족된다는 결론에 도달할 수 있도록 상세한 감시 검사 변수에 하

여 기술해야 한다.


각 구조물별 경년열화 상에 해 요구기능의 상실 이 에 경년열화를 탐지하

여 정량화할 수 있도록 검사방법, 일정 검사자 자격인증 등을 선정하여야

한다. 검사방법, 일정 검사자 자격은 용 코드, 표 규격 지침에 제시된

내용과 같아야 하며, 일반 산업계 지침 산업계와 발 소별 운 경험도 고려

하여 선정되어야 한다.

ACI 349.3R-96 ANSI/ASCE 11-90은 경년열화 향을 탐지하기 한 허용

근거를 제시하고 있다. 경년열화를 확인하기 한 부분의 탐지방법은 육안검

사에 의존하고 있으며, ACI 349.3R-96에 규정하고 있는 육안검사 상으로는

구조물, 이음부 이음재료, 인 하는 구조물 재료(즉, 인 토양), 비 속라

이 , 바닥 과 앵커볼트 등의 모든 노출면을 포함한다. ANSI/ASCE 11-90에

서는 물리 상태를 검할 경우 필요에 따라 세척, 연마 타격 등의 간단한

물리 조치를 활용할 수 있도록 하고 있다. 콘크리트(만일 비 속라이 , 이

음부, 방호도장, 방수막 통부 폐재의 경년열화 리가 요한 경우에는

이를 포함)의 상세 탐지방법은 ACI 349.3R-96에서 설명하고 있다.

구조용 강재(이음부 포함)의 상세 탐지방법은 ANSI/ASCE 11-90에서 설명하

KINS/GE-N11

- 314 -

고 있으며, 용 에 한 추가 인 상세 탐지방법은 EPRI NP-5380에 설명되어

있다. 구조물의 검빈도는 구조물, 환경조건 과거이력에 따라 결정되지만,

그 주기는 10년을 넘어서는 안 된다. 이 주기는 ACI 349.3R-96의 콘크리트 구

조물 검주기 NUREG-1552의 권고사항과 일치한다.


램이 만족된다는 결론에 도달할 수 있도록 상세한 탐지사항을 기술해야 한다.


Reg. Guide 1.160, Rev. 2의 규제입장 1.5 “구조물 감시”에는 이 로그램을 만

족시킬 수 있는 허용근거를 제시하고 있다. 심각한 경년열화가 없는 구조물은

일상 검을 통하여 추가 열화․손상이 발생되는지 여부를 감시한다. 경년열화

정도가 설계기 을 만족하지 못하는 구조물에 해서는 한 시정조치를 취

해야 하며, 원인 악 추이분석을 해 리 상으로 선정한 열화 상에

해서는 최종 평가결과가 도출될 때까지 보수를 실시하지 않고 주기 으로 감

시한다.

2.6 허 용 기

각 구조물별 경년열화 상에 해 고유기능의 상실 이 에 시정조치의 필요성

이 확인되도록 허용기 을 선정한다(만일 비 속라이 , 합부, 방호도장, 방

수막의 경년열화 리가 요한 경우에는 이를 포함). 허용기 은 용 코드,

표 규격 지침에 제시된 내용과 같아야 하며, 일반 산업계 지침 산업계

와 발 소별 운 경험도 고려하여야 한다. 콘크리트 구조물에 해서는 ACI

349.3R-96의 5장에서 허용기 을 규정하고 있다. 허용기 은 (1) 추가 평가할

필요없이 허가, (2) 검토 후 허가, (3) 추가 평가가 요구되는 상태로 구분한다.

를 들어 콘크리트에 해 추가 평가없이 허가하는 경우에는 최 폭 0.4㎜

미만의 균열이 해당된다. 사업자의 발 소별 구조물 감시 로그램은 평가자의

기술검토 시 이 로그램이 만족된다는 결론에 도달할 수 있도록 상세한 허용

기 을 기술해야 한다.

2.7 시 정 조 치

열화․손상정도가 허용기 을 만족하지 못하면 원인분석, 건 성평가 보수

등 한 시정조치를 실시하여야 한다. 평가자는 시정조치에 해 과학기술부

고시 제2001-47호 요건의 만족여부를 확인한다.

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- 315 -

2.8 확 인 차

열화․손상 부 에 한 원인분석, 건 성평가, 보수결과가 합한지 여부를

확인한다. 평가자는 확인 차에 해 과학기술부고시 제2001-47호 요건의 만

족여부를 확인한다.

2.9 행 정 통 제

구조물 검 열화․손상 부 에 한 원인분석 결과, 보수계획 결과는

문서화되어야 한다. 평가자는 행정 통제에 해 과학기술부고시 제2001-47

호 요건의 만족여부를 확인한다.

2.10 운 경 험

원 구조물에 한 구조물 감시 로그램은 최근에 이르러 실시되었다. 상기

내용들을 포함하는 사업자의 구조물 감시 로그램은 계속운 을 해 유효한

경년열화 리 로그램이 될 것이다.



가. 국내 개별 발 소의 설계특성 운 경험을 반 하여, 특히 열, 고방사선

해수(염분)에 노출된 구조물( 는 부재)의 열화․손상 여부가 확인되고

제시되어야 한다.

나. 국내 개별 발 소의 설계특성 운 경험을 반 하여 사용후핵연료 장

조, 칼란드리아 볼트, 다우징 탱크 등 수조구조물의 설여부가 확인되고

제시되어야 한다.

4 . 참고 문 헌

[1] 과학기술부고시 제2001-47호, “원자로시설의 품질보증 세부요건에 한 기 ”

[2] 과학기술부 고시 제2005-8호, “기타 원자로의 안 에 계되는 시설에 한 규

정”

[3] 건설교통부고시 제2003-170호, “시설물의 안 검 정 안 진단 지침”



and Records Administration, 2000

[5] DG-XX-24000-1, Service Building Design Requirements : AECL 설계기

서

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- 316 -

[6] CSA/CAN3-N287.7-M80, In-Service Examination and Testing Require-

ments for Concrete Containment Structures for CANDU Nuclear Power

Plants, 1980



Commission, March 1997






[10] NUMARC 93-01, Rev. 2, Industry Guideline for Monitoring the

Effectiveness of Maintenance at Nuclear Power Plants (Line-In/Line-Out),

Nuclear Energy Institute, April 1996

[11] ACI Standard 349.3R-96, Evaluation of Existing Nuclear Safety -Related

Concrete Structures, American Concrete Institute



[13] ACI 201.1R-92, Guide for Making a Condition Survey of Concrete in

Service, American Concrete Institute

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- 317 -



2.31 원전 수리 구조물

1. 평 가 분 야

“원 련 수리구조물의 검”이라는 제목의 NRC의 Reg. Guide 1.127은 ,

경사지, 수로 원 의 비상냉각수 계통이나 홍수방호와 련된 기타 수리구

조물에 한 한 가동 검 감시 로그램을 작성하기 한 근거를

규정하고 있다. Reg. Guide 1.127 로그램은 수리구조물에 향을 수 있는

경년열화, 극한 환경조건에 의한 성능 하 자연 상의 향을 설명한다.

Reg. Guide 1.127 로그램은 경년열화 성능 하의 결과가 기에 방

완화될 수 있도록 수리구조물의 주기 인 감시 보수의 요성을 제시하고

있다.

Reg. Guide 1.127은 공학 자료의 수집, 검활동, 기술 평가, 검빈도

검보고서의 내용요건에 한 지침을 포함하여 수리구조물의 사업자 검 로

그램에 한 상세지침을 제시하고 있다. Reg. Guide 1.127에서 기술하고 있는

수리구조물에는 (1) 콘크리트 구조물, (2) 제방 구조물, (3) 여수로 배수 구

조물, (4) 수조, (5) 냉각수로 취배수 구조물 등이 있으며, (6) 안 성

능계측기를 평가하기 한 방법도 제시하고 있다.

이 로그램과 련된 규제기 의 행정조치사항이나 규제기 의 승인을 받은


인 원 수리구조물에 한 로그램은 계속운 시 재평가되어야 한다.

2. 평 가 지침

2.1 A M P 의 범

Reg. Guide 1.127은 원 의 비상냉각수 계통 는 홍수방호와 련된 수리구

조물에 용된다. Reg. Guide 1.127 로그램에 포함되는 수리구조물로는 (1)

콘크리트 구조물, (2) 제방 구조물, (3) 여수로 배수 구조물, (4) 수조, (5)

냉각수로 취배수 구조물과 (6) 안 성능계측기가 있으며, 가압 수형

원 에서는 비상용수공 (EWS) 건물 장조, 기기냉각해수 순환수 취수

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구조물 취․배수용 콘크리트 로 등이 포함된다. 이 에서 콘크리트 구조

물, 비상용수공 건물, 취․배수 구조물 등의 구조물과 매설배 등의 냉각수

로는 각각 2.30(구조물) 2.17(매설배 탱크검사)에 따른 경년열화 리

상으로 선정해 리해도 좋다.

이 AMP가 용되는 구조물의 목록이 표로 제시되어야 한다. 표에는 AMP의


2.2 방 조 치

Reg. Guide 1.127은 감시 로그램이므로 특별한 방조치는 규정하지 않는다.

2.3 감 시 / 검 매 개 변 수

Reg. Guide 1.127은 수리구조물에 한 감시 검변수를 확인하고 있다. 변

수는 구조물에 따라 변한다. 콘크리트 구조물에 한 감시 검변수에는 균

열, 이동(즉, 침하, 융기, 처짐), 침식, 공동화, 침윤 설이 있다. 제방구조물

에 한 감시 검변수로는 침하, 함몰, 사면안정성(즉, 비정상 정렬 원

시공경사와의 차이), 배수계통의 정기능, 사면보호물의 성능 하가 있다. 이

러한 수리구조물 기타의 감시 검 변수에 한 상세한 사항은 Reg.

Guide 1.127의 C.2장에서 규정하고 있으며, 일반 산업계 지침을 참조할 수 있

다.


수리구조물의 경년열화 상에 해 요구기능이 상실되기 이 에 경년열화를

탐지하여 정량화할 수 있도록 검사방법, 일정 검사자 자격인증 등을 선정하

여야 한다. 검사방법, 일정 검사자 자격은 용 코드, 표 규격 지침에

제시된 내용과 같아야 하며, 일반 산업계 지침 산업계와 발 소별 운 경험

도 고려하여 선정되어야 한다.

수리구조물의 경년열화를 감지하는 데에 육안 검이 일차 으로 활용되며, 일

부의 경우에는 계측기를 설치하여 수리구조물의 거동을 측정한다. Reg. Guide

1.127은 설치된 계측기의 가용한 기록과 지시값을 검토하여 경년열화를 나타내

는 비정상 성능이나 문제를 탐지하도록 규정하고 있으며, 검주기는 5년을 넘

지 않는 간격으로 주기 인 검을 요구하고 있다. 이 5년 주기는 지속 으로

유체에 노출되거나 항하는 구조물의 검과 련하여 ACI 349.3R에서도 유

사하게 규정하고 있다. 이와 같은 검주기는 발 소 안 에 심각한 향을 주

기 에 수리구조물의 경년열화를 감지하는데 합하다. Reg. Guide 1.127은

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- 319 -

한 형 홍수, 지진, 태풍, 토네이도 국지강우 같은 심각한 자연 상의 발

생 직후에 특별 검이 필요함을 제시하고 있다.


수리구조물의 감시는 Reg. Guide 1.127에서 규정하듯이 주기 인 검의 실시

에 의해 수행된다. 상기한 2.4의 경년열화 향의 감시와 함께 검을 통하여

보수 운 차의 합성과 품질을 감시한다. Reg. Guide 1.127은 경향

악의 필요성은 규정하지 않고 있다.

2.6 허 용 기

시정조치의 필요성을 평가하기 한 허용기 은 Reg. Guide 1.127에 규정되어

있지 않다. 그러나 콘크리트 구조물에 해서는 ACI 349.3R의 5장에 허용기

을 규정하고 있으며, 열화 향의 합성을 결정하는 허용기 (정량 인 기 을

포함하는)과 추가평가가 필요한 경우에 한 평가기 을 규정하고 있다. 한

, 제방과 같은 구조물의 허용기 은 일반 산업계 지침을 참조할 수 있다.

2.7 시 정 조 치

Reg. Guide 1.127은 사업자의 가동 검과 감시 로그램에서 원 설계조건

으로부터 경년열화에 기인하는 구조 조건의 변화를 확인하기 하여 수리구

조물의 주기 인 검을 포함시킬 것을 권고하고 있다. 심각한 변화가 발생한

것이 밝 지면 상태평가를 실시하여야 한다. 여기에는 문제 는 비정상 상태

의 원인에 한 기술 평가, 구조물의 거동 는 이동의 평가, 복구 는 완

화 조치를 한 권고사항이 포함된다. 평가자는 시정조치와 련하여 과학기술

부고시 제2001-47호 요건의 만족여부를 확인한다.

2.8 확 인 차

Reg. Guide 1.127의 C.2장에 기술한 바와 같이 보수 운 차서의 합성

과 품질을 확인하기 하여 특별한 주의가 필요하다. 평가자는 확인 차와

련하여 과학기술부고시 제2001-47호 요건의 만족여부를 확인한다.

2.9 행 정 통 제

검은 참고 규제기 의 감사를 해 발 소에 보 하는 기술보고서의 형

태로 문서화한다. 기술보고서에서는 추가 검에 한 결정 권고사항, 교정

완화 조치, 발 소 안 에 향을 미치는 비정상 상태와 함께 각 검의 결

과를 설명하여야 한다. 평가자는 행정 통제와 련하여 과학기술부 고시 제

KINS/GE-N11

- 320 -

2001-47호 요건의 만족여부를 확인한다.

2.10 운 경 험

미국에서는 여러 원 에서 Reg. Guide 1.127 로그램을 실시하여 수리구조물

의 경년열화가 감지되었으며, 몇 가지 경우는 개선조치가 요구되었다. 그러나

의도된 기능의 상실은 없었으므로 Reg. Guide 1.127의 지침에 따라 실시된

검은 의도된 기능이 상실되기 이 에 심각한 경년열화를 성공 으로 감지해

왔다고 할 수 있다.



가. 국내 개별 발 소의 설계특성 운 경험을 반 하여 경년열화에 취약한

부분이 확인되고 제시되어야 한다.

나. 제시된 경년열화 취약부 에 해서는 필요시 계속운 을 한 재가동 이

에 보완조치를 취해야 한다.

4 . 참고 문 헌

[1] 과학기술부고시 제2001-47호, “원자로시설의 품질보증 세부요건에 한 기 ”

[2] 건설교통부고시 제 2006 -14 8 호 , “시설물의 안 검 정 안 진단 지침”

[3] NRC Regulatory Guide 1.127, Inspection of Water-Control Structures

Associated with Nuclear Power Plants, Revision 1, U.S. Nuclear

Regulatory Commission, March 1978, NUREG-1801 XI S-24, April 2001

[4] ACI 349.3R-96, Evaluation of Existing Nuclear Safety- Related Concrete

Structures, American Concrete Institute

[5] ACI 201.1R-92, Guide for Making a Condition Survey of Concrete in

Service, American Concrete Institute








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- 321 -

가압중수형 원전 계속운전 평가지침서

(Standard Review Guide for Continued Operation of PHWR Plants)

2.32 원자력 방호도장

1. 평 가 분 야

원자로건물내 안 성 련 방호도장 사용후연료 장조내 에폭시라이 의 열

화감시 한 유지 리는 방사성물질의 설방지 원자로건물 집수/배

수계통의 재순환수를 이용하는 안 계통의 가동성을 유지하는데 필수 이다.

원자로건물내 방호도장의 경년열화에 의해서는 설계기 사고시 집수조 여과기

가 막 집수 배수계통을 통과하는 유량 감소의 원인이 될 수 있으며, 사용

후연료 장조내 에폭시라이 의 경년열화에 의해서는 방사성물질의 설 통로

를 제공할 수 있다.

C A N/C SA 3 -N28 7.7의 규제입장은 원자로건물내 방호도장 유기재료의 주

기 리의 허용 근거를 제공하고 있으며, Reg. Guide 1.54, Rev. 1의 규제입

장 C4는 Service Level I 방호도장의 성능감시 유지 리 로그램에

한 기술 허용근거를 제공하고 있다. 따라서 계속운 용 경년열화 리계획을

합하게 세우기 해서는 원자로건물내 Service Level I 방호도장 사용

후연료 장조내 에폭시라이 의 성능감시 유지 리 로그램은 아래에 논

의되는 사항을 포함하여야 한다.



인 원자로건물내 안 성 련 방호도장 사용후연료 장조내 에폭시라이 의

감시 유지 리에 한 로그램은 계속운 시 재평가되어야 한다.

2. 허 용 기

2.1 경 년 열 화 리 계획 범

이 로그램의 최소범 는 CSA/CAN3 N287.2, CSA/CAN3 N287.7 Reg.

Guide 1.54, Rev. 1에 기술된 안 성 련 방호도장 사용후연료 장조의 에

폭시라이 로서 “Service Level I 방호도장은 도장의 손상이 설계기 사고

후 유체계통의 운 에 나쁜 향을 주어 안 운 정지 기능에 손상을 수

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- 322 -

있는 원자로건물 내에 사용되며, 에폭시라이 는 방사성물질의 설을 방지하

는 사용후연료 장조 등에 사용된다.”고 정의한다. 그러나 사업자는 Service

Level II 의 경우도 이 로그램으로 리할 수 있다.

이 경년열화 리계획이 용되는 방호도장 에폭시라이 부 목록이 표

로 제시되어야 한다. 표에는 경년열화 리계획의 상이 되는 부분에 한 정

보가 가능한 자세히 표시되어야 한다.

2.2 방 조 치

방사성물질의 설과 탄소강의 부식을 유발할 수 있는 방호도장과 에폭시라이

의 열화 재료의 손상에 하여 방호도장과 에폭시라이 를 감시하고 유

지 리하는 이 로그램이 방조치가 된다.

2.3 감 시 /검 사 변 수

Reg. Guide 1.54의 규제 입장 C4는 “ASTM D 5163은 가동 원자력발 소의

Service Level I 방호도장의 성능감시 차 로그램을 수립하는데 있어 규제

기 의 평가자가 허용할 만한 지침을 제시하고 있다.”고 기술한다. ASTM D

5163의 9.2 에서 감시 검사변수로는 “부풀음, 균열, 박리 벗겨짐, 녹, 물

리 손상”과 같은 육안결함을 제시하고 있다.


C A N/C SA 3 -N28 7.7는 매 2년마다, ASTM D 5163의 5 은 주요 보수기간

는 매 계획 방 정 비 시 로 검사 빈도를 정하고 있다. ASTM D 5163의 8 은

도장검사자, 검사총 자 평가자의 자격에 해 설명하고 있고, ASTM D

5163의 9.1 은 검사계획의 작성 사용할 검사방법에 해 정하고 있는데

“ 장실사를 통해 근 가능한 모든 도장표면에 해서는 일반 인 육안 검사

를 실시한다. 이 에 결함이 있는 것으로 지 되었던 지역과 실사과정에서 결

함이 있는 것으로 지 된 지역에 하여는 다시 상세 육안검사를 실시한다. 그

리고 비상노심냉각 계통과 련된 집수조 는 여과기 근처의 모든 도장표면

에 해서도 상세 육안검사를 다시 실시하여야 한다.”고 기술한다. 이 은

한 검사결과의 장문서화에 해서도 설명하고 있으며, ASTM D 5163의 9.5

은 검사에 필요한 도구와 장비에 해 설명하고 있다.


ASTM D 5163은 감시 경향분석 활동들을 설명하고 있는데, 6.2 에서는

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- 323 -

앞선 2회차의 검사보고서를 검사 에 검토하도록 하고 있으며 10.1.2 에서는

보수가 동일 운 정지 기간내 필요하다든지 간 기간동안 계속 감시하되 차

기 운 정지기간까지 연기한다든지 하는 보수 상 지역의 요도 구분을 검사

보고서에 정하도록 하고 있다.

2.6 허 용 기

ASTM D 5163의 9.2.1～9.2.6, 9.3, 9.4 에서는 결함이 있는 방호도장면의 특

성화, 문서화 시험에 한 지침을 담고 있으며, 추가 인 ASTM 기타

인정된 시험 방법들을 조사된 결함의 심각성을 규명하는데 사용할 수 있도록

소개하고 있다. 평가는 부풀음, 균열, 박리 벗겨짐, 녹 등 물리 손상에

한 것으로서 ASTM D 5163의 11 에서 다룬다. 검사보고서는 책임이 있는 평

가자에 의해 평가되어야 하며, 평가자는 추정되는 손상사유 분석을 포함한

결과와 향후 감시 유지 리에 한 권고사항의 요약서를 작성하여야 한다.

보수작업은 주요 결함지역 는 일반 결함지역으로 나 며, 주요 결함지역에

해서는 가능한 동일 정지기간 내에 보수가 되도록 시정조치 계획의 권고안

이 요구된다.

2.7 시 정 조 치

평가자는 시정조치와 련하여 과기부고시 제 2001-47호 요건의 만족여부를

확인한다.

2.8 확 인 차

평가자는 확인 차와 련하여 과기부고시 제 2001-47호 요건의 만족여부를

확인한다.

2.9 행 정 통 제

평가자는 행정 통제와 련하여 과기부고시 제 2001-47호 요건의 만족여부

를 확인한다.

2.10 운 경 험

NRC GL98-04에는 원자로건물내 방호도장재 열화와 집수조 여과기(Sump

Screen)의 막힘 상을 포함한 산업계의 경험을 담고 있다. Reg. Guide 1.54,

Rev. 1은 2000년 7월에 발행되었으며, 규제입장 C4에 따라 실시된 Service

Level I 방호도장의 성능감시 유지 리 로그램은 Service Level I 방

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- 324 -

호도장의 경년열화를 리하기에 효율 인 로그램이며, 결과 으로 방사성물

질의 설방지 구조물의 부식에 의한 재료 손실을 효과 으로 리하는 수

단이 될 것으로 상된다.



1) 국내 개별 발 소의 설계 특성 운 경험을 반 하여 경년열화에 취약

한 부분이 확인되고 제시되어야 한다.

2) 제시된 경년열화 취약부 에 하여는 필요시 계속운 이 에 보완조치를

취해야 한다.

4 . 참고 문 헌




규정”

[3] 과학기술부 고시 제2001-47호, “원자로시설의 품질보증 세부요건에 한 기

,” 2001. 12.

[4] CSA/CAN N287.2, Material Requirements for Concrete Containment

Structure for CANDU NPPs

[5] CSA/CAN3-N287.7, Construction, Fabrication, and Installation

Requirement for Concrete Structure for CANDU Nuclear Power Plants



U.S. Nuclear Regulatory Commission, June 1973.



U.S. Nuclear Regulatory Commission, July 2000

[8] ASTM D5144, Standard Guide for Use of Protective Coating Standards in

Nuclear Power Plant, ASTM.

[9] ASTM D5163, Standard Guide for Establishing Procedures to Monitor the

Performance of Safety Related Coatings in an Operating Nuclear Power

Plant, ASTM.

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- 325 -


Core Cooling System and the Containment Spray System After a

Loss-Of-Coolant Accident Because of Construction and Protective

Coating Deficiencies and Foreign Material in Containment, U.S. Nuclear


[11] EPRI Report TR-109937, Guidelines on the Elements of a Nuclear

Safety-Related Coatings, Electric Power Research Institute, March 1998.

KINS/GE-N11

- 326 -



2.33 ‘환경검증 요건’을 적용받지 않는 전기케이블 및 비금속 연결부

1. 평 가 분 야

원자력발 소의 부분 지역에서의 실제 환경조건( , 온도, 방사선 는 습기)

은 발 소 설계환경에 비해 심각하지 않다. 그러나 일부 지역에서는 실제 환경

조건이 더 심각할 수도 있다. 이블 연결부에 사용되는 도체 연재는 열

악한 지역환경(adverse localized environment)에서 상보다 더 빨리 나빠질

수 있다. 열악한 지역의 환경은 이블에 하여 규정된 사용 조건보다 훨씬

더 심각하다.

이 AMP의 목 은 본 심사지침서 3.4(기기의 내환경검증)의 환경검증 요건을

용받지 않는 것들로서 열, 방사선 는 습기로 인한 열악한 지역의 환경에

노출되어 있는 기 이블 연결부의 의도된 기능이 계속운 기간 동안에도

CLB를 일 되게 수할 것인지를 합리 으로 보증하기 함이다. 이 로그램

은 NUREG/CR-5643, IEEE Std. 1205, SAND96-0344 EPRI TR-109619에

제시된 기술 정보와 지침을 고려한 것이다.

이 AMP는 특히 열악한 지역의 환경에 설치되어 있는 부분의( 부는 아님)

이블 연결부가 근이 가능하도록 설계된 발 소의 이블 연결부를

다루도록 작성된 것이다. 이 로그램은 기술된 바와 같이 표본 로그램으로

간주될 수 있다. 근 가능한 지역에서 선정된 이블 연결부(검사표본)에

하여 검사하고, 그것들이 합리 으로 보증된다면 열악한 지역의 환경에 있는

모든 이블과 연결부를 표한다. 검사표본 에서 일부 이블 는 연결부

가 허용할 수 없는 조건이나 상황이 있는 것으로 확인되면, 동일한 조건이나

상황에 처해 있는 근이 가능한 는 근이 곤란한 지역의 다른 이블

는 연결부에도 용할 것인지에 하여 결정해야 한다.

NUREG/CR-5643에서 기술된 바와 같이 이블에 한 주요 사항은 사고조건

에 노출시 경년열화된 이블의 성능이다. 이는 본 심사지침서 3.4(기기의 내환

경검증)의 환경검증 요건을 용받지 않으므로, 이 AMP에서 다루는 이블

연결부는 열악한 사고조건(harsh accident condition)에 노출되지 않을 뿐만

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- 327 -

아니라 노출되더라도 사고 기간이나 이후에 기능 유지가 요구되지 않는 것들

이다.


보고서, 차서, 는 이행조치 등이 있을 경우 이 조치가 우선한다. 환경검증

요건을 용받지 않는 기 이블 연결부에 한 경년열화 리 로그램은

계속운 을 해 평가되어야 한다.

2. 평 가 지침

2.1 A M P 의 범

이 검사 로그램은 산소가 존재하는 환경에서 열이나 방사선으로 인한 열악한

지역의 환경에 설치되어 있고, 계속운 평가범 내에 있는 근 가능한 기

이블 연결부에 용한다.

이 AMP가 용되는 이블의 목록이 표로 제시되어야 한다. 표에는 AMP의

상이 되는 이블 연결부에 한 정보가 가능한 한 자세히 기술되어야

한다.

2.2 방 조 치

이 로그램은 검사 로그램이며 이 로그램의 일부로서 경년열화를 방하

거나 완화하기 한 조치는 없다.

2.3 감 시 /검 사 변 수

열악한 지역의 환경에 설치되어 있고 근이 가능한 기 이블 연결부에

해 표 인 표본을 취하여 이블 연결부 외피면의 비정상 징후 즉, 취

성, 탈색, 균열, 표면오염을 육안으로 검사한다. 선정된 표본에 한 기술 인

배경이 제시되어야 한다.


산소가 존재하는 환경에서 열, 방사선 는 습기로 인한 도체 연재의 경년열

화는 이블 연결부 외피면에서 비정상 징후를 나타낸다. 열악한 지역의 환

경에 설치된 근이 가능한 이블 연결부에 하여 어도 10년에 한번씩

육안 검사를 수행한다. 이것은 경년열화가 천천히 진행한다는 경험에 근거하여

도체 연재의 손상을 막을 수 있는 한 기간이다. 계속운 을 한 첫 번

째 검사는 계속운 을 한 재가동 이 에 종료되어야 한다.

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- 328 -


검사결과에 한 경향분석 능력이 제한 이기 때문에 경향분석 활동은 이

로그램의 일부로서 포함되지 않는다. 이것이 요건은 아니지만 경향분석은 열화

율(degradation rate)에 한 추가 인 정보를 제공해 수 있다.

2.6 허 용 기

근이 가능한 이블 연결부는 도체 연재 는 연결부의 열화 징후를

육안으로 확인하 을 때 허용할 수 없을 정도로 외피면에서 이상 징후가 있어

서는 안된다. 허용할 수 없는 이상 징후는 만약 그것이 리하지 않고 방치해

두면 의도된 기능의 상실을 래할 수 있는 기록된 조건이나 상황을 의미한다.

2.7 시 정 조 치

이블 연결부 외피면의 이상 징후에 한 모든 허용할 수 없는 육안 검사

결과에 해서는 공학 평가가 수행되어야 한다. 그러한 평가는 기기의 사용

년수와 운 환경뿐만 아니라 이상 징후의 심각성과 그러한 이상 징후가 이미

도체 연재 는 연결부의 열화에 반 되었는지 여부를 고려하여야 한다. 시

정 조치는 제한된 것은 아니지만 시험, 차폐 는 다른 환경 변화, 는 향

을 받은 이블이나 연결부의 재배치 는 교체를 포함할 수 있다. 허용할 수

없는 조건이나 상황이 확인되면 그와 동일한 조건 는 상황에 있는 다른

근이 가능한 는 근이 곤란한 이블 는 연결부에도 용될 수 있는지에

하여 결정한다. 평가자는 ‘원자로시설등의기술기 에 한규칙’ 제4 의 규칙

을 시정조치 기 으로 고려하여 평가한다.

2.8 확 인 차

평가자는 ‘원자로시설등의기술기 에 한규칙’ 제4 의 규칙을 확인 차의 기

으로 고려하여 평가한다.

2.9 행 정 통 제

평가자는 ‘원자로시설등의기술기 에 한규칙’ 제4 의 규칙을 행정 통제의

기 으로 고려하여 평가한다.

2.10 운 경 험

운 경험에 의하면 기 이블 연결부에 하여 열 는 방사선으로 인한

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- 329 -

열악한 지역의 환경은 증기발생기, 가압기 는 수 과 같은 고온공정배 의

근처 는 상부(몇 피트 이내)가 될 수 있는 것으로 확인되었다. 이와 같은 열

악한 지역의 환경은 이블 연결부의 연재에서 육안으로 측할 수 있을

만한 경년열화, 즉 탈색 는 외피 균열을 래하는 것으로 확인되었다. 이러

한 육안 징후는 열화의 척도로 사용될 수 있다.


신청자는 계속운 과 련하여 다음 사항을 반 하여야 한다.

가. 국내 개별 발 소의 설계특성 운 경험을 반 하여 열, 방사선 는 습

기로 인한 열악한 지역의 환경이 확인되고 제시되어야 한다.

나. 열악한 지역의 환경에 노출되는 ‘환경검증 요건’을 용받지 않는 이블

연결부의 연물질 특성과 경년열화 메커니즘이 확인되어야 한다.

4 . 참고 문 헌

[1] 원자로시설등의기술기 에 한규칙(과학기술부령 제31호)

[2] EPRI TR-109619, Guideline for the Management of Adverse Localized

Equipment Environments, Electric Power Research Institute, Palo Alto,

CA, June 1999.

[3] IEEE Std. 1205-2000, IEEE Guide for Assessing, Monitoring and Mitigating

Aging Effects on Class 1E Equipment Used in Nuclear Power Generating

Stations.

[4] NUREG/CR-5643, Insights Gained From Aging Research, U. S. Nuclear


[5] SAND96-0344, Aging Management Guideline for Commercial Nuclear

Power Plants - Electrical Cable and Terminations, prepared by Sandia

National Laboratories for the U.S. Department of Energy, September

1996. NUREG-1801 XI E-4 April 2001

KINS/GE-N11

- 330 -



2.34 ‘환경검증 요건’을 적용받지 않는 계측회로에 사용된 전기 케이블 및 연결부

1. 평 가 분 야

원자력발 소의 부분 지역에서의 실제 환경조건( , 온도, 방사선 는 습기)

은 발 소 설계환경에 비해 심각하지 않다. 그러나 일부 지역에서는 실제 환경

이 더 심각할 수도 있다. 이블 연결부에 사용되는 도체 연재는 열악한

지역환경(adverse localized environment)에서 상보다 더 빨리 나빠질 수 있

다. 열악한 지역의 환경은 이블에 하여 규정된 사용 조건보다 훨씬 더 심

각하다.

열, 방사선 는 습기로 인한 열악한 지역의 환경에 노출된 기 이블은 연

항(IR)이 감소될 수 있다. 연 항이 감소되면 도체들 간이나 각 도체와

지 간에 설 류가 증가한다. 연 항의 감소는 계측회로의 정확도를 떨어뜨

리므로 방사선 감시와 핵 계측과 같이 민감하고 낮은 수 의 신호를 갖는 회

로에서는 심사항이 된다.


용받지 않는 것들로서 열, 방사선 는 습기로 인한 열악한 지역의 환경에

노출된 민감하고, 고 압, 낮은 수 의 신호를 갖는 계측회로에 사용되는 기

이블의 의도된 기능이 계속운 기간 동안에도 CLB를 일 되게 수할 것인

지를 합리 으로 보증하기 함이다. 이 로그램은 NUREG/CR-5643, IEEE

Std. 1205, SAND96-0344 EPRI TR-109619에 제시된 기술 정보와 지침을

고려한 것이다.

이 AMP에는 경년열화 정도를 악하기 하여 두 가지 방법 하나를 사용

한다. 첫 번째 방법은 교정결과나 주기시험결과를 평가하여 이블의 경년열화

정도를 악한다. 두 번째 방법은 이블계통에 하여 직 시험을 실시한다.

이 AMP는 고 방사선 성자속 감시 계측 이블 뿐만 아니라 연

항의 감소에 민감한 고 압, 수 의 신호회로에 사용되는 이블에 용한

다. 이러한 이블에 하여는 본 심사지침서 2.36(환경검증 요건을 용받지 않

는 근 곤란한 압 이블)이 용되지 않는다.

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경검증)의 환경검증 요건을 용받지 않으므로, 이 경년열화 리 로그램에서

다루는 이블은 열악한 사고조건(harsh accident condition)에 노출되지 않을

뿐만 아니라 노출되더라도 사고 기간이나 이후에 기능 유지가 요구되지 않는

것들이다.



요건을 용받지 않는 기 이블에 한 경년열화 리 로그램은 계속운 을

해 평가되어야 한다.

2. 평 가 지침

2.1 A M P 의 범

이 로그램은 AMR을 받아야 하는 방사선 감시 핵 계측과 같이 민감하고,

고 압, 수 의 신호를 갖는 회로에 사용되는 이블 연결부( 이블계통)

에 용한다.


상이 되는 이블 연결부에 한 정보가 가능한 한 자세히 기술되어야

한다.

2.2 방 조 치

이 로그램은 감시시험 로그램이므로 이 로그램의 일부로서 경년열화를

방하거나 는 완화하기 한 조치는 없다.

2.3 감 시 /검 사 변 수

감시 변수는 수행되는 특정한 교정, 주기 검 는 시험으로부터 결정되고 발

소 차에 따라 기록된 주기 검이나 교정을 받은 특정한 계측회로를 기반

으로 한다.


교정 결과 는 주기 검 로그램의 결과에 한 검토는 계측회로 성능과

련된 허용기 에 근거하여 경년열화 향의 징후를 제시할 수 있다. 일상 인

교정 는 주기 검 에 취득한 결과 검토를 통하여 신청자는 이블 연

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- 332 -

결부의 의도된 기능 상실 에 심각한 경년열화를 탐지할 수도 있다. 첫 번째

검토는 설계수명 만료 에 완료되어야 하고 그 후에는 어도 10년마다 수행

되어야 한다. 허용기 을 만족하지 못한 모든 교정 는 주기 검 결과는 경년

열화 향의 에서 검토되어야 한다.

교정 는 주기 검 로그램이 시험회로 상의 이블계통을 포함하지 않는

경우나 에 기술된 교정결과 검토에 한 안으로서 신청자는 이블계통에

한 시험을 수행할 수 있다. 연계통의 열화를 탐지할 수 있는 실증된 이

블계통 시험과 그 분야에 합한 것으로 평가된 시험( , 연 항시험, 시간

역 반사시험: time domain refectometry)이 수행될 수 있다. 첫 번째 시험은

계속운 을 한 재가동 이 에 완료되어야 한다. 이러한 이블에 한 시험

주기는 신청자가 공학 평가를 기반으로 결정하여야 하며, 10년을 과하지

않아야 한다.


경향분석 활동은 시험결과에 한 경향분석 능력이 선택한 시험의 유형에 따

라 다르기 때문에 이 로그램의 일부로서 포함되지 않는다. 경향분석이 로

그램의 일부는 아닐지라도 경향분석이 가능한 시험결과는 열화율에 한 추가

정보를 제공한다.

2.6 허 용 기

교정 결과 는 주기 검 결과와 이블계통 시험결과는 차서에 설정된 바

에 따라 허용기 내에 있어야 한다.

2.7 시 정 조 치

교정 는 주기 검 결과나 주기 검에서 나타난 문제 이 허용기 을 만족하

지 못한 경우는 재교정 회로 고장수리와 같은 시정조치를 ‘원자로시설등의

기술기 에 한규칙’ 제4 에 따라 이행한다. 시험 허용기 이 만족하지 못한

경우는 기 이블계통의 의도된 기능이 CLB에 따라 일 되게 유지될 수 있

는지를 확인하기 하여 공학 평가를 수행한다. 이와 같은 평가는 시험결과

의 요성, 기기의 운 성, 사건보고 요성, 심의 정도, 시험 허용기 을 만

족치 못한 근본원인, 요구되는 시정조치와 재발 가능성을 고려하여야 한다. 평

가자는 ‘원자로시설등의기술기 에 한규칙’ 제4 의 규칙을 시정조치 기 으

로 고려하여 단한다.

KINS/GE-N11

- 333 -

2.8 확 인 차


으로 고려하여 단한다.

2.9 행 정 통 제


기 으로 고려하여 단한다.

2.10 운 경 험

운 경험에 의하면 격납건물 내에 있는 고 방사선 감시기 이블의 주변

온도 변화가 그 감시기 독 값에 상당한 변화를 래하 던 사례를 보이고

있다. 계기 교정 값의 변화는 회로 이블의 열화에 의해 생길 수 있으며 기

이블의 열화 징후일 수 있다.

성자속 계측회로에 한 상당히 많은 특정발 소 산업체의 범 한 운

경험에 의하면 원자로용기 근처의 원자로건물 안에 있는 이블 속장

치 문제가 있는 것으로 나타나 있다.


신청자는 계속운 과 련하여 다음 사항을 반 해야 한다.

가. 국내 개별 발 소의 설계특성 운 경험을 반 하여 열, 방사선 는 습

기로 인한 열악한 지역의 환경이 확인되고 제시되어야 한다.

나. 열악한 지역의 환경에 노출되어 방사선 감시 핵 계측과 같이 민감하고,

고 압, 수 의 신호를 갖는 회로에 사용되는 이블 연결부의 연재

특성과 경년열화 메커니즘이 확인되어야 한다.

4 . 참고 문 헌




CA, June 1999.



Stations.


KINS/GE-N11

- 334 -





1996. NUREG-1801 XI E-6 April 2001.

[6] NRC Information Notice 97-45, Environmental Qualification Deficiency for

Cables and Containment Penetration Pigtails, U.S. Nuclear Regulatory

Commission, July 2, 1997 and Supplement 1, February 17, 1998.

KINS/GE-N11

- 335 -



2.35 ‘환경검증 요건’을 적용받지 않는 접근 곤란한 중전압 케이블

1. 평 가 분 야

원자력발 소의 부분의 기 이블은 건조한 환경에 치한다. 그러나 일부

이블은 도 (conduits), 선 홈(cable trenches), 조(cable troughs), 덕트

뱅크, 지하통로 는 직 매설물과 같이 근이 곤란한 지역에서 습기와 수분

에 노출될 수 있다. 매설용으로 특별히 설계되지 않은 압 이블이 이러한

조건에 노출되면 수목형성(water treeing) 는 도체 연재의 연강도 감소

가 일어날 수 있다. 이는 잠재 으로 기 고장을 야기할 수 있다.


용받지 않는 것들로서 기가 흐를 때 습기로 인한 열악한 지역환경

(adverse localized environment)에 노출되며 근이 곤란한 압 이블의

의도된 기능이 계속운 기간 동안에 CLB를 일 되게 수할 것인지를 합리

으로 보증하기 함이다. 열악한 지역의 환경은 이블에 하여 규정된 사용

조건보다 훨씬 더 심각한 조건이다. 이 로그램은 NUREG/CR-5643, IEEE

Std. 1205, SAND96-0344 EPRI TR-109619에 제시된 기술 정보와 지침을

고려한 것이다.

이 AMP에 따라 이블 맨홀 도 내의 수분 검사, 필요시 물 배수와 같은

주기 인 활동을 통해 이블이 심각한 습기에 노출되지 않도록 해야 한다.

의 활동으로는 물이 선로의 어느 곳에도 고이지 않도록 하기에는 충분하지

않다. 를 들면, 덕트뱅크 도 의 장에 걸쳐서 낮은 지 들이 있다면 그러

한 곳에 있는 도 은 장기간 동안 침수해 있을 수 있다. 한 콘크리트 선로

는 장기간에 걸친 토양의 안정화에 따라 균열이 생길 수 있으며 맨홀 뚜껑이

방수되지 않을 수 있다. 한, 어떤 지역에는 수면이 계 주기에 따라 높아

져서, 선로가 배수된 후에도 곧장 다시 물로 채워질 수 있다. 더욱이, 물이

고이는 것을 최소화하기 해 기울기를 갖도록 설계되어 있는 덕트 뱅크에서

조차도 수목형성과 연 된 불확실성이 있을 수 있다. 경험에 의하면 이블이

100% 상 습도에 노출되면 연열화가 발생하는 것으로 밝 졌다. 와 같은

KINS/GE-N11

- 336 -

주기 인 활동은 연열화 가능성을 최소화하기 하여 필요하다. 와 같은

활동들 외에도, 심각한 습기와 굉장히 높은 압에 노출된 평가 상의 압

이블에 하여는 도체 연상태에 한 징후를 악하기 한 시험이 실시

된다. 수행되는 특정한 시험 유형은 기 시험 에 결정되고, 수분으로 인한

연계통의 열화를 탐지할 수 있는 실증된 시험으로는 EPRI TR-103834-P1-2

에 기술된 바와 같이 역율(power factor), 부분 방 , 는 성극지수(PI) 시험

등이 있다.



경검증)의 환경검증 요건을 용받지 않으므로, 이 경년열화 리 로그램에서

다루는 이블은 열악한 사고조건(harsh accident condition)에 노출되지 않을

뿐만 아니라 노출되더라도 사고 기간이나 이후에 기능 유지가 요구되지 않는

것들이다.


보고서, 차서, 는 이행조치 등이 있을 경우 이 조치가 우선한다. (기 수행

인) ‘환경검증 요건’을 용받지 않는 근이 곤란한 압 이블에 한

경년열화 리 로그램은 계속운 을 해 평가되어야 한다.

2. 평 가 지침

2.1 A M P 의 범

이 로그램은 심각한 압이 인가되면서 동시에 심각한 습기에 노출되고 계

속운 평가범 에 있는 근이 곤란한(즉, 도 내 는 직 매설된) 압

이블에 용한다. 심각한 습기란 몇 일 이상 지속되는 수분에 노출(즉, 고인

물에 잠긴 이블)되는 것을 말한다. 몇 일 이내로 지속되는 수분(즉, 일상 인

강우 배수)에 주기 으로 노출되는 것은 심각하지 않다. 심각한 압의 노

출은 25% 이상의 시간동안 계통 압을 받는 것을 의미한다. 이와 같은 조건에

서 운 경험 공학 단에 근거하여 심각한 것으로 기술된 습기 압

에 한 노출은 그러한 조건에 비하여 설계된 압 이블의 경우에는 심

각한 것이 아니다.(즉, 수 이블에 하여는 연속 으로 물에 젖어 있고 지

속 으로 원이 인가된 것이 문제시 되지 않음)


상이 되는 이블 정보가 가능한 한 자세히 기술되어야 한다.

KINS/GE-N11

- 337 -

2.2 방 조 치

이블이 심각한 습기에 노출되는 것을 방지하기 하여 이블 맨홀 도

내의 수분 검사와 필요시 물의 배수와 같은 주기 인 조치를 취하여야 한다.

2.3 감 시 /검 사 변 수

심각한 습기와 압에 노출되는 평가 상의 압 이블은 도체의 연상태

를 확인하기 한 시험을 실시하여야 한다. 수행되는 특정한 시험 유형은 기

시험 에 결정되고, 수분으로 인한 연계통의 열화를 탐지할 수 있는 실증된

시험, 즉 EPRI TR-103834-P1-2에 기술된 바와 같은 역율(power factor), 부

분 방 , 는 성극지수(PI) 시험 등이 있다.


심각한 습기와 압에 노출되는 평가 상의 압 이블에 하여는 어도

10년마다 한번씩 시험하여야 한다. 이것은 경년열화가 천천히 진행한다는 경험

을 토 로 도체 연재의 고장을 막을 수 있는 한 기간이다. 계속운 을

한 첫 번째 시험은 계속운 을 한 재가동 이 에 완료하여야 한다. 수분

검사는 맨홀 안에 물이 고이는 실제 장 경험에 근거하여 수행되어야 한다.

그러나 검사주기는 2년을 과하지 않아야 한다. 계속운 을 한 첫 번째 검

사는 계속운 기간 이 에 완료되어야 한다.






2.6 허 용 기

각 시험의 허용기 은 수행되는 시험의 유형과 시험 상 이블에 따라 결정

된다.

2.7 시 정 조 치

시험 허용기 이 만족하지 못한 경우 기 이블의 의도된 기능이 CLB에 따

라 일 되게 유지될 수 있는지를 확인하기 하여 공학 평가를 수행한다. 이

와 같은 평가는 시험결과의 요성, 기기의 운 성, 사건보고 요성, 심의

KINS/GE-N11

- 338 -

정도, 시험 허용기 을 만족하지 못한 근본원인, 요구되는 시정조치와 재발 가

능성을 고려해야 한다. 허용할 수 없는 조건이나 상황이 확인되면 동일한 조건

는 상황에 있는 다른 근이 곤란한 평가 상의 압 이블에도 용할

수 있는지에 하여 결정하여야 한다. 평가자는 ‘원자로시설등의기술기 에

한규칙’ 제4 의 규칙을 시정조치 기 으로 고려하여 평가한다.

2.8 확 인 차



2.9 행 정 통 제



2.10 운 경 험

운 경험에 의하면 가교 폴리에칠 (XLPE) 는 량분자 폴리에틸 (HMWPE)

연재가 수목형성에 가장 민감한 것으로 나타났다. 수목의 형성과 성장은 운

압과 직 으로 련이 있다. 수목 형성은 13 kV 는 33 kV에서 동작

되는 것들보다 4 kV 이블에서 훨씬 게 나타난다. 한 습기의 노출을 최

소화하는 것이 수목 형성 가능성을 일 수 있다. 추가로 운 경험이 수집되면

이로부터 얻은 교훈이 로그램의 보완을 해 필요시에 반 될 수 있다.


신청자는 계속운 과 련하여 다음 사항을 반 해야 한다.

가. 국내 개별 발 소의 설계특성 운 경험을 반 하여 근이 곤란하고 심

각한 수분에 노출되는 열악한 지역의 환경이 확인되고 제시되어야 한다.

나. 심각한 압이 인가되면서 동시에 심각한 습기에 노출되고 근이 곤란한

(즉, 도 내 는 직 매설된) 압 이블 연재의 물리 특성과 경

년열화 메커니즘이 확인되어야 한다.

4 . 참고 문 헌


[2] EPRI TR-103834-P1-2, Effects of Moisture on the Life of Power Plant

Cables, Electric Power Research Institute, Palo Alto, CA, August 1994.

KINS/GE-N11

- 339 -



CA, June 1999.



Stations.






1996.

KINS/GE-N11

- 340 -



2.36 금속밀폐형 모선

1. 평 가 분 야

속 폐형 모선(metal enclosed bus: MEB)은 기 으로 연된 지지물 상

에 설치된 기모선이며 각각 별도의 속외함 안에 각 상(phase)의 도체를

설치하거나 는 공통 속외함 안에 모든 도체를 설치한다. 이 도체들은

하게 분리되고 연 지지물을 이용하여 지와 연된다. 한 비격리 모선 안

에 있는 도체들은 코로나 기 궤 (tracking)을 이기 해 도체 장

에 걸쳐 연된다. MEB는 력선로의 각종 기기, 즉 스 치기어, 변압기, 주발

기 디젤발 기를 연결하기 해 력계통에서 사용된다.

산업체 운 경험에 의하면 MEB의 고장은 연물이 균열되어 모선 덕트 외피

안에서의 습기나 이물질 축 에 의하여 야기된 것으로 밝 졌다. MEB의 고장

은 모선막 (bus bar) 연물의 균열과 함께 모선막 외피 안에서의 습기나

이물질의 축 에 의한 것이었다. 연물의 균열은 높은 주변 온도와 모선막

합체에서 생긴 오염물질로 인해 발생하 다. 연물의 균열과 습기나 이물질

발생은 상과 상 는 상과 지 간의 기 궤 을 만들고, 이는 모선의 심각

한 고장을 래하 다. 모선 고장은 그 모선에 연결된 기부하에 공 되는

력 상실을 래하고, 이어서 원자로 정지와 발 소 계통들에 불필요한 과도

상을 야기하게 된다.

운 에 상당히 큰 정도의 항성 발열에 노출된 MEB내에 있는 모선들은

연결된 부하의 반복된 열 싸이클링으로 인하여 볼트로 체결된 부 가 느슨

해질 수 있다. 이러한 상은 상당히 큰 부하선로( , 상당히 큰 항성 발열

에 노출된 선로)에서 발생할 수 있다. SAND 96-0344 보고서에는 몇 개 발

소들에서 열 싸이클링으로 인하여 터미 단자가 풀린 사례들을 제시하고

있고 미국 NRC Information Notice 2000-14에서는 볼트로 체결한 이음 의

토크가 느슨하여 발생할 수 있는 MEB의 고장 가능성을 지 하 다.

이 AMP의 목 은 MEB 검사를 한 것이다. 이 AMP에 따라 MEB내에 있는

모선들에 해 볼트로 체결된 연결부 를 몇 군데 선정하여 한 토크나

한 속 항이 유지되는지를 검하는 것이 필요하다. 이 활동은 한 연

KINS/GE-N11

- 341 -

물 속체의 경년열화 정도와 물 는 이물질 의 정도를 악하기

해 MEB 내부에 한 육안 검사를 포함한다.


보고서, 차서 는 이행조치 등이 있을 경우 이 조치가 우선한다. 모선 덕트

에 한 경년열화 리 로그램은 계속운 을 해 평가되어야 한다.

2. 평 가 지침

2.1 A M P 의 범

이 로그램은 계속운 상이 되는 MEB에 용한다. 이 AMP가 용되는

MEB의 목록이 표로 제시되어야 한다. 표에는 AMP의 상이 되는 MEB에

한 정보가 가능한 한 자세히 기술되어야 한다.

2.2 방 조 치

이것은 검사 로그램이며 이 로그램의 일부로서 경년열화를 방하거나

는 완화하기 한 조치는 없다.

2.3 감 시 /검 사 변 수

근 가능한 몇 군데의 볼트 체결부 를 선정하여 한 토크가 유지되는지

는 낮은 측정범 를 갖는 항계를 이용하여 한 속 항이 유지되는지

를 검하여야 한다. 이 로그램은 한 MEB 내부를 검사하여 균열, 부식,

이물질, 과다한 먼지 물 침투 흔 을 검하여야 한다. 모선 연재에

하여는 과열이나 경년열화의 징후를 나타내는 취성, 균열, 용융, 부풀림 는

탈색의 징조를 검사하여야 한다. 내부 모선 지지물에 하여는 구조물 건 성

균열 징후의 에서 검사하여야 한다.


근 가능한 몇 군데의 볼트 체결부 를 선정하여 한 토크 는 속 항

이 유지되는지를 검하여야 한다. MEB 내부 표면에 하여는 연재의 경년

열화 정도와 이물질, 먼지 물 침투 흔 등을 육안 검사하여야 한다.

이 로그램은 계속운 을 한 재가동 이 에 완료되고 그 후에는 10년마다

이행하여야 한다. 이것은 MEB의 경년열화가 천천히 진행하다는 경험을 토

로 MEB의 고장을 막을 수 있는 한 기간이다.

KINS/GE-N11

- 342 -


경향분석활동은 검사결과에 한 경향분석 능력이 제한 이므로 이 로그램

의 일부로 포함되지 않는다. 비록 이 로그램의 일부는 아닐지라도 경향분석

은 열화율에 한 추가 정보를 제공한다.

2.6 허 용 기

볼트 체결부 는 그 부분에 한 최소한의 토크명세서 는 낮은 항값 요건

을 만족하여야 한다. MEB는 도체 연재의 열화 징후를 육안으로 볼 때 허용

할 수 없는 정도로 표면에서 이상 상이 있어서는 안된다. 다른 허용기 은

허용할 수 없는 정도의 부식, 균열, 이물질, 과다한 먼지 는 물 침투 흔

이 있어서는 안된다. 허용할 수 없는 징후 기 은 만약 리하지 않고 방치

해 두면 의도된 기능의 상실을 래할 수 있는 기록된 조건이나 상황으로 정

의된다.

2.7 시 정 조 치

허용기 이 만족되지 못한 경우에는 추가 인 조사와 평가가 수행되어야 한다.

시정 조치는 제한된 것은 아니지만 검사주기 강화, 향을 받은 MEB 연재

의 교체 는 재작업을 포함할 수 있다. 만약 허용할 수 없는 조건이나 상황이

확인되면 그와 동일한 조건 는 상황에 있는 다른 근이 가능한 는 근

이 곤란한 MEB에도 용될 수 있는지에 하여 결정하여야 한다. 평가자는

‘원자로시설등의기술기 에 한규칙’ 제4 의 규칙을 시정조치 기 으로 고려

하여 평가한다.

2.8 확 인 차



2.9 행 정 통 제


기 으로 단한다.

2.10 운 경 험

산업체 경험에 의하면 MEB의 고장은 연재의 균열과 MEB 내부로의 습기

는 이물질 축 에 의한 것으로 밝 졌다. 한 운 에 상당히 큰 항성

KINS/GE-N11

- 343 -

발열에 노출된 MEB 안에서의 모선 작업이 연결된 부하의 반복된 열 싸이

클링로 인해 볼트 체결부 가 느슨해질 수 있는 것으로 확인되었다.


신청자는 계속운 과 련하여 국내 개별 발 소의 설계특성 운 경험을

반 하여 MEB에 사용되는 연재의 고장원인과 경년열화 메커니즘을 확인하

여야 한다.

4 . 참고 문 헌




Stations

[3] SAND 96-0344, Aging Management Guideline for Commercial Nuclear

Power Plants - Electrical Cable and Termination, prepared by Sandia

National Laboratories for the U.S. Department of Energy, September 1996



CA, June 1999

[5] Information Notice 89-64, "Electrical Bus Bar Failures"

[6] Information Notice 98-36, "Inadequate or Poorly Controlled, Non-Safety-Related

Maintenance Activities Unnecessary Challenged Safety Systems"

[7] Information Notice 2000-14, "Non-Vital Bus Fault Leads to Fire and Loss

of Offsite Power"

KINS/GE-N11

- 344 -



2.37 퓨즈 홀더

1. 평 가 분 야

퓨즈홀더(퓨즈블럭)는 특수한 형식의 터미 블록으로 분류된다. 그 이유는 터

미 블록 홀더의 설계와 제작이 페놀수지와 같은 견고한 연소재의 블록으

로 부분 제작되어, 퓨즈홀더 설계와 제작이 터미 블록과 유사하기 때문이

다. 속형 클램 (크립)가 퓨즈의 양단 부분을 붙잡기 하여 블럭에 붙어있

다. 구리 재료로 만든 클램 는 퓨즈 훼럴스(ferrules)와 퓨즈 칼날이 미끌어져

들어가거나 혹은 이들이 러그(lug)에 볼트로 조여져 퓨즈 양쪽 끝이 체결되도

록 스 링으로 장 된 크립이다.

본 심사지침서 2.33(환경검증 요건을 용받지 않는 기 이블 비 속 연

결부)은 퓨즈홀더의 속클램 가 아닌 연재료의 경년열화 리를 다룬다.

퓨즈홀더( 속 클램 )에 한 AMP는 용가능한 경우 피로, 기계 응력, 진

동, 화학 오염, 부식과 같은 경년열화 스트 스 요소에 하여 설명하는 것

이 필요하다. 본 심사지침서 2.33(내환경검증 요건을 용받지 않는 기 이

블 비 속 연결부)는 근이 가능한 이블과 연결부에 한 육안 검사에

토 를 두고 있다. 육안 검사는 퓨즈홀더의 속 클램 에 생기는 피로, 기계

응력, 진동 는 부식으로 인한 경년열화 향을 감지하기에는 충분하지 않

다. 평가 상의 퓨즈홀더에 하여 퓨즈홀더 속형 클램 의 상태를 악하기

해 시험이 수행되어야 한다. 수행되는 특정한 유형의 시험은 기 시험 에

결정되어야 하고, 퓨즈홀더의 속형 클램 의 열화를 감지할 수 있는 실증된

시험으로는 온도기록법(thermography), 항시험 혹은 그 분야에 합한

다른 등이 있다.

NUREG-1760, “원자력발 소에서 압 압에 사용된 안 련 퓨즈

의 경년열화 평가“에 기술된 바와 같이, 퓨즈홀더에 한 경년열화 련 고장

경험이 많이 있다. 주요 사항은 열화된 이블계통( 이블, 퓨즈홀더를 포함한

연결부와 통부)이 사고조건에서 고장을 일으킬 수 있다는 것이다. 퓨즈홀더

는 본 심사지침서 3.4(기기의 내환경검증)의 환경검증 요건을 용받지 않으므

로, 본 AMP는 경년열화 향을 리하기 해 필요하다. 이 로그램은 퓨즈

KINS/GE-N11

- 345 -

홀더가 계속운 기간 동안에도 의도된 기능을 수행할 것인지를 보증한다.


보고서, 차서, 는 이행조치 등이 있을 경우 이 조치가 우선한다. 퓨즈홀더

에 한 경년열화 리 로그램은 계속운 을 해 평가되어야 한다.

2. 평 가 지침

2.1 A M P 의 범

이 로그램은 능동 인 장치에 포함되지 않고, 경년열화 향에 취약한 것으

로 여겨지는 퓨즈홀더(안 성 련 계측용 퓨즈홀더 력제어용 퓨즈 홀더)

에 용하며 이 AMP가 용되는 퓨즈홀더의 목록이 표로 제시되어야 한다.

표에는 AMP의 상이 되는 퓨즈홀더에 한 정보가 가능한 한 자세히 기술

되어야 한다.

2.2 방 조 치

이 로그램의 일부로서 경년열화를 방하거나 는 완화하기 한 조치는

없다.

2.3 감 시 /검 사 변 수

이 로그램은 퓨즈홀더의 속클램 부분에 이 맞추어져 있다. 이 부분

에 한 감시는 항성 발열, 열 싸이클링 는 기 과도 상에 기인한

높은 항으로 발생되는 열 피로, 퓨즈의 빈번한 교체와 제거 혹은 진동에

기인한 기계 피로, 화학 오염, 부식 산화를 포함한다.


계속운 평가범 의 퓨즈홀더에 하여는 어도 10년마다 한번씩 시험을 실

시하여야 한다. 시험은 온도기록법(thermography), 항시험 혹은 그 분야

에 합한 다른 시험을 포함할 수 있다. 이와 같은 시험주기는 퓨즈홀더의 경

년열화가 천천히 진행하다는 경험을 토 로 퓨즈홀더의 고장을 막을 수 있는

한 기간이다. 계속운 을 한 첫 번째 시험은 계속운 을 한 재가동 이

에 완료되어야 한다.



KINS/GE-N11

- 346 -


그램의 일부는 아닐지라도 경향분석이 가능한 시험결과는 열화비율에 한 추

가 정보를 제공한다.

2.6 허 용 기

각 시험의 허용기 은 수행되는 시험의 유형과 시험 상 퓨즈홀더에 따라 결

정된다.

2.7 시 정 조 치

시험 허용기 이 만족하지 못한 경우 퓨즈홀더의 의도된 기능이 CLB에 따라

일 되게 유지될 수 있는지를 확인하기 한 공학 평가를 수행한다. 이와 같

은 평가는 시험결과의 요성, 기기의 운 성, 사건보고 요성, 심의 정도,

시험 허용기 을 만족치 못한 근본원인, 요구되는 시정조치와 재발 가능성을

고려하여야 한다. 평가자는 ‘원자로시설등의기술기 에 한규칙’ 제4 의 규칙

을 시정조치 기 으로 고려하여 평가한다.

2.8 확 인 차



2.9 행 정 통 제



2.10 운 경 험

운 경험에 의하면 퓨즈홀드가 느슨해지고 퓨즈클립 부식이 제 로 리되지

않는다면, 이 같은 것들이 기 인 연속성 기능의 상실을 유발하는 경년열화

메커니즘이 된다는 것이 확인되었다.



반 하여 퓨즈홀더의 고장 원인과 경년열화 메커니즘이 확인하여야 한다.

4 . 참고 문 헌

KINS/GE-N11

- 347 -


[2] NUREG-1760. "Aging Assessment of Safety-Related Fuses Used in Low-

and Medium- Voltage Application in Nuclear Power Plants."

[3] IEEE Standard 1205-2000, "IEEE Guide for Assessing, Monitoring, and Mitigation

Aging Effects on Class IE Equipment Used in Nuclear Power Generating

Station"

[4] NRC Information Notice 91-78, "Status Indication of Control Power for

Circuit Breakers Used in Safety-Related application."

[5] NRC Information Notice 87-42, "Diesel Generator Fuse Contacts

[6] NRC Information Notice 86-87, "Loss of Offsite Power UponAutomatic

Transfer

KINS/GE-N11

- 348 -



2.38 ‘환경검증 요건’을 적용받지 않는 전기케이블 금

속 연결부

1. 평 가 분 야

이블 연결부는 이블 도체를 다른 이블이나 기 장치에 연결하기

해 사용된다. 평가 상의 이블과 련된 모든 연결부는 이 로그램의 일부

이다. 원 에 사용되는 가장 공통 인 연결부는 스 라이스(버트형 는 볼트

형), 클립형 환형러그(ring lugs), 그리고 단자 블럭이다. 부분의 연결부는

연물과 속 부분을 포함한다. 본 심사지침서 2.33(환경검증 요건을 용받지

않는 기 이블 비 속 연결부)는 기 연결부의 속부분이 아닌 연

물의 경년열화를 리한다. 기 연결부( 속부분)에 한 AMP는 열 싸

이클링, 항성 발열, 기 과도 상, 진동, 화학 오염, 부식, 산화와 같은

경년열화 스트 스에 한 설명이 필요하다. 본 심사지침서 2.33(환경검증 요

건을 용받지 않는 기 이블 비 속 연결부)는 근이 가능한 이블과

연결부의 육안 검사만을 다루고 있다. 육안 검사는 이블 연결부의 속부분

에 한 열 싸이클링, 항성 발열, 기 과도 상, 진동, 화학 오염, 부

식, 산화로 인한 경년열화 향을 감지하기에 충분하지 않다.

운 에 상당히 큰 항성 발열 혹은 주 발열에 노출되는 회로연결부들은

연결된 부하들 혹은 주 온도환경의 반복된 싸이클링과 련하여 느슨해지는

것으로 확인되었다. 다양한 이블계통 기기들에 사용된 서로 다른 재질들은

반복된 열 싸이클링으로 인해 이들 기기 간에 스트 스가 발생하는 상황을

만들 수 있다. 를 들어, 부하 조건에서 상당히 큰 항성 발열은 압축 단자

와 이블 도체의 온도를 주변 온도 이상으로 상승시킬 수 있으며 그에 따라

양쪽 부품들의 열 팽창을 래한다. 열팽창계수가 서로 다르므로 기기들 간

의 기계 응력을 변화시켜서 단자가 도체에서 단단히 죄어질 수 있다. 부하나

류가 감소되면, 향을 받는 기기들은 냉각되고 수축된다. 이러한 방식으로

반복된 싸이클링은 주변 조건하에서 단자의 느슨함을 야기할 수 있고, 높은

기 항 합부를 만들거나 결국에는 압축형 단자를 분리하는 상을 래

할 수 있다. 통형 연결부, 스 라이스 단자블럭은 만약 상당히 큰 열

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- 349 -

스트 스와 싸이클링을 받게 되면 느슨해질 수 있다.

평가 상의 이블 연결부는 이블 속의 건 성을 확인하기 해 시험되어

야 한다. 수행되는 특정한 유형의 시험은 기 시험 에 결정되어야 하며, 느

슨한 연결부를 감지할 수 있는 실증된 시험으로는 온도기록법(thermography),

항시험, 혹은 그 분야에 합한 다른 시험 등이 있다.

이 로그램은 기술된 바와 같이 표본 로그램으로 간주될 수 있다. 표본선정

과 련하여 다음과 같은 요소, 즉 용도(고, , 압), 회로 부하, 치(고

온, 고습, 진동 등)등이 고려된다. 표본 선정에 한 기술 기 이 문서화된

다. 만약 선정된 표본에서 허용할 수 없는 조건이나 상황이 확인되면, 동일한

조건 는 상황에 있는 시험되지 않은 다른 연결부에도 용할 수 있는지에

하여 결정하여야 한다.

SAND 96-0344, “ 기 이블 단자에 한 경년열화 리지침”에서는 몇몇

발 소에서 느슨해진 단자가 발견되었음을 지 하고 있다. 주요 심사항은 열

화된 이블계통( 이블, 퓨즈홀더를 포함한 연결부, 통부)의 고장이 사고조

건에서 유발될 수 있다는 것이다. 이 의 연결부는 본 심사지침서 3.4(기기의

내환경검증)의 환경검증 요건을 용받지 않으므로, 경년열화 리 로그램은

경년열화 향을 리하기 하여 요구된다. 이 로그램은 이블 연결부가

계속운 기간 동안에도 의도된 기능을 수행할 것인지를 보증한다.



요건을 용받지 않는 기 이블 연결부에 한 경년열화 리 로그램은 계

속운 을 해 평가되어야 한다.

2. 평 가 지침

2.1 A M P 의 범

이 검사 로그램은 계속운 평가범 의 기 이블 연결부에 용하며 본

AMP가 용되는 기 이블 연결부의 목록이 표로 제시되어야 한다. 표에는

AMP의 상이 되는 이블 연결부에 한 정보가 가능한 한 자세히 기술되

어야 한다.

2.2 방 조 치

이 로그램의 일부로서 경년열화를 방하거나 는 완화하기 한 조치는

없다.

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- 350 -

2.3 감 시 /검 사 변 수

이 로그램은 연결부의 속부분에 이 맞추어져 있다. 이 부분에 한 감

시는 열 싸이클링, 항성 발열, 기 과도 상, 진동, 화학 오염, 부식,

산화로 인한 볼트 체결 연결부의 느슨함을 포함한다. 기 이블 연결부에

한 표 인 표본을 취하여 시험한다. 표본과 련하여 다음과 같은 요소, 즉

용도(고, , 압), 회로 부하, 치(고온, 고습, 진동 등) 등이 고려된다. 선

정된 표본에 한 기술배경이 문서화되어야 한다.


계속운 평가범 의 기 연결부에 하여는 어도 10년마다 한번씩 시험한

다. 시험은 온도기록법(thermography), 항시험 혹은 그 분야에 합한

다른 시험을 포함할 수 있다. 이와 같은 시험주기는 기 연결부의 경년열화가

천천히 진행하다는 경험을 토 로 기 연결부의 고장을 막을 수 있는 한

기간이다. 계속운 을 한 첫 번째 시험은 계속운 을 한 재가동 이 에 완

료되어야 한다.






2.6 허 용 기

각 시험 허용기 은 수행되는 특정한 유형의 시험과 시험 상 이블 연결부

에 따라 결정된다.

2.7 시 정 조 치

시험 허용기 이 만족하지 못한 경우 이블 연결부의 의도된 기능이 CLB에

따라 일 되게 유지될 수 있는지를 확인하기 한 공학 평가를 수행한다. 이

와 같은 평가는 시험결과의 요성, 기기의 운 성, 사건보고 요성, 심의

정도, 시험 허용기 을 만족치 못한 근본원인, 요구되는 시정조치와 재발 가능

성을 고려하여야 한다. 허용할 수 없는 조건이나 상황이 확인되면 동일한 조건

는 상황에 있는 시험되지 않은 다른 평가 상의 이블 연결부에도 용할

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- 351 -

수 있는지에 하여 결정하여야 한다. 평가자는 ‘원자로시설등의기술기 에

한규칙’ 제4 의 규칙을 시정조치 기 으로 고려하여 평가한다.

2.8 확 인 차



2.9 행 정 통 제



2.10 운 경 험

운 경험에 의하면 볼트로 체결된 연결부의 느슨함과 부식이 제 로 리되지

않는다면, 기 인 연속성 상실과 아크 는 화재를 유발할 수 있는 경년열화

메커니즘이 된다는 것이 확인되었다.



반 하여 기 이블 연결부( 속)의 물리 특성과 경년열화 메커니즘이 확인

하여야 한다.

4 . 참고 문 헌




CA, June 1999.



Stations.

[4] NUREG/CR-5643, Insights Gained From Aging Research, U.S. Nuclear


[5] SAND 96-0344, Aging Management Guideline for Commercial Nuclear

Power Plants - Electrical Cable and Termination, prepared by Sandia

National Laboratories for the U.S. Department of Energy, September 1996.

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- 352 -



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Ⅳ . 시 간 제 한 경 년 열 화 평 가

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- 355 -



3.1 시간제한 경년열화 평가의 확인

1. 평 가 분 야

본 심사지침은 TLAA에 해 다루며, TLAA의 기술 인 평가는 본 심사지침

서 3.2(원자로 집합체 핵연료채 수명평가) 내지 3.7(기타 발 소별 시간제

한 경년열화 평가)에 걸쳐 다루어진다.

1.1 T L A A 용 범

계속운 을 한 TLAA 용범 는 다음과 같다(본 심사지침서 0.0(계속운

심사 일반지침)의 2.2 참조).

가. 계속운 의 용에 속하는 계통, 구조물, 기기들은 다음과 같다.

1) 다음의 기능을 보장하기 하여 DBE(Design Basis Events) 동안 그 이후

에 그 기능이 유지되어야 하는 안 련 계통, 기기 구조물

가) 원자로 냉각재 압력경계의 건 성

나) 원자로 정지 그 이후의 안 정지조건 유지 능력

다) 소 외 피 폭 선 량 제 한값 을 과 하 는 잠재 인 소외 피폭을 래할 수 있는


2) 그 고장 시 상기 1)의 가) ～ 다) 항에 명시된 기능 어느 하나라도 만족스럽

게 수행하는 데 방해가 될 수 있는 모든 비안 련 계통, 기기, 구조물

3) 화재방호(10 CFR 50.48 참조) 내환경검증(10 CFR 50.49 참조) 등에 한

소 용 요건을 만족함을 입증해 주는 안 해석이나 발 소 평가와 련되

는 모든 계통, 기기, 구조물

나. 본 심사지침 1.2 마.항에서 상기의 계통, 구조물, 기기들이 만족시킨다는 것을

입증해야하는 의도된 기능이란, 상기 가. 1) ～ 2) 에 규정되어 있는 것과 같이,

계통, 구조물, 기기들을 계속운 의 범 내에 포함시키는 데 근거가 되는 기능

을 말한다.

1.2 T L A A 정 의

TLAA는 다음 사항을 포함하는 평가를 말한다.(본 심사지침서 0.0(계속운 심

사 일반지침)의 2.1 가. 3)항 참조)

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- 356 -

가. 본 심사지침 1.1 의 가.에 규정된 계속운 용 범 안의 계통, 구조물

기기

나. 경년열화 향

다. 재 운 기간에 의해 정의된 시간제한 가정

라. 안 성에 한 단을 내리는데 사업자에 의해 련된다고 결정된 사항

마. 본 심사지침 1.1 의 나.에 규정된 것과 같이, 계통, 구조물 기기의 의도된

기능 수행 능력과 련된 결론 는 결론의 근거

바. 행 허가의 기술 근거에 참조물로서 포함되어 있거나 인용되어 있는 신청자

의 계산 분석

1.3 T L A A 허 용 기

신청자는 다음의 TLAA 허용기 을 만족시켜야 한다.(본 심사지침서 0.0(계속

운 심사 일반지침)의 2.4.2 다.항 참조)

가. TLAA 정의에서 규정된 TLAA 목록이 비되어야 한다. 신청자는 다음 방법

하나를 입증하여야 한다.

1) (TLAA 방법론-1) TLAA가 계속운 기간동안 유효하다.

2) (TLAA 방법론-2) TLAA는 계속운 기간 종료시 까지 측되어 있다.

3) (TLAA 방법론-3) 의도된 기능에 한 경년열화의 향은 계속운 기간동안

히 리될 것이다.

나. 본 심사지침 1.2 에서 규정된 TLAA에 사실상 근거를 두고 있는 개별발 소에

한 모든 면제 사항의 목록이 제공되어야 한다. 신청자는 계속운 기간동안

상기 면제사항들의 유효성을 정당화하는 평가를 제공하여야 한다.

1.4 T L A A 평 가 분 야

TLAA의 목록은 명확하게 수명이( : 압력 설계 측면) 규정된 발 소 수명

을 기 으로 수행된 특정 발 소별 안 성 분석을 말한다. 본 심사지침 1.3

의 가.항에 따라, 계속운 신청자는 본 심사지침 1.2 에서 정의한 로 이러

한 TLAA 목록을 제시하여야 하며, 이 TLAA의 확인과 련되는 분야가 평가

된다.

TLAA는 발 소의 운 허가 발행이후에 한 것으로 개되어야 한다. 본 심

사지침 1.2 에 나타나 있는 바와 같이, TLAA를 포함한 발 소 CLB의

성 문제는 계속운 평가의 범 에 있는 분야는 아니며, 이와 련한 어떤 의

문들은 계속운 차와는 분리하여 별도의 소 규정에 따라 다루어져야 한다.

추가로, 본 심사지침 1.3 의 나.항에 따라, 신청자는 TLAA에 근거한 발 소

KINS/GE-N11

- 357 -

별 면제사항 목록을 제시하여야 한다. 그러나 기의 계속운 신청자는 그들

의 발 소에 하여 그러한 면제조항이 없었다는 것을 알고 있다.

본 심사지침 1.3 의 가.항에 의해 요구되는 것보다 더 많은 분석을 포함하는

것은 신청자의 선택이다. 평가자는 본 심사지침 1.2 에서 정의된 로 신청자

가 TLAA의 어느 것도 생략하지 않았다는 것을 확인하는데 심사의 을 맞

추어야 한다.

TLAA의 상을 선정하는데 있어 기존 계속 운 (캐나다 계속운 )이 신청되

었던 원 의 사례를 참조하여야 한다.

2. 허 용 기

본 심사지침 1.3 에 제시된 것과 같이 신청자는 다음의 TLAA 허용기 을 만

족시켜야 한다.(10 CFR 54.21(c) 본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침)

의 2.4.2 다.항 참조)

가. TLAA 정의에서 규정된 TLAA 목록이 비되어야 한다. 신청자는 다음 방

법 하나를 입증하여야 한다.

1) (TLAA 방법론-1) TLAA가 계속운 기간동안 유효하다.

2) (TLAA 방법론-2) TLAA는 계속운 기간 종료시 까지 측되어 있다.

3) (TLAA 방법론-3) 의도된 기능에 한 경년열화의 향은 계속운 기간동안


나. 본 심사지침 1.2 에서 규정된 TLAA에 사실상 근거를 두고 있는 개별발 소에

한 모든 면제 사항의 목록이 제공되어야 한다. 신청자는 계속운 기간동안

상기 면제사항들의 유효성을 정당화하는 평가를 제공하여야 한다.

신청자가 TLAA 면제사항목록을 제출할 경우, 평가자는 그 목록에서 TLAA 상

이 락되지 않았는지를 확인해야 한다. 본 심사지침 1.1 에 제시된 것과 같이

TLAA의 정의는 다음 사항을 포함하는 평가를 말한다. (본 심사지침서 0.0(계속운

심사 일반지침)의 2.1 가. 3)항 참조)

1) 본 심사지침 1.1 의 가.에 규정된 계속운 용 범 안의 계통, 구조물

기기

2) 경년열화 향

3) 재 운 기간에 의해 정의된 시간제한 가정

4) 안 성에 한 단을 내리는데 사업자에 의해 련된다고 결정된 사항

5) 본 심사지침 1.1 의 나.에 규정된 것과 같이, 계통, 구조물 기기의 의도된

기능 수행 능력과 련된 결론 는 결론의 근거

6) 행 허가의 기술 근거에 참조물로서 포함되어 있거나 인용되어 있는 신청

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- 358 -

자의 계산 분석

3 . 심사 차

평가자는 본 심사지침 1 에 기술된 평가분야에 해서 다음의 평가 차를

따른다. 평가자는 평가를 수행하는데 있어서 발 소별 FSAR과 평가보고서와

같은 기타 CLB 문서를 이용하여야 한다. 평가자는 본 심사지침의 2 (허용기

)에 제시된 6개 허용기 을 만족하는 TLAA로서 신청자가 분류하지 않은 해

석들을 선정해야 한다. 평가자는 신청자에 의해 TLAA로서 분류되지 않은 선

정된 해석이 어도 다음 기 의 하나를 만족하지 않는 지를 확인한다.

본 심사지침서 3.2(원자로 집합체 핵연료채 수명평가) 내지 3.6( 통부 피

로 평가)은 부분의 발 소에 한 TLAA의 표 인 유형들을 분류하고 있

다. TLAA를 분류하기 한 신청자의 방법론에 한 정보는 아래 6개 기 을

만족하지 못한 계산을 확인하는데 한 유용할 수도 있다.

가. 본 심사지침 1.1 의 가.항에 기술된 바와 같이 계속운 범 내에 있는 계

통, 구조물 기기를 포함. (본 심사지침서 1.1(기계계통의 범 설정 선

정결과 평가) 내지 부록1-2(범 설정 결과 평가))는 범 설정 선정

(Screening) 방법론, 발 소 수 다양한 계통 수 의 분류결과에 한

평가자 지침을 제공하고 있다.)

나. 경년열화 효과를 고려. (다음 사항에 한정되지는 않으나, 경년열화 효과는

재료 손실, 긴장력 손실, 침하, 균열 연체 특성 하 등을 포함한다.)

다. 행 운 허가기간으로 정의된 시간제한 가정을 포함. (정의된 운 기간이

해석에서 명시되어야 한다. 단순히 어떤 기기가 가동수명 는 발 소 수명

에 해 설계된다는 주장은 충분하지 않으며, 명확하게 시간제한을 포함하

는 계산이나 해석을 통해 지원되어야 한다.)

라. 신청자가 하게 안 성에 한 결정을 함. ( 성은 신청자가 이용 가

능한 정보의 평가를 기 으로 도출되어야 하는 결정이다. 계산이나 해석이

수행한 해석결과로서 취해지는 조치로서 직 인 계가 있음을 보여 수

있다면 이와 련이 된다. 한 해석이 신청자의 안 성 결정에 한 기

을 제공하고, 해석의 부재상태에서는 상이한 안 결론에 도달했을 수 있는

경우에도 련이 된다.)

마. 계통, 구조물 기기의 의도된 기능 수행능력을 제시. (본 심사지침 1.1

의 나.항과 련된 결론을 제시하거나 결론을 포함한다. 계통, 구조물 부

품의 의도된 기능에 향을 주지 않는 해석은 TLAA가 아니다.)

바. CLB에 있어서 참조자료로서 포함되거나 통합됨. (제한은 없으나 CLB에서

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- 359 -

참조자료로서 포함되거나 이로 간주되는 발 소 문서들은 FSAR, 안 성평

가보고서(SER), 운 기술지침서, 화재방호계획 험도 해석, 규제기 행

정조치 그 답변, 품질보증(QA) 계획, 그리고 FSAR에 참조문서로 기술

된 특정기술주제보고서(Topical Report) 등을 포함한다. CLB에 없거나 참조

자료로 간주되지 않은 계산 해석은 TLAA가 아니다. 구조물 기기의

특정 그룹에 한 “기술기 ”이 FSAR에 기술되어 있다면, 참조자료는 이들

구조물 기기에 한 기록사항에 의해 요구된 모든 계산들을 포함하여야

한다.

다루어져야 할 필요가 있는 TLAA는 반드시 사 에 규제기 이 검토하 거나

승인한 해석은 아니다. 다음은 다루어야 할 필요는 있으나, 규제기 이 사 에

검토하거나 승인하지 않은 TLAA들을 시한다.

FSAR에서는 해당 설계가 어떤 기술기 (Code & Standard)을 따르고 있는지

를 기술하고 있다. 기술기 의 평가에서는 어떤 해석이나 계산이 요구되는 사

항을 제시하고 있다. 이들 해석 는 계산의 일부가 TLAA일 것이다. 그 실질

인 계산은 기술기 요건의 만족을 해 신청자에 의해 수행되었다. 그 특정

계산은 FSAR에서 참조되지 않았고, 규제기 은 이를 검토하지 않았다.

규제기 행정조치에 한 답변으로 신청자는 행정조치에서 심사항으로 다

룬 TLAA의 수행을 약속하는 답변을 규제기 에 제출하 다. 규제기 은 신청

자의 답변에 한 검토사항을 문서화하지 않았고, 실제 해석내용도 검토하지

않았다.

다음은 TLAA가 아니며, 본 심사지침 1.3 에 따라 다룰 필요가 없는 해석을

시한 것이다.

- 인구 측 (NUREG-0800의 2.1.3 )

- 발 소 변경을 한 비용-이득 분석

- 발 소의 운 기간보다 짧게 정의된 시간제한 가정의 해석.( 를 들어,

운 기간의 말까지 도달하지 않는 사용수명을 기 으로 한 기기에 한

해석)

TLAA의 수와 유형은 CLB에 의존하며, 발 소별로 차이가 있다. 어떤 계산이

나 해석이 TLAA라는 것을 결정하기 해서는 본 심사지침 1.2 의 6개 기

을 모두 만족하여야 한다. 본 심사지침의 <표 1>은 이들 6개 기 에 한

용 방법의 를 보여 다. 본 심사지침의 <표 2>는 잠재 인 TLAA 목록이

다. 본 심사지침의 <표 3>은 미국의 기 계속운 신청자에 의하여 확인된

특정 발 소의 TLAA 목록을 보여 다. <표 4>는 미국 49개 원 에 용되었

던 발 소 고유의 TLAA 체 목록이다. 본 심사지침의 <표 2>, <표 3>, <표

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- 360 -

4>는 어떤 특정 발 소에 해 잠재 으로 TLAA일 수 있는 해석의 를 보

여 다. 그러나 TLAA는 발 소마다 차이가 있으며, 신청자의 CLB에 의존한

다. 모든 신청자가 신청하는 발 소에 한 TLAA로서 이들 표에서 모든 해석

을 확인될 것이라는 것은 기 하지 않는다. 한, 어떤 신청자는 신청하는 발

소에 해 본 표에서 제시되지 않는 특정 TLAA를 수행했을 수도 있다.

타 분야의 평가자들은 TLAA의 확인 없이 자신들에게 할당된 분야를 평가할

가능성이 있다. 그들은 신청자가 TLAA로서 자신의 평가분야에 한 어떤 해

석들을 확인하지 않은 이유에 해 의문을 갖는 상황이 있을 수 있다. 이들 해

석과 련하여 평가자는 다른 분야의 평가자들과 함께 의문사항을 조율하고,

이들 해석이 TLAA로서 평가되어야 하는 지를 확인해야 한다.

신청자가 해당 발 소에 해 TLAA로 확인한 사항을 보증할 수 있는지의 결

정을 하여 평가자는 신청자의 목록에서 제외된 해석이 실제로 TLAA가 아

니라는 사항을 확인하여야 한다. 한 평가자는 신청자가 본 심사지침 1.3 의

나.항에 따라 그 면제사항을 확인했는지를 검증한다.

4 . 평 가 결 과

평가자는 신청자가 본 심사지침을 만족시키는데 충분한 정보를 제공하고 있으

며, 본 심사지침 1.2 에서 정의한 로 허용가능한 TLAA 목록이 제공되었다

는 결론을 내릴 수 있는지를 확인한다.

5 . 참고 문 헌

[1] NEI 95-10, Revision 3, 　“Industry Guideline for Implementing the Requirements

of 10 CFR Part 54, The License Renewal Rule,”　 Nuclear Energy

Institute, March 2001.

[2] NUREG-1800, Standard Review Plan for Review of License Renewal Application

for NPPs

[3] NUREG-0800, 　 Standard Review Plan for the Review of Safety Analysis

Reports Nuclear Power Plants,　 July 1981.

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- 361 -

<표 1> 잠재 인 시간제한 경년열화 평가( TLAAs)의 확인과 처리기

사 례 처 리 방 향

USNRC 서신에서 허용할 수 없는

마모가 제어 의 설계수명동안 발생하지

않음을 정당화하도록 사업자에게 요청하

고 있다.

제어 의 설계수명이 40년 이하이기 때문

에 TLAA로서 간주하지 않는다. 그러므로

심사지침서 1.0장 2.1 (a)(3)항의 TLAA

의 3번째 기 을 충족하지 않는다.

100mph의 최 바람속도는 50년에 1번

발생할 수 있는 것으로 측된다.경년열화 효과와 련되지 않으므로

TLAA가 아니다.

사업자로부터 USNRC로의 서신에서 원

자로건물 기 슬래 상의 Membrane은

40년 지속한다고 공 자에 의해 인증된

것으로 기술하 다.

Membrane은 어떤 안 성 평가에서도 신

뢰되지 않으므로 해석은 TLAA로 고려되

지 않는다. 이 는 심사지침서 1.0장 2.1

(a)(3)항의 TLAA의 4번째 기 을 충족

하지 않는다.

가압기 림 에 한 피로사용계수는

USNRC Bulletin 88-11에 한 응답에

서 운 허가기간에 해 안사항이

아닌 것으로 결정되었다.

이 는 심사지침서 1.0장 2.1 (a)(3)항의

TLAA의 6개 모든 기 을 충족하므로

TLAA이다. 사업자의 피로설계 기 은 본

기기에 해 운 허가기간인 설계수명

에 의해 정해지는 가정사항에 따른다.

원자로건물 텐돈 긴장력은 발 소의 설

계수명에 해 계산된다. 이들 데이터는

측정된 것과 측된 긴장력의 비교를

한 기술지침서 감시 동안 사용된다.

이 는 심사지침서 1.0장 2.1 (a)(3)항의

TLAA의 6개 모든 기 을 충족하므로

TLAA이다. 긴장력 곡선이 재 30년에

해당하는 것으로 한정되므로 요구되는 기

술지침서의 감시를 수행하는데 필요하다.

<표 2> 잠재 인 시간제한 경년열화 평가 ( TLAAs)

원자로집합체 핵연료채 수명평가

콘크리트 원자로건물 텐돈 긴장력

속피로

기기기에 한 환경검증

속부식 허용오차

40년 동안에 한 구조물의 안 성을 증명하는 가동 결함성장 해석

가동 국부 속 원자로건물 부식해석

피로사용계수에 기 한 고에 지 배 단 가정

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<표 3> 설계수명 이후의 운 에 한 계속운 신청자에 의해 확인된 발

소별 TLAA의 추가사례

터빈구동 보조 수펌 의 주증기 공 배 에 한 피로해석

원자로 냉각재 펌 라이휠의 피로해석

폴라 크 인의 피로해석

단 설

원자로건물 라이 이트에 한 피로해석

원자로건물 통부 가압 사이클

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- 363 -

< 표 4 > 미 국 4 9 개 P W R 원 에 용 된 발 소 고 유 T L A A 사례

발 소 고유의 시간제한 경년열화 평가 사례 용 호기수*

1) RCP 라이휘일 피로 균열진 해석 22

2) 폴라크 인 피로해석 17

3) 단 설(LBB) 해석 13

4) RCP Code Case N-481 해석 11

5) 가동 결함 진 해석 6

6) 보라 스 경년열화 해석 6

7) 원자로용기 underclad 결함 해석 5

8) 사용후핵연료 장조 라이 해석 4

9) Thimble Tube의 마모 해석 4

11) 용수계통원의 고갈 평가 4

12) 기계 기기의 열피로 해석 3

13) Alloy 600 계측노즐 보수 평가 3

14) 기 설비에 한 TLAA 3

15) 주 수배 피로해석 2

16) 고에 지배 단 해석 2

17) 주조 스테인 스강(CASS)의 열취화 해석 2

18) 원자로 노심지지 (Core Support Barrel) 보수 평가 2

19) Ultimate Heat Sink의 막힘 평가 2

20) RHR 방출밸 용량(Relief valve Capacity) 입증 해석 2

21) 격납건물 라이 응력해석 라이 앵커 피로해석 1

22) 격납건물 텐돈 덴돈 벨로우즈(Bellows)의 피로해석 1

23) 험도 정보 가동 검사 평가 1

24) 용수계통 취수구 침강(Settlement) 평가 1

25) Alloy 600 노즐 안 단(Safe End) 수명 평가 1

26) 원자로 ICI 노즐 - 유체유인진동(FIV) 한계치(Endurance Limit) 해석 1

27) 기 일(Foundation Pile)의 부식 평가 1

28) 격납건물 통부 냉각기의 제거 평가 1

29) CE-half-nozzle design and mechanical nozzle seal asemblies (NEI item)

0

30) Metal corrosion allowance (SRP-LR Item) 0

31) In-service local metal containment corrosion analyses (SRP-LR Item)

0

32) Intergranular separation in the heat-affected zone (HAZ) of reactor vessel low-alloy steel under austenitic SS cladding. Low-temperature overpressure protection (LTOP) analyses (SRP-LR Item)

0

33) Fatigue analysis for the main steam supply lines to the turbine-driven auxiliary feedwater pumps (SRP-LR Item) 0

34) Flow-induced vibration endurance limit, transient cycle count assumptions, and ductility reduction of fracture toughness for the reactor vessel internals (SRP-LR Item)

0

(*) 계속운 이 승인되거나 신청된 미국 PWR 원 49개 해당 TLAA가 용된 호기수

KINS/GE-N11

- 364 -



3.2 원자로집합체 및 핵연료채널 수명평가

1. 평 가 분 야

발 소 운 시, 성자 환경에서 재료는 인장강도가 증가하고, 연성이 감소하

는 물성치 변화가 나타난다. 핵연료 채 이 충분한 건 성을 유지하고 있음을

보증하기 해서 압력 의 (1) 처짐(Sag) (2) 축방향 신장(Elongation) (3) 직

경팽창(Diametral Expansion) 벽두께 감소(Wall Thinning)의 평가와 칼란

드리아 의 (1) 처짐(Sag)에 한 평가를 수행한다.

2. 허 용 기

원자로집합체 핵연료채 수명평가는 본 심사지침 3.1(시간제한 경년열화

평가의 확인)의 1.3 가.항에 제시된 허용 기 을 만족해야 한다.

2.1 T L A A

본 심사지침서 3.1(시간제한 경연열화 평가의 확인)의 1.3 의 가.항 1)～3)에 따

라 신청자는 다음 방법 한 가지를 입증하여야 한다.

가. (TLAA 방법론-1) TLAA가 계속운 기간동안 유효하다.

나. (TLAA 방법론-2) TLAA는 계속운 기간 종료시 까지 측되어 있다.

다. (TLAA 방법론-3) 의도된 기능에 한 경년열화의 향은 계속운 기간동

안 히 리될 것이다.

평가에 사용되는 허용기 은 상기 3가지 TLAA 방법론에 따라 다르게 설정된

다.

2.1.1 압력 칼 란 드 리 아 처 짐

운 기간동안, 수평 압력 은 각 압력 을 칼란드리아 으로부터 사이 의 간 격

을 일 정 하 게 유 지시 키 는 스페이서 사이로 쳐지게 된다. 압력 은 30년의 설계

수명을 과한 후에도 칼란드리아 과 하지 않는다는 것이 보장되어야

한다. 압력 이 핵연료 채 스페이서 사이에서 처지는 것 이외에도, 체 핵

연료 채 집합체 한 운 처지게 되고 운 기간이 증가함에 따라 처짐

KINS/GE-N11

- 365 -

곡률도 증가하게 된다. 비록 이러한 곡률이 핵연료 다발의 통로를 방해하지는

않지만, 몇몇 핵연료 채 이 처짐으로써 결국 핵연료 채 오른편에 치한 수

평 반응도 제어 메카니즘과 할 수도 있다. 핵연료 채 과 메카니즘 사이의

간극에 한 감시가 계획되어져 있어야 한다.

86-31100-DM-000에서는 80%출력으로 30년 운 후의 최 처짐량을 61mm로

상하고 있다.

2.1.1.1 T L A A 방 법 론 -1

처짐에 한 평가가 계속운 기간에도 기존 평가가 유효하며 수평 반응도 제

어 메카니즘 하지 않으므로 유효하다.

2.1.1.2 T L A A 방 법 론 -2

처짐은 계속운 기간을 고려하여 가동 검사 결과에 따라 재평가되어야 하

며 수평 반응도 제어 메카니즘 하지 않는다.

2.1.1.3 T L A A 방 법 론 -3

TLAA 방법론-3에 따른 방법은 핵연료 채 과 메카니즘 사이의 간극에 한

감시가 계획되어져 있어야 하며 핵연료 채 오른편에 치한 수평 반응도 제

어 메카니즘과 할 것으로 상되면 칼란드리아 과 메카니즘 사이의 간극

을 증가시키기 하여 메카니즘을 아래로 이동시키는 방법에 한 검토가 있

어야 한다.

2.1.2 압력 축 방 향 신 장

핵연료 채 은 80% 출력에서 30년간 운 했을 때 축방향 신장이 153mm 수용

할 수 있도록 설계되어 있으며 각 채 은 평균 76.2mm±10% 압력 의 신장

을 허용할 수 있다. 상되는 연신률은 약 5mm/year이며, 따라서 운 15년

후면 자유단/고장단 변경 작업을 수행하여야 한다.

압력 축방향 신장에 한 TLAA 허용기 은 다음과 같다.

2.1.2.1 T L A A 방 법 론 -1

압력 축방향 신장에 한 평가는 계속운 기간에도 기존 평가가 유효하며

연신량이 76.2mm를 과하지 않는다.

2.1.2.2 T L A A 방 법 론 -2

KINS/GE-N11

- 366 -

압력 축방향 신장은 계속운 기간을 고려하여 측정결과에 따라 재평가되어

야 하며 연신량이 76.2mm를 보다 작게 유지된다.

2.1.2.3 T L A A 방 법 론 -3

핵연료 압력 연신량 측정 결과 연신량이 76.2mm를 과할 것으로 상되면

자유단/고장단 변경 작업에 한 검토를 수행한다.

2.1.3 압력 직 경 팽 창 벽 두 께 감 소

압력 의 직경 팽창은 핵연료 다발 주변을 흐르는 1차 냉각재의 양을 증가시

켜 일정한 흐름에서의 임계 핵연료 채 출력(critical channel power)을 약간

감소시킨다. 비록 이것이 반 인 유동 증가 낮은 출력 채 로부터 높은

출력 채 로의 유동 재배치에 의한 차감효과라 하더라도, 결국 허용할 수 없

는 핵연료 냉각을 래하게 된다. 압력 의 직경 팽창에 한 설계 허용치는

보수 으로 기 압력 직경의 5%로 제한되어 있다. 이 게 보수 인 설계

허용치는 압력 크립 열을 피하기 한 큰 여유도를 제공하고 가터 스 링

이 압력 과 칼란드리아 사이에서 압착되지 않을 수 있도록 보장한다.

직경팽창으로 인하여 압력 벽두께 감소가 발생하게되며 30년 동안 0.28mm

가 감소하는 것으로 되어 있다.

2.1.3 .1 T L A A 방 법 론 -1

압력 직경팽창 벽두께 감소에 한 평가는 계속운 기간에도 기존 평가

가 유효하며 압력 직경은 5%, 벽두께 감소는 0.28mm를 과하지 않는다.

2.1.3 .2 T L A A 방 법 론 -2

압력 직경팽창 벽두께 감소는 계속운 기간을 고려하여 측정결과에 따

라 재평가되어야 하며 압력 직경은 5%, 벽두께 감소는 0.28mm 보다 작게

유지된다.

2.1.3 .3 T L A A 방 법 론 -3

이 방법론은 압력 직경팽창 벽두께 감소에 용할 수 없다.


본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.4.2 라.항을 만족시키기 한 특

별기 은 다음과 같다.

KINS/GE-N11

- 367 -

FSAR 보완본에 제시된 계속운 기간에 한 TLAA의 요약분은 변경사항이

히 리될 수 있도록 서술되어야 한다. 여기에는 신청자가 본 심사지침서

3.1(시간제한 경년열화 평가의 확인) 1.3 의 가.항의 요건을 만족하고 있음을

입증하는데 사용된 기 에 한 정보를 포함하여야 한다.

3 . 평 가 차

본 심사지침 1 에 기술된 각 평가분야를 다음의 차에 따라 검토한다.

3 .1 T L A A

원자로집합체 핵연료채 수명평가에 해, 본 심사지침 2.1 에 주어진 세

가지 방법 에서 신청자가 선택한 방법에 한 검토 차는 다음과 같다. .

3 .1.1 압력 칼 란 드 리 아 처 짐

3 .1.1.1 T L A A 방 법 론 -1

계속운 기간의 종료시 에서 측된 처짐에 한 평가가 기존 평가 범 내에

포함되어 있는지를 검토한다.

3 .1.1.2 T L A A 방 법 론 -2

처짐은 계속운 기간을 고려하여 가동 검사 결과에 따라 재평가한 결과가

최 처짐량을 61mm 를 과하지 않는지 확인한다.

3 .1.1.3 T L A A 방 법 론 -3

핵연료 채 과 메카니즘 사이의 간극에 한 감시가 계획되어져 있는지 확인

하고 계속운 기간동안 의도된 기능이 유지될 수 있도록 경년열화의 향이

히 리된다는 것을 입증하는 신청자의 서류를 검토한다. 이 상되는

경우는 칼란드리아 과 메카니즘 사이의 간극을 증가시키기 한 방법이 제시

되고 확인되어야 한다.

3 .1.2 압력 축 방 향 신 장

3 .1.2.1 T L A A 방 법 론 -1

계속운 기간의 종료시 에서 측된 압력 축방향 신장에 한 평가가 기존

평가 범 내에 포함되어 있는지를 검토한다.

KINS/GE-N11

- 368 -

3 .1.2.2 T L A A 방 법 론 -2

압력 축방향 신장은 연신량 계산식의 성과 계속운 기간을 고려하여

검사 결과에 따라 재평가한 결과가 최 처짐량을 76.2mm 를 과하지 않는

지 확인한다.

3 .1.2.3 T L A A 방 법 론 -3

계속운 기간동안 의도된 기능이 유지될 수 있도록 경년열화의 향이

히 리된다는 것을 입증하는 신청자의 서류를 각 사안별로 검토한다. 핵연료

압력 연신량 측정 결과 연신량이 76.2mm를 과할 것으로 상되면 자유단

/고장단 변경 작업에 해 검토한다.

3 .1.3 압력 직 경 팽 창 벽 두 께 감 소

3 .1.3 .1 T L A A 방 법 론 -1

계속운 기간의 종료시 에서 측된 압력 직경팽창 벽두께 감소에 한

평가가 기존 평가 범 내에 포함되어 있는지를 검토한다.

3 .1.3 .2 T L A A 방 법 론 -2

압력 직경팽창 벽두께 감소는 계속운 기간을 고려하여 측정결과에 따

라 재평가되어야 하며 평가 결과가 압력 직경은 5%, 벽두께 감소는 0.28mm

요건을 만족하는지 검토한다.

3 .1.3 .3 T L A A 방 법 론 -3

용할 수 없음.


검토자는 신청자가 원자로집합체 핵연료채 수명평가 TLAA의 평가 요약

분을 FSAR 보완본에 포함시켰는지 검토한다. 본 심사지침의 <표 1>은 이들

TLAA에 해 허용가능한 FSAR 보완본의 를 나타낸다. 검토자는 신청자가

본 심사지침 <표 1>에 제시된 평가정보가 포함된 FSAR 보완본을 제출하 는

지 확인한다.

검토자는 신청자에게 FSAR 개정시 본 FSAR 보완본을 포함하도록 인․허가

조건으로 부과할 수 있다. 인․허가조건의 일부로서 FSAR 갱신을 완료할 때까

지 신청자는 규제기 의 승인에 앞서 FSAR 보완본에 기술된 로그램을 변경

KINS/GE-N11

- 369 -

할 수 있다. 단, 변경사항들은 10 CFR 50.91에 제시된 요건을 만족하여야 한다.

본 심사지침 <표 1>에 제시된 바와 같이, 신청자는 FSAR에 이행일정을 구체

화할 필요는 없으나, 검토자는 신청자가 신청서에 경년열화 강화내용과 약속사

항을 포함하여 계속운 이 에 완료되어야 하는 향후의 경년열화 리활동을

신청서에 명시하 는지를 평가하여야 한다.

검토자는 신청자가 약속일 이 에 이들 활동을 완료할 것을 보장하기 하여

허가사항에 한 조건을 부여할 수 있다.

4 . 평 가 결 과

검토자는 신청자가 본 심사지침을 만족시키는데 충분한 정보를 제공하고 있으

며, 본 심사지침 2.1 에 주어진 세 가지 방법 에 신청자가 선정한 방법에

해 원자로집합체 핵연료채 수명평가 TLAA는 본 심사지침서 3.1(시간

제한 경년열화 평가의 확인) 1.3 의 가.항에 따라, (1) 해석결과가 계속운

기간에 해서 유효하다. (2) 해석결과가 계속운 기간의 종료시 까지 고려

되었다. 는 (3) 경년열화 효과가 계속운 기간 동안 히 리될 것이다.

한 FSAR 보완본에는 계속운 기간에 해 핵연료채 성자 조사취화

TLAA 평가가 하게 요약, 기술되어 있다는 결론을 내릴 수 있는지 확인한

다.

5 . 참고 문 헌


Components

[2] AECL, 86-31100-DM-000, Design Manual Fuel Channel Assembly of

Wolsong 2,3,4, Oct. 1995



IAEA-TECDOC-1197, Vienna, Feb. 2001


Plant Components Important to Safety : CANDU Pressure Tubes,

IAEA-TECDOC-1037, Vienna, August 1998.

KINS/GE-N11

- 370 -

< 표 1> 원자로집 합 체 핵 연 료 채 수명 평 가 T L A A 에 한 F SA R

보 완 본 의

TLAA 평가에 한 설명 이행계획*

압력

칼 란 드 리 아

처 짐

처짐은 계속운 기간을 고려하여 가동 검사 결

과에 따라 재평가한 결과가 최 처짐량을 61mm

를 과하지 않아 수평 반응도 제어 메카니즘과

하지 않는지 평가한다.

완료

압력

축 방 향 신 장

압력 축방향 신장은 계속운 기간을 고려하여

측정결과에 따라 재평가되어야 하며 연신량이

76.2mm를 보다 작게 유지되는지 평가한다.

완료

압력

직 경 팽 창

벽 두 께 감 소

압력 직경팽창 벽두께 감소는 계속운 기간

을 고려하여 측정결과에 따라 재평가되어야 하며

압력 직경은 5%, 벽두께 감소는 0.28mm 보다 작

게 유지되는지 평가한다.

완료

* 신청자는 해당 FSAR에 이행일정을 명시할 필요는 없으나, 검토자는 신청자가

신청서에 계속운 에 앞서 완료되어야 하는 향후의 경년열화 리활동을 명시

하 는지를 평가하여야 한다. 검토자는 신청자가 약속일 이 에 이들 리활동

이 완료될 수 있도록 계속운 에 한 인허가 조건을 부여할 수 있다.

KINS/GE-N11

- 371 -



3.3 금속 피로 평가

1. 평 가 분 야

정 설계하 보다 작은 반복하 을 받는 속 기기(metal components)는 피

로로 인해 손이 발생할 수 있다. 기기의 속피로는 운 기간동안 가정된

과도상태 횟수 는 반복횟수를 기 으로 평가되며, 이러한 속피로 해석의

합성을 계속운 기간에 해 검토한다.

속피로 해석에 한 검토는 가동 결함성장량평가, 압력 균열 해석, 가상

의 고에 지배 단 속 벨로우즈에 한 평가를 포함한다.

<표 1>은 속 피로 해석이 용되는 사례이다. 계속운 을 신청한 자는 속

피로 상 선정시 <표 1>의 사례를 참조하여야 한다.

1.1 T L A A

속 기기는 CAN/CSA-N285.0 CAN/CSA-N285.1에 의거 ASME B & PV

Code나 ANSI 요건에 제시된 지침에 따라 설계 는 해석될 수 있다. 이들 코

드는 TLAA에 기반을 둔 속피로에 한 내용을 포함하고 있다.

1.1.1 원자력 1등 계통 기기

원자력 1등 압력유지 기기는 ASME Sec. III, NB에 따라 속피로에 한

해석이 수행되어야 한다. ASME Sec. III 에서는 Class 1 기기에 해 상 과

도상태의 횟수 하 을 고려한 피로해석을 요구하고 있다. Sec. III Class 1

기기에 한 피로해석은 재료의 피로특성과 기기의 상 피로하 을 기 으로

피로사용계수(Cumulative Usage Factor, 이하 CUF라 함)를 계산하도록

요구하고 있다. ASME Code에서는 이 게 계산된 CUF 값이 1을 넘지 못하도

록 제한하고 있다. 평가자는 계속운 기간에 해 이들 기기의 피로 항을 검

토하여야 한다.

1.1.2 원자력 6 등 계통 기기

원자력 6등 계통 배 은 ANSI B31.1과 CSA B51에 따라 평가한다. 여기에

KINS/GE-N11

- 372 -

서는 명확한 피로해석을 요구하지 않으며 상되는 열 사이클(thermal cycle)

수를 바탕으로 허용응력의 크기를 제시하고 있다. 열 사이클의 작용에 따른 해

당 허용응력의 감소량은 본 심사지침 <표 2>의 감소계수(reduction factor)를

사용하여 계산된다. 로써, 발 소 운 기간동안 7,000번 이상의 열 사이클이

작용하지 않을 것으로 상되는 배 의 경우는 감소계수가 1.0이 되어 허용응

력이 감소되지 않으나 100,000번 이상의 열 사이클이 작용하는 경우에는 최

허용 정응력(maximum allowable static stress)의 반까지 허용응력이 감소한

다. 평가자는 계속운 기간에 해 이들 기기의 피로 항을 검토하여야 한다.

1.1.3 C U F 에 기 한 기타 평 가

ASME 코드에서는 CUF에 기 한 기타 속 기기의 피로해석요건을 포함하고

있다 [ASME NC-3200 용기, ASME NE-3200 Class MC 기기, ASME

NC-3649.4(e)(3), ND-3649.4(e)(3) 는 NE-3366.2(e)(3)에 따라 설계된 속

벨로우즈]. 이들 기기에는 본 심사지침 1.1.1 에 제시된 원자력 1등 계통 기

기 련 사항을 용한다.

1.1.4 원자력 2, 3 등 계통 기기

원자력 2,3등 계통 배 은 ASME Sec. III, NC ND의 피로설계요건을 따

라 평가하며 해석 차는 ANSI B31.1과 유사하다. 이들 기기에는 본 심사지침

1.1.2 에 제시된 원자력 6등 계통 기기 련 사항을 용한다.

1.2 일 반 안 안

산업계에서 합의에 바탕을 둔 코드와 기술기 이 변천함에 따라 원 기기에

용되는 피로설계 기 도 변경되어 왔다. 개별 기기에 한 피로설계는 해당

기기에 용된 설계코드의 발행 (version)이 기 이 되며 이를 기 코드

(Code of Record)라 한다. 1970년 까지만 해도 원 설계코드에 속피로

에 한 요건이 제 로 갖추어지지 않았기 때문에 피로 향이 고려된 설계기

코드를 용하여 피로해석이 수행되었다고 할지라도 오래된 원 의 경우

설계당시에 미처 상하지 못한 운 하 을 기기들이 받게 되는 경우가 있다.

가압기 림 의 열성층 상 등이 표 인 라고 할 수 있다. 기설계에서

고려하지 못했으나 운 단계에서 새로 확인된 피로하 에 해서는 별도의 평

가가 필요하다. 한 기 코드에서는 기기의 피로수명에 미치는 원자로냉각재

환경의 향이 히 다루어지지 않았다는 우려가 있어 왔다.

미국 NRC에서는 가동 원 의 속피로와 련된 기 코드의 합성을 규

KINS/GE-N11

- 373 -

제과정에서 다루어야 할 잠재 인 안 안으로 결정하 다. 기 설계수명기

간에 한 피로의 향이 GSI-78(Monitoring of Fatigue Transient Limits for

Reactor Coolant System) GSI-166(Adequacy of Fatigue Life of Metal

Components)을 통해 연구되고 해결되었다. GSI-78에서는 가동 인 발 소에

서 피로감시의 필요성 여부를 다루었다. GSI-166에 한 해결책의 일부로서

코드에 따른 피로해석이 수행된 발 소의 기기를 샘 로 선정하여 피로수명평

가에 있어 최근 피로시험데이터의 요성을 평가하 다. 미국 NRC에서는 40

년 동안의 발 소 수명에 해 GSI-78 GSI-166의 일환으로 수행한 피로수

명평가 결과와 진행 인 안들을 Staff Generic Task Action Plan에서 별도로

다루었으며, 피로조치계획(fatigue action plan)을 SECY-95-245로 발간하 다.

SECY-95-245는 NUREG/CR-6260(Application of NUREG/CR-5999 Interim

Fatigue Curves to Selected Nuclear Power Plant Components)에 한 연구

를 근거로 하고 있다. NUREG/CR-6260에서는 높은 CUF를 나타내는 부 를

평가하 다. 한 가정된 과도상태 횟수 신에 실제 횟수를 사용하는 등의 과

정을 거쳐 기 피로해석의 보수성을 제거한 후 환경 향을 고려한 피로곡선

을 사용하여 피로손상계수를 재계산하 다. 평가자는 부분의 부 에서 설계

수명기간 동안의 CUF가 ASME Code 제한치인 1.0 보다 작다는 것을 확인하

다. 40년 기 의 험도 연구를 통해 보완된 평가결과를 토 로 미국 NRC

에서는 가동 인 발 소에 환경피로 데이터를 소 용하는 것은 정당화될

수 없다고 결정하 다. 그러나 20년 연장운 에 해서 기 피로계산의 과도

한 보수성을 제거할 수 있다고 확신할 수 없기 때문에 SECY-95-245에서는

NUREG/ CR-6260에 포함된 샘 기기들이 계속운 기간동안 환경 향을 고

려하여 평가되어야 한다고 권고하 다. GSI-190(Fatigue Evaluation of Metal

Components for 60-year Plant Life)에서는 60년 운 시 압력경계 기기의 피

로와 련하여 GSI-78과 GSI-166에서 주로 문제가 되었던 환경 향을 안으

로 다루고 있다.

GSI-190은 60년 발 소 수명동안 설계기 피로 과도상태를 포함해서 선정된

기기의 피로 손 확률과 피로 손이 노심손상빈도에 미치는 향을 다룬다. 이

를 해결하기 해 수행된 연구결과는 일부 기기에서 40년부터 60년 사이에 균

열이 발생하고 통될 확률이 1에 근하고 있음을 보여주었다. 최 손

율(년당 통결함 발생확률)은 10-2/년의 범 에서 있으며 이러한 손은 주로

두께가 얇은 기기에서 CUF가 높게 평가된 부 에서 발생하게 된다. 부분의

경우 이들 통균열로부터의 설량은 으며 노심손상으로 이어질 가능성은

거의 없다. 확률론 해석 민감도 연구, 산업계와의 상호교류(NEI

KINS/GE-N11

- 374 -

EPRI), 열화 리를 한 사업자의 다른 근방법 등에 근거해서 별도의 일반

인 규제조치는 필요하지 않으며 GSI-190도 해결된 것으로 결론을 내렸다.

그러나 환경 향에 한 고려를 포함해서 이 안의 해결을 해 수행한 계산

결과들은 발 소 운 연수가 증가함에 따라 배 설 빈도가 증가할 것이라는

것을 보여주고 있다. 따라서 평가자는 계속운 을 해 신청자가 AMP를 작성

할 때 냉각재 환경이 기기의 피로수명에 미치는 향을 평가해야 한다고 결론

을 내렸다.

피로수명에 향을 미치는 냉각재 환경은 주로 재료의 황 함유량, 운 온도,

용존산소, 변형률 변형률속도와 련된 것이므로 평가자는 가압경수형 원

에서와 같이 신청자가 계속운 기간동안 냉각재 환경이 기기의 피로수명에 미

치는 향을 평가하 는지 검토해야 한다.

1.3 F SA R 추 가본

TLAA에 한 상세정보는 계속운 신청자료에 포함된다. 신청자는 계속운

기간에 한 TLAA를 요약해서 FSAR 보완본에 기술하여야 하며, 평가자는

이 FSAR 보완본을 검토하여야 한다.

2. 허 용 기

본 심사지침 1 의 평가분야는 본 심사지침서 3.1(시간제한 경년열화 평가의

확인) 1.3 의 가.항에 기술된 허용 기 을 만족해야 한다.

2.1 T L A A

본 심사지침서 3.1(시간제한 경년열화 평가의 확인) 1.3 의 가. 1)～3)에 따라

신청자는 다음 하나를 입증하여야 한다.





속피로에 한 해당 허용기 은 다음과 같다:

2.1.1 원자력 1등 계통 기기

ASME Class 1 요건에 따라 설계 는 해석된 원자력 1등 계통 기기에

해, 신청자는 본 평가지침 2.1 에 주어진 세 가지 방법 하나를 선택할 수

있으며 각 방법에 한 허용기 은 다음과 같다.

KINS/GE-N11

- 375 -

2.1.1.1 T L A A 방 법 론 -1

가정된 과도상태 횟수가 계속운 기간동안에도 과되지 않으므로 기존 CUF

계산이 유효하다.

2.1.1.2 T L A A 방 법 론 -2

계속운 기간을 고려하기 해 증가시킨 상 과도상태 횟수를 기 으로

CUF를 재평가한 결과, CUF는 계속운 기간 동안 1 보다 작게 유지된다.

2.1.1.3 T L A A 방 법 론 -3

GALL 보고서 10장에서, 미국 NRC는 선택된 원자로냉각재계통 기기에 해

요한 온도 압력 과도상태의 횟수를 감시하고 추 하는 로그램을 평가

하 다. 평가자는 이 로그램을 본 심사지침 2.1 다.항에 따라 원자로냉각재

계통 기기의 속피로를 다루기 해 허용할 수 있는 AMP라고 결정했다.

GALL 보고서는 계속운 신청시 참조될 수 있으며 승인된 특정 주제 기술보

고서(topical report)와 같은 방식으로 취 되어야 한다.

GALL 보고서를 참조하는데 있어서, 신청자는 참조한 자료가 해당 발 소에

용가능하다는 것을 보여야 하고 보고서에 기술되고 평가된 로 로그램의

허용여부를 결정하는데 필요한 정보를 제공하여야 한다. 한 신청자는 일반

로그램의 작성을 해 GALL 보고서에서 기술한 승인사항이 신청자 로그

램에 용되고 있음을 입증하여야 한다.

2.1.2 원자력 6 등 계통 기기

ANSI B31.1 요건에 따라 설계 는 해석된 원자력 6등 계통 기기 배 에

해, 신청자는 본 심사지침 2.1 에 주어진 세 가지 방법 하나를 선택할

수 있으며 각 방법에 한 허용기 은 다음과 같다.

2.1.2.1 T L A A 방 법 론 -1

가정된 과도상태 횟수가 계속운 기간동안에도 과되지 않으므로 피로강도

감소계수는 그 로 유효하다.

2.1.2.2 T L A A 방 법 론 -2

계속운 기간을 고려하기 해 증가시킨 상 과도상태 횟수와 본 심사지침

<표 2>를 기 으로 피로강도 감소계수를 재평가한 결과, 피로강도 감소계수에

한 해당 기기의 설계당시 여유도는 계속운 기간동안에도 그 로 유지된다.

KINS/GE-N11

- 376 -

2.1.2.3 T L A A 방 법 론 -3

의도된 기능에 한 경년열화의 향은 계속운 기간동안 히 리될 것

이다. 기기는 교체될 수 있으며 교체되는 경우에도 계속운 기간동안 허용응

력은 코드에서 요구하는 기 을 만족시킨다.

본 심사지침 2.1 의 다.항에 따른 체허용기 은 아직 개발되지 않았으나 의

도된 기능이 계속운 기간 동안에도 유지될 수 있도록 경년열화가 리되고

있다는 것을 보장하기 해 사안별로 평가될 것이다.

2.1.3 C U F 에 기 한 기타 평 가

본 심사지침 2.1.1 의 허용기 을 용한다.

2.1.4 원자력 2, 3 등 계통 기기


2.2 일 반 안 안

기설계에서는 고려하지 못했으나 운 단계에서 새롭게 확인된 피로하 에

해서는 그 향을 확인할 수 있는 별도의 평가가 수행되어야 하며, 새로 확

인된 피로하 의 향을 고려한 평가결과 는 AMP가 본 심사지침 2.1 의

해당 허용기 을 만족해야 한다.

미국 NRC가 GSI-190을 종결하면서 권고한 사항은 Ashok Thadani가 William

Travers에게 보낸 1999년 12월 26일자 메모에 포함되어 있다. 미국 NRC의 권

고사항을 토 로 평가자는 계속운 을 해 신청자가 경년열화 리 로그램

을 작성할 때 냉각재 환경이 기기의 피로수명에 미치는 향을 평가해야 한다

고 결정하 다. 이를 만족시킬 수 있는 한 방법은 요 기기를 샘 로 선정하

여 원자로냉각재 환경의 향을 평가하는 것이다. 선정된 요 기기에 한 피

로수명은 기존 ASME Code 피로해석에 환경보정계수(environmental

correction factor)를 용하여 평가될 수 있다. 탄소강 합 강에 한 환

경보정계수 계산식은 NUREG/CR-6583에 제시되어 있으며, 오스테나이트 스테

인리스강에 해서는 NUREG/CR-5704에 제시되어 있다.


본 지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.4.2 라.항을 만족시키기 한 특별기

은 다음과 같다.

FSAR 보완본에서 계속운 기간에 한 TLAA의 요약 내용은 추후 변경사

KINS/GE-N11

- 377 -

항이 히 리될 수 있도록 기술되어야 한다. 여기에는 신청자가 본 심사지

침서 3.1(시간제한 경년열화 평가의 확인) 1.3 의 가.항의 요건을 만족시키고

있음을 입증할 수 있도록 TLAA와 련된 정보가 포함되어야 한다.

3 . 평 가 차

본 지침 1 에 기술된 각 평가분야는 다음의 평가 차에 따라 평가된다.

3 .1 T L A A

3 .1.1 원자력 1등 계통 기기

ASME Class 1 요건에 따라 설계 는 해석된 원자력 1등 계통 기기에

해, 신청자는 본 심사지침 2.1 에 주어진 세 가지 방법 하나를 선택할 수

있으며 각 방법에 한 평가 차는 다음과 같다.

3 .1.1.1 T L A A 방 법 론 -1

운 기간동안의 과도상태에 한 실제 운 경험과 기존 CUF 계산에 사용

된 상 과도상태 목록을 검토하여 가정된 과도상태 횟수가 계속운 기간동

안에도 과되지 않음을 확인한다.

3 .1.1.2 T L A A 방 법 론 -2

과도상태에 한 실제 운 경험과 계속운 기간을 고려하기 해 증가시킨

상 과도상태 횟수에 한 목록을 검토하여 계속운 말기까지의 과도상태

측치가 한 지 확인한다. 증가된 상 과도상태 횟수에 근거하여 새롭게

계산된 CUF 값이 계속운 기간 종료시 에서도 1이하로 유지되는 지를 평가

한다.

신청자는 재평가를 해 기 코드를 사용하거나 과학기술부 고시 제2005-04호

에 따라 코드 개정 을 사용할 수 있다. 후자의 경우, 평가자는 신청자가 사용

한 코드가 과학기술부 고시 제2005-04호의 요건을 만족하는지 확인한다.

3 .1.1.3 T L A A 방 법 론 -3

신청자는 필요하다면 계속운 신청시 GALL 보고서를 참조할 수 있다. 평가

자는 신청자가 선정한 원자로냉각재계통 기기의 요한 온도, 압력 과도상태의

횟수를 감시하고 추 하는 로그램과 련하여 GALL 보고서를 해당 발 소

에 용할 수 있음을 명시하 는지 검토하여야 한다. 평가자는 GALL 보고서

KINS/GE-N11

- 378 -

에 기술되고 평가된 로 신청자가 한 로그램을 제시하고 있는지 확인

한다. 한 평가자는 신청자가 제시한 로그램이 GALL 보고서상의 해당 일

반 로그램을 승인할 때 사용했던 것과 동일한 로그램 요소를 포함하고 있

음을 명시하고 있는지 확인한다. 그 이상의 평가자 검토는 필요하지 않다.

3 .1.2 원자력 6 등 계통 기기

ANSI B31.1 요건에 따라 설계 는 해석된 원자력 6등 계통 배 에 해,

신청자는 본 심사지침 2.1 에 주어진 세 가지 방법 하나를 선택할 수 있으

며 각 방법에 한 평가 차는 다음과 같다.

3 .1.2.1 T L A A 방 법 론 -1

열 사이클에 한 실제 운 경험과 기존 허용응력 결정에 사용된 상 열 사

이클 목록을 검토하여 상 열 사이클 수가 계속운 기간동안에도 과되지

않는다는 것을 확인한다.

3 .1.2.2 T L A A 방 법 론 -2

열 사이클에 한 실제 운 경험과 계속운 기간을 고려하기 해 증가시킨

상 열 사이클 수에 한 목록을 검토하여 계속운 말기까지의 열 사이클

수에 한 측치가 한 지 확인한다. 증가된 상 열 사이클 수와 본 심사

지침 <표 2>에 근거하여 새롭게 계산한 허용응력이 계속운 기간동안에도

코드에서 요구하고 있는 여유도를 충분히 유지하고 있는지 평가한다.

신청자는 재평가를 해 기 코드를 사용하거나 과학기술부 고시 제2005-04호

에 따라 코드 개정 을 사용할 수 있다. 후자의 경우, 평가자는 신청자가 사용

한 코드가 과학기술부 고시 제2005-04호의 요건을 만족하는지 확인한다.

3 .1.2.3 T L A A 방 법 론 -3

평가자는 의도된 기능에 한 경년열화의 향을 계속운 기간동안에도

히 리할 수 있음을 확인하기 해 신청자가 제안한 로그램을 평가한다. 만

일 신청자가 가정된 열 사이클을 과하기 에 기기 교체를 제안한다면, 평가

자는 교체에 따른 허용응력이 계속운 기간동안에도 코드에서 요구하고 있는

여유도를 충분히 유지하고 있는지 평가한다. 기타 신청자가 제안한 로그램은

사안별로 평가한다.

3 .1.3 C U F 에 기 한 기타 평 가

KINS/GE-N11

- 379 -

본 지침 3.1.1 의 평가 차를 용한다.

3 .1.4 원자력 2, 3 등 계통 기기

본 지침 3.1.2 의 평가 차를 용한다.

3 .2 일 반 안 안

기설계에서는 고려하지 못했으나 운 단계에서 새롭게 확인된 피로하 에

해서 평가자는 다음 사항을 확인하여야 한다.

가. 신청자는 실제 운 경험을 반 하여 설계단계에서 고려하지 않은 피로하

해당 기기를 히 분류하고 TLAA에 필요한 정보를 제공하고

있다.

나. 새로 확인된 피로하 을 고려하여 해당 기기에 한 TLAA가 수행되었다.

다. (해당 기기에 한 AMP의 수립이 필요한 경우) 새로 확인된 피로하 을

고려하여 AMP가 수립되었다.

평가자는 GSI-190을 종결하면서 제시된 권고사항(Ashok Thadani가 William

Travers에게 보낸 1999년 12월 26일자 메모)을 신청자가 히 따르고 있는

지 확인한다. 평가자는 신청자가 AMP로써 기기 피로수명에 한 냉각재 환경

의 향을 다루었는지 확인한다. 만일 신청자가 요 기기 샘 에 해 원자로

냉각재 환경의 향을 평가하기로 선택하 다면 평가자는 다음 사항을 확인한

다.

가. 요 기기의 샘 은 기존 ASME Code 피로해석에 환경보정계수를 용

하여 평가된다.

나. 탄소강 합 강에 한 환경보정계수는 NUREG/CR-6583, 오스테나

이트계 스테인리스강에 해서는 NUREG/ CR-5704에 제시된 식을 사용

하여 계산된다.


평가자는 속피로에 한 TLAA 요약 내용을 포함해서 신청자가 FSAR 보

완본에 기술해야 되는 정보를 제공하 는지 확인한다. 본 심사지침의 <표 3>

은 이러한 TLAA에 해 허용 가능한 FSAR 보완본에 한 정보의 를 나

타낸 것이다. 평가자는 신청자가 본 심사지침 <표 3>에 제시된 것과 비슷한

정도의 정보를 FSAR 보완본에서 제공하고 있는지 확인한다. 평가자는 계속운

에 한 인․허가조건으로 차기 FSAR 개정시 본 FSAR 보완본을 포함시키

도록 신청자에게 요구할 수 있다. 인․허가조건의 일부로써 FSAR 개정이 완

KINS/GE-N11

- 380 -

료될 때까지 신청자는 규제기 의 승인없이 해당 FSAR 보완본에 기술된 로

그램을 변경할 수 있다. 다만, 신청자는 변경사항에 한 평가를 수행하고 그

결과를 규제기 에 제출하여야 한다. 만약 계속운 에 한 승인 이 에 신청

자가 최종 FSAR 보완본을 포함시키기 해 FSAR를 개정하 다면 이러한 조

건사항은 필요치 않다.

본 심사지침 <표 3>에 제시된 바와 같이 신청자는 이행계획을 FSAR에 명시

할 필요는 없다. 그러나 평가자는 인․허가 신청시 신청자가 계속운 에 앞서

완료해야 하는 향후 경년열화 리활동(강화방안 이행약속 포함)을 명시하

고 그 이행을 약속했는지 확인해야 한다. 평가자는 신청자가 약속일 만료 이

에 이러한 활동을 완료하도록 하기 해 계속운 을 한 인․허가조건을 부

과할 수 있다.

4 . 평 가 결 과



해 신청자가 제출한 속피로의 TLAA에 해 (1) 해석결과가 계속운 기

간에 해서도 유효하다거나 (2) 해석결과가 계속운 기간의 종료시 까지 고

려되었다. 는 (3) 의도된 기능에 한 경년열화의 향이 계속운 기간 동

안 히 리될 수 있다고 단된다. 한 FSAR 보완본에는 계속운 기간

동안의 속피로에 한 TLAA 평가가 하게 요약, 기술되어 있음을 확인

한다.

5 . 참고 문 헌

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Retaining Systems and Components in CANDU Nuclear Power Plants,"

Canadian Standards Association

[2] CSA Preliminary Standard CAN3-N285.1-1975, "Requirements for Class 1,

2 and 3 Pressure-Retaining Systems and Components in CANDU Nuclear

Power Plants," Canadian Standards Association

[3] CSA B51, "Boiler, Pressure Vessel, and Pressure Piping Code," Canadian

Standards Association

[4] ASME Boiler and Pressure Vessel Code, Sec. III, "Rules for Construction

of Nuclear Power Plant Components," American Society of Mechanical

Engineers.

KINS/GE-N11

- 381 -

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Pressure Components," March, 2002.

[8] SECY-93-049, "Im plem entation of 10 CFR Part 54, 'Requirements for

Renewal of Operating Licenses for Nuclear Power Plants,'" March 1,

1993.

[9] Staff Requirements Memorandum from Samuel J. Chilk, dated June 28,

1993.

[10] NUREG-0933, "A Prioritization of Generic Safety Issues," Supplement 20,

July 1996.

[11] Letter from William T. Russell of NRC to William Rasin of the Nuclear

Management and Resources Council, dated July 30, 1993.

[12] SECY-94-191, "Fatigue Design of Metal Components," July 26, 1994.

[13] SECY-95-245, "Completion of The Fatigue Action Plan," September 25,

1995.

[14] NUREG/CR-6260, "Application of NUREG/CR-5999 Interim Fatigue Curves

to Selected Nuclear Power Plant Components," March 1995.

[15] Letter from Ashok C. Thadani of the Office of Nuclear Regulatory Research

to William D. Travers, Executive Director of Operations, dated December

26, 1999.

[16] NUREG/CR-6674, Fatigue Analysis of Components for 60-Year Plant Life,　

June 2000.

[17] NUREG-1801, Generic Aging Lessons Learned (GALL),　 U.S. Nuclear


[18] NUREG/CR-6583, "Effects of LWR Coolant Environments on Fatigue

Design Curves of Carbon and Low　Alloy Steels," March 1998.

[19] NUREG/CR-5704, "Effects of LWR Coolant Environments on Fatigue

Design Curves of Austenitic Stainless Steels," April 1999.

KINS/GE-N11

- 382 -

<표 1> 속피로 TLAA에 한 피로해석 상

구 분 피 로해 석 상

일 반

1) 원자력 1등 계통 기기

2) 원자력 2,3등 계통 기기

3) 원자력 6등 계통 기기

3 고에 지배 해석

압력 1) 압력 유지부분

원자로 집 합 체 1) 감속재 압력 유지부분

2) 칼란드리아 내부구조물

원자로냉 각 재

배

1) 공 자

2) 모

3) 주배

2) 주배 에 연결된 격리불가능 부분

3) 주배 에 연결된 가압기 보조 살수계통의 티(Tee)

노즐

가압기

1) 압력 유지부분

2) 가압기 살수 노즐 살수 Header 배

3) 가압기 림 열성층 Insurge/Outsurge

냉 각 재

펌 1) 압력 유지부분

구 조 물1) 원자로건물 통부 벨로우즈

2) 원자로건물 텐돈

기타

1) 증기발생기 압력 유지부분

2) Accumulator Check Valve

3) 보조 수 배

4) 재생열교환기

5) 크 인

KINS/GE-N11

- 383 -

< 표 2> 응 력범 감 소 계수

등가 온도 사이클의 수 응력범 감소계수

7,000 이하 1.0

7,000 - 14,000 0.9

14,000 - 22,000 0.8

22,000 - 45,000 0.7

45,000 - 100,000 0.6

100,000 이상 0.5

<표 3> 속피로 TLAA에 한 FSAR 추가본의 (본 심사지침서

3.1(시간제한 경년열화 평가의 확인) 1.3 의 가. 3)를 선택한 경우)

TLAA 평가사항 기술 이행계획*

속피로

AMP는 요한 온도, 압력시험에 한 과도상태

수를 감시하고 추 하며, 선정된 원자로 냉각재

계통 기기들에 한 사이클을 감시한다.

AMP는 주요 기기의 샘 에 해 원자로 냉각재

환경의 향을 평가함으로써 기기의 피로수명에

미치는 냉각재 환경의 향을 다룰 것이다.

평가는 계속운

기간 이 에

완료되어야 한

다.

* 신청자는 해당 FSAR에 이행계획을 명시할 필요는 없다. 그러나 평가자는 신

청자가 계속운 에 앞서 완료해야 하는 향후 경년열화 리활동을 명시하고

그 이행을 약속하 는지 확인하여야 한다. 평가자는 신청자가 약속일 만료

이 에 이러한 활동을 완료하도록 하기 해 계속운 을 한 인․허가조건

을 부과할 수 있다.

KINS/GE-N11

- 384 -



3.4 기기의 내환경검증

1. 평 가 분 야

CANDU 원 의 환경검증(Environmental Qualification, 이하 EQ라 함) 요건은

‘원자로시설등의기술기 에 한규칙’ 제15조(환경 향 등에 한 설계기 )

제26조(원자로보호계통)와 CNSC R-7(CANDU 원 의 격납계통 요건), R-8

(CANDU 원 의 정지계통요건) R-9(CANDU 원 의 ECCS 요건)를 용

한다. CANDU 원 의 환경검증에 한 기술기 은 IEEE Std. 323, CSA

N290.13-05, 는 AECL DG-59-68000-3/86-03650-SDG-003 등이다. 그러나

CANDU 원 의 환경검증에 한 법규, 기술기 지침이 경수로형 원 의

안 심사지침서에서처럼 체계 으로 수립되어 있지 않으므로, 상세한 내용은

10CFR50.49 는 Reg. Guide 1.89 등을 참조할 수 있다. CANDU 원 의 환경

검증 상 기기기는 설계기 사고(DBA) 기간 동안과 그 이후에 안 기능

는 안 련 기능을 수행하는 계통 기기(PAM 기기 포함)와 고장시 안

기능 수행에 향을 미치는 비안 련 기기를 포함한다. 일반 으로 환경검증

에 한 기술기 에서는 가혹한(harsh) 발 소 환경(즉, 냉각재상실사고, 고에

지배 단 는 냉각재상실사고 이후 방사선과 같은 가혹한 환경조건에

향을 받을 수 있는 장소)에 설치되어 있는 기기기(온화한 환경에 치하고

있는 기기는 제외)는 가동 경년열화의 향을 지속 으로 받고 수명말기에

가혹한 환경조건에서 소정의 안 기능을 수행할 수 있도록 검증되었다는 것을

입증하기 한 환경검증 로그램을 수립할 것을 요구하고 있다. 시험에 의해서

검증되는 기기는 수명말기조건( , 운 기간 종료시 에서의 조건)에 해당되는

경년열화조건을 사 에 받아야 한다. 계속운 을 해서는 발 소 인허가 기간

( , 월성 1호기의 경우 30년) 이상의 검증수명을 갖는 능동형 는 수동형 기

기들이 TLAA 평가 상이다.

1.1 T L A A

CANDU 원 의 특수안 계통(SSS)과 안 련 계통의 기기기는 CNSC

R-7, R-8 R-9와 IEEE Std. 323, CSA N290.13-05 환경검증요건 는 본

KINS/GE-N11

- 385 -

심사지침 부록 3.4-1의 요건( 기기기 환경검증 요건)을 만족하여야 한다. 다

만, 내환경검증 범 , 방법 상기기와 련하여서는 수로의 설계특성 등

을 고려하여 검토한다. 특히, IEEE Std. 323 CSA N290.13에는 검증 상 기

기 성능명세서, 기 특성 환경조건을 포함한 검증 일의 작성 유

지, 경년열화(aging) 등을 요구하고 있다. 한 IEEE Std. 323에는 검증수명의

연장을, CSA N290.13에는 Ongoing 검증을 통해 기기의 검증수명을 연장할 수

있는 방법을 제시하고 있다. 그 한 가지 방법은 환경조건, 고장기 , 가속인

자 등에 한 기 가정 값의 보수성(conservatism)과 실제 조건을 비교하여,

실제 조건이 기 가정 값보다 덜 심각하면 검증수명을 히 조정할 수 있

다. 이와 같은 방법은 상태감시(condition monitoring) 기법을 기반으로 허용될

수 있다. 만약 이러한 방법으로 검증수명을 연장할 수 없다면 기기의 수명말기

이 에 교체 는 재생이 이루어져야 한다. TLAA는 계속운 을 하여 검증

상 기기의 검증수명을 평가하여 그 사용의 합성을 확인하는데 있다. 이와

련하여 의 검증수명 연장방법이 용될 수 있다. 기기기에 한 원자력

산업체 검증기 은 IEEE Std. 323-1971와 IEEE Std. 323-1974이다. 이들 기

은 TLAA에 기반을 둔 환경검증내용을 포함하고 있다. 본 심사지침 부록

3.4-1( 기기기 환경검증 요건)의 요건을 만족하는 것은 기기가 가동 에 경년

열화의 향을 경험한 이후 사고조건 동안 의도된 고유기능을 수행할 것이라

는 합리 인 증거를 제공한다.

1.2 일 반 안 안

미국 NRC 규제 안요약(Regulatory Issue Summary) 2003-09는 GSI-168, “

압 I&C 이블의 환경검증”에 한 기술 인 평가결과를 알리기 하여

2003년 5월 2일에 발행되었다. 이 규제 안요약은 계속운 을 해 이블의

검증수명을 연장하고자 할 때는 실제 운 조건과 검증조건의 비교 등 재분석

과 이블의 상태감시 육안검사를 병행하는 것을 권고하고 있다.


TLAA 평가의 상세정보가 계속운 신청서에 포함되어야 한다. 계속운 기간

동안의 TLAA 평가 요약내용이 신청자의 FSAR 보완본에 포함되어야 한다.

2. 허 용 기

본 심사지침 1 의 평가 분야는 본 심사지침서 3.1(시간제한 경년열화 평가의

확인) 1.3 의 가.항에 기술된 허용 기 을 만족하여야 한다.

KINS/GE-N11

- 386 -

2.1 T L A A

본 심사지침서 3.1(시간제한 경년열화 평가의 확인) 1.3 의 가.항 1) ～ 3)에

따라 신청자는 다음 방법 한 가지를 입증하여야 한다.


나. (TLAA 방법론-2) TLAA가 계속운 기간 종료시 까지 측되어 있다.

다. (TLAA 방법론-3) 의도된 기능에 한 경년열화 향이 계속운 기간동안


신청자가 선택할 수 있는 의 세 가지 방법들 각각에 한 허용 기 은

다음과 같다.

2.1.1 T L A A 방 법 론 -1

행검증(existing qualification)은 기기가 계속운 기간에 해 검증되었음을

입증하는 형식시험, 해석, 운 경험 는 그 조합에 근거한다. TLAA 방법론-1

의 경우, 기기에 한 계속운 신청 시 에서의 경년열화 평가가 계속운 기

간에 하여 유효하며, 추가 인 평가는 필요하지 않다.

2.1.2 T L A A 방 법 론 -2

기기 검증은 CLB 요건에 따라 시험, 해석, 운 경험 는 그들의 조합을 통해

계속운 기간까지 연장된다. TLAA 방법론-2의 경우, 기기 검증수명을 계속

운 기간까지 연장하기 하여 경년열화 평가를 재해석한다. 경년열화 평가의

주요 재해석 속성은 해석방법, 데이터 수집 축약방법, 기본 가정사항, 허용

기 , 그리고 허용기 을 만족하지 않을 경우 시정조치사항을 포함한다. 이들

재해석 속성은 본 심사지침 <표 1>과 같다.

2.1.3 T L A A 방 법 론 -3

GALL 보고서 10장에는 TLAA 방법론-3에 따라 환경검증 안을 다루는 AMP

를 제시하고 있다. 신청자는 GALL 보고서를 계속운 신청서에서 참조할 수

있으며, 보고서는 승인된 특정기술주제보고서와 같이 취 하여야 한다. 그러나

GALL 보고서는 경년열화문제를 리하는데 있어서 하나의 허용 가능한 방법

이지 유일한 방법은 아니라는 을 고려하여야 한다. GALL 보고서를 참조함

에 있어서, 신청자는 참조한 내용이 해당 발 소에 용할 수 있는지와 동 보

고서에 기술 평가된 로 로그램을 채택하는데 필요한 정보를 제시하여

야 한다. 한 신청자는 일반 로그램에 해 GALL 보고서에서 언 한 승인

KINS/GE-N11

- 387 -

사항이 신청자의 로그램에 용할 수 있는지를 확인하여야 한다.

2.2 일 반 안 안

용되지 않는다.


본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.4.2 의 라.항을 만족시키기 한

특정 기 은 다음과 같다.

FSAR 보완본에 포함되어야 할 계속운 기간 동안의 TLAA 평가 요약내용

은 추후 변경사항이 히 리될 수 있도록 하게 기술되어야 한다. 그

내용은 신청자가 본 심사지침서 3.1(시간제한 경년열화 평가의 확인) 1.3 의

가.항의 요건을 만족하고 있음을 입증하는데 사용된 기 에 한 TLAA 정보

를 포함하여야 한다.

3 . 평 가 차

본 심사지침 1 에 기술된 각 평가 분야는 다음의 평가 차에 따라야 한다.

3 .1 T L A A

본 심사지침 1 의 평가 분야에서 제시한 환경검증 상 기기기에 하여,

본 심사지침 2.1 에 주어진 세 가지 방법들 에서 신청자가 선택한 방법에

한 평가 차는 다음과 같다.

3 .1.1 T L A A 방 법 론 -1

원래의(original) 검증수명이 계속운 기간 동안에도 유효한지의 단을 해

시험, 해석 운 경험을 히 조합하여 수행했던 과거의 검증문서, 시험

데이터, 해석 등을 평가한다.

3 .1.2 T L A A 방 법 론 -2

계속운 기간의 종료시 까지 측한 검증결과를 평가한다. 검증방법으로는

시험, 해석, 운 경험 는 이들의 조합방법이 포함된다.

일반 으로 경년열화 평가의 재해석은 과거의 평가에 포함된 과도한 보수성의

감소를 통하여 검증수명 연장을 해 수행된다. 기기 검증수명의 연장을 한

경년열화 평가의 재해석은 환경검증 로그램의 일부로서 수행된다. 기기 수명

을 제한하는 조건은 열, 방사선 는 반복 경년열화에 기인할 수 있다. 기기

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- 388 -

경년열화에 미치는 가장 큰 요인은 열 조건이다. 가정된 기기의 주변온도,

비 실 인 낮은 활성화 에 지 는 기기의 용도( 원차단 원공 )에서

와 같은 경년열화 평가 라미터에서 보수성이 존재할 수 있다. 경년열화 평가

의 재해석은 경년열화 평가의 가정사항 결론의 확인을 요구하는 발 소의

품질보증요건에 따라 문서화된다. 재해석의 경우, 평가자는 신청자가 해석방법,

데이터 수집 감소방법, 기본 인 가정사항, 허용기 , 허용기 을 충족하지

않는 경우의 시정조치 등을 완료하 는지를 확인한다(<표 1>참조). 평가자는

한 재해석이 검증수명 말기 이 까지 시에 완료되었는지를 확인한다.

3 .1.3 T L A A 방 법 론 -3

신청자는 계속운 신청서에서 GALL 보고서를 히 참조할 수 있다. 평가

자는 그 보고서가 환경검증 로그램에 하여 해당 발 소에 용 가능하다는

것을 신청자가 언 했는지를 확인한다. 평가자는 신청자가 GALL 보고서에서

평가되고 기술된 바와 같이 한 로그램을 명시하 는지를 확인한다. 한

평가자는 신청자가 GALL 보고서 내에서 이에 상응하는 일반 로그램을 승인

할 때 평가하 고 신뢰했던 동일한 로그램요소를 포함하고 있는지를 신청자

가 그의 환경검증 로그램에 명시하 는지를 확인한다. 만일 신청자가 계속운

신청서에 GALL 보고서를 참조하지 않은 경우에는 신청자의 로그램이

허용 가능한 지를 결정하기 하여 추가 인 검토가 필요하다.

3 .2 일 반 안 안

용되지 않는다.


평가자는 신청자가 기기기 환경검증 TLAA 평가의 요약내용을 포함하여

FSAR 보완본에 포함되어야 하는 정보를 제공하 는지 확인한다. 본 심사지침

의 <표 2>는 이 TLAA에 해 허용 가능한 FSAR 보완본 정보의 를 보여

주고 있다. 평가자는 신청자가 본 심사지침의 <표 2>에 제시된 평가 정보와

함께 FSAR 보완본을 제공하 는지를 확인한다.

평가자는 신청자에게 계속운 에 한 하나의 인허가 조건으로 차기 FSAR 개

정시 본 FSAR 보완본을 포함시키도록 부과할 수 있다. 인허가 조건의 일부로

써 FSAR 개정을 완료할 때까지는 신청자가 련 규정에 따라 변경사항을 처

리한다면, 신청자는 규제기 의 승인에 앞서 해당 FSAR 보완본에 기술된

로그램을 변경할 수 있다. 평가자는 차기 개정본이 제출되면 그러한 변경사항

KINS/GE-N11

- 389 -

을 검토한다. 만약 신청자가 계속운 진입 이 까지 최종 FSAR 보완본을 포

함한 FSAR 개정본을 제출한다면 인허가 조건사항은 부과되지 않는다.

본 심사지침의 <표 2>에 제시된 바와 같이 신청자는 해당 FSAR에 이행 일정

을 반 할 필요는 없다. 그러나 평가자는 신청자가 계속운 기간에 앞서 완료

해야 하는 향후의 경년열화 리 조치사항을 계속운 신청서에 명시하고 이에

한 이행을 약속하 는지를 확인하여야 한다.

평가자는 신청자가 약속한 날짜까지는 그러한 조치들을 완료하도록 하는 계속

운 인허가 조건을 부과할 수 있다.

4 . 평 가 결 과

평가자는 신청자가 본 심사지침을 만족할 수 있는 충분한 정보를 제공하고 있

으며, 본 심사지침 2.1 에 주어진 세 가지 방법들 에 신청자가 선정한 방법

에 해 기기기 환경검증 TLAA는 (1) 해석결과가 계속운 기간에 해서

유효하다, (2) 해석결과가 계속운 기간의 종료시 까지 측되었다, 는 (3)

경년열화 향이 계속운 기간 동안에 히 리될 것이다, 한 FSAR 보

완본에는 계속운 기간에 해 기기기 환경검증 TLAA 평가가 하게

요약, 기술되어 있다는 결론을 내린다.

5 . 이 행 사항



을 사용한다.

6 . 참고 문 헌

[1] NUREG-1800, Rev. 1, “Standard Review Plan for Review of License

Renewal Applications for Nuclear Power Plants,” September 2005.

[2] CNSC R-7, “Requirements for Containment Systems for CANDU Nuclear

Power Plants,” February 1991

[3] CNSC R-8, “Requirements for Shutdown Systems for CANDU Nuclear

Power Plants,” February 1991

[4] CNSC R-9, “Requirements for Emergency Core Cooling Systems for

CANDU Nuclear Power Plants,” February 1991

[5] IEEE 323-2003, “IEEE Standard for Qualifying Class 1E Equipment for

Nuclear Power Generating Stations.”

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- 390 -

[6] CSA N290.13-05, “Environmental Qualification of Equipment for CANDU

Nuclear Power Plants.”

[7] DG-59-68000-3, “Environmental Qualification of Safety Related Systems

and Structures.”

[8] 86-03650-SDG-003, “Safety Design Guide for Environmental Qualification.”

[9] 10CFR 50.49, “Environmental Qualification of Electric Equipment Important

to Safety for Nuclear Power Plants.”

[10] NRC Regulatory Guide 1.89, Rev. 1, "Environmental Qualification of Certain

Electric Equipment Important to Safety for Nuclear Power Plants," June

1984.

[11] NRC Regulatory Issue Summary 2003-09, "Environmental Qualification of

Low-Voltage Instrumentation and Control Cables" May2, 2003.

KINS/GE-N11

- 391 -

<표 1> 환경검증 재해석 특성

해석속성 내 용

해석방법

경년열화 평가의 재해석에 사용된 해석모델은 과거의 평가에서 용된

것과 동일하여야 한다. Arrhenious 방법론은 경년열화 평가를 수행하기

해 허용 가능한 열 모델이다. 방사선조사에 의한 경년열화 평가를

해 사용되는 해석방법은 체 선량( 상 설치수명에 한 정상 조사

선량과 사고에 따른 조사선량의 합)에 한 검증을 수행하는 것이다. 계

속운 을 해, 60년 정상 방사선선량을 정하는 한 가지 방법은 40년의

정상 방사선선량에 1.5를 곱하여 계산한다(즉, 60년/40년). 그 결과가 기

기에 한 체 선량을 얻기 해 사고에 따른 조사선량과 더해진다.

반복 인(cyclic) 경년열화의 경우 유사한 근방법이 용될 수 있으며,

기타 모델들에 해서는 사안별로 평가될 수 있다.

데이터 수집

/축약방법

과거의 경년열화 평가에 사용된 기기 운 조건( , 온도, 방사선, cycle)

에서의 과도한 보수성을 감소시키는 것이 재해석의 핵심이다. 경년열화

평가에 사용되는 온도데이터는 보수 이어야 하고 발 소 설계온도

는 실제 발 소 데이터를 기 으로 하여야 한다. 발 소 온도 데이터가

사용되는 경우 이와 같은 데이터를 기술지침서에 따른 온도감시를 포함

하여 그 외에 설치된 감지기, 발 소 운 원들에 의해 수집된 측정치

용량 동기의 온도센서 등 여러 가지 방법으로 수집할 수 있다.

표 인 온도 측정값들은 경년열화 평가에 사용되는 온도 값을 설정하기

해 보수 으로 평가된다. 발 소 온도 데이터는 (1) 평가에 발 소 온

도 데이터를 직 용, 는 (2) 평가에 발 소 설계 데이터를 사용하

는 경우 보수성을 입증하기 해 발 소 온도 데이터를 사용하는 방법

으로 경년열화 평가에 사용될 수 있다. 재해석의 일부로써 재료 활성화

에 지 값을 변경하는 경우 그 타당성을 입증해야 한다. 기존 경년열화

평가에서 사용된 기기 운 조건의 과도한 보수성 감소를 해 유사한

방법이 방사선과 반복 인 경년열화에 해 사용될 수 있다.

주요가정

환경검증 기기 경년열화 평가는 발 소 변경이나 사고에 기인하는 많은

환경 인 변화를 설명하기 해 충분한 보수성을 갖는다. 검증된 기기

의 환경에 향을 주는 운 는 정비활동 동안에 상하지 못한 상태

가 확인되는 경우에 이에 향을 받는 환경검증 기기들에 해 평가

한 시정조치활동이 부과된다.

허용기

/시정조치

경년열화 평가의 재해석에서는 기기의 검증 수명 연장이 가능하다. 만

약 검증수명이 재해석에 의해 연장되지 않는다면, 그 기기는 행 검증

수명기간을 과하기 이 에 재생, 교체 는 재검증 되어야 한다. 재해

석은 시의 한 방법(재생, 교체 는 재검증을 한 충분한 시간을

고려)으로 수행되어야 한다.

KINS/GE-N11

- 392 -

<표 2> 기기기 환경검증 TLAA 평가 련 FSAR 보완본의

TLAA 방법론-1


기기기

환경검증

원래의 환경검증(original EQ) 결과에 따른 검증 수

행이 계속운 기간 동안 유효하다완료

TLAA 방법론-2

TLAA 평가에 한 설명 이행계획

기기기

환경검증

환경검증이 계속운 기간의 종료시 까지 측되어

있다. 재해석은 해석방법, 데이터 수집 축약방법,

기본 가정사항, 허용기 시정조치를 포함한다.

완료

TLAA 방법론-3


기기기

환경검증

행 환경검증 과정은 기기가 검증수명의 종료시

에 앞서 교체되기 때문에 계속운 기간 동안 환경

검증 기기의 경년열화를 하게 리한다.

재해석은 해석방법, 데이터 수집 축약방법, 기본

가정사항, 허용기 시정조치(허용기 을 만족하

지 못하는 경우)와 검증수명의 종료 에 재해석이

완료되는 기간에 해서 설명한다.

이 로그램은

계속운 기간

에 이행되어

야 한다.

* 신청자는 FSAR에 이행일정을 반 할 필요는 없으나, 평가자는 신청자가 계속운 기

간에 앞서 완료하여야 하는 향후의 경년열화 리활동을 계속운 신청서에 명시하고

이에 한 이행을 약속하 는지를 확인하여야 한다.

KINS/GE-N11

- 393 -

부 록 3 .4 -1. 기기기 환 경 검 증 요 건

1. 원자력발 소의 운 허가소지자나 신청자는 본 의 (b)항에 정의된 기기기를

검증하기 한 계획을 수립해야 한다.

2. 본 에 포함되는 안 에 요한 기기기는 다음과 같다.

가. 안 련 기기기

1) 이들 기기들은 다음사항을 보증하기 해서 DBE 과 그 이후에도 기능이

유지되어야 하는 기기이다.

가) 원자로 냉각재 압력경계의 건 성

나) 원자로를 정지시키고 원자로를 안 한 정지상태로 유지시키는 능력

다) 10 CFR 100.11의 지침에 해당하는 잠재 인 소외 방사선 피폭을 래

할 수 있는 사고를 방지하거나 경감시킬 수 있는 능력

2) DBE은 상운 과도 사건, 설계기 사고, 외부사건 본 부록의 2. 가.

1) 가) 내지 다)항의 기능을 보증하도록 설계되어야 하는 자연 상을 포함

한 정상운 조건으로 정의된다.

나. 가상 인 환경조건에서의 고장이 본 부록의 2. 가. 1) 내지 다항에 규정된

안 련기기의 안 기능 수행을 방해할 수 있는 비안 련 기기기

다. 특정 핵심 변수에 한 정보를 제공하는 사고 후 감시계측기

3. (1) 안 에 요한 기기기의 동 내진검증, (2) 기타 자연 상 외부사

건으로부터 안 에 요한 기기기의 보호, (3) 온화한 환경에 치하고 있는

안 에 요한 기기기의 환경검증에 한 요건은 본 부록의 범 에 포함되지

않는다. 온화한 환경은 상운 과도 사건을 포함해서 정상 인 원자로 운

에 하게 되는 환경 조건보다 어떠한 경우에도 심하게 악화되지 않는 환경을

뜻한다.

4. 허가 신청자 는 피면허자는 본 부록에 포함된 안 에 요한 기기기의 목

록을 제시해야 한다. 추가 으로 허가신청자나 피면허자는 안 에 요한 기

기기에 한 다음과 같은 정보를 검증 목록(화일)에 포함시켜야 한다. 허가 신

청자나 피면허자는 모든 설치된 해당 기기에 해서 운 기간동안에 감사가

가능한 형태의 일을 유지하고 일의 정보와 목록을 최신의 상태로 유지․

리하거나 안 에 요한 기기기의 각 항목이 본 부록의 7.항의 요건을 만족

한다는 것을 향후에도 확인할 수 있도록 보 하여야 한다.

가. 설계기 사고동안 그 이후의 조건하에서의 성능 명세서

나. 본 부록의 4. 가.항에 명시된 성능을 보증할 수 있는 압, 주 수, 부하

기타 기 인 특성

KINS/GE-N11

- 394 -

다. 본 부록의 4. 가. 나. 항에 규정된 바에 따라 그 기기가 동작되어야 하는

치에서의 온도, 압력, 습도, 방사선, 화학제품, 침수 등을 포함하는 환

경조건

5. 기기기의 검증계획은 다음 사항을 포함하고 그에 근거를 두어야 한다.

가. 온도와 압력

안 에 요한 기기기가 설치된 치의 시간에 따른 온도와 압력은 그 기

기가 기능을 유지하여야 하는 DBE시와 그 이후 조건에 해서 설정되어야

한다.

나. 습도

설계기 사고시 습도가 고려되어야 한다.

다. 화학제품의 향

검증에 사용되는 화학제품의 성분은 최소한 가장 제한된 발 소의 운 모드

( , 원자로건물 살수, 비상노심냉각계통작동 는 원자로건물 집수조로부터

재순환)에서 래되는 양 이상이어야 한다. 만약 화학 살수의 성분이 기기

의 기능상실을 야기시킬 수 있다면 살수계통의 단일고장으로 인하여 가장 심

각한 화학 살수환경을 가정하여야 한다.

라. 방사선

방사선 환경은 방사선의 종류, 기기의 설치수명 정상운 에 상되는 총

피폭선량, 기기가 계속 기능을 유지해야 되는 가장 심각한 설계기 사고에

련된 방사선환경 등을 근거로 해야 하며, 재순환 부근에 치하는 기기에

해서는 재순환 유체로부터의 방사선과 선량율 효과를 포함해야 한다.

마. 경년열화

시험에 의해서 검증되는 기기는 자연 는 인 인(가속된) 열화에 의해서

설치수명의 말기조건에 해당하는 열화조건이 사 에 처리되어야 한다. 기기의

기능에 향을 미칠 수 있는 모든 종류의 기능 하요소에 해서도 고려하

여야 한다. 설치수명의 말기조건에 상응하는 사 열화조건을 만드는 것이 실

제 으로 어려울 경우, 그 기기는 더 짧은 수명에 해당하는 사 열화조건이

주어질 수 있다. Ongoing 검증을 통해 그 기기의 수명이 연장될 수 있다고

입증되지 않는 한 그 기기는 명시된 수명의 말기에 교체되거나 재생하여야

한다.

바. 침수(침수되는 경우)

사. 상승효과(synergistic effects)

기기의 성능에 분명한 향을 미친다고 여겨지는 상승효과가 상되는 경우

이 향도 고려하여야 한다.

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- 395 -

아. 여유도

여유도는 제작공차의 향 시험기기의 부정확도와 같은 측정할 수 없는

불확실도를 고려하기 해 용되어야 한다. 이러한 여유도는 보수성이 평가

되어 당한 여유를 포함하고 있다는 것이 확인되지 않는한 기기의 장 환

경조건을 유도할 때 용되는 보수성에 추가된다.

6. 안 에 요한 기기의 각 항목은 다음 방법 의 하나에 따라 검증하여야 한다.

가. 동일 조건에서 기기의 동일 항목에 한 시험 는 유사조건에서 기기의 동

일 항목시험과 검증되는 기기가 허용 가능함을 입증하는 보충해석

나. 기기의 유사 항목에 한 시험과 검증되는 기기가 허용가능함을 입증하는

보충해석

다. 유사조건하에서 동일 는 유사기기를 사용한 운 경험과 검증되는 기기가

허용가능함을 입증하는 보충해석

라. 해석 가정과 결론을 뒷받침할 수 있는 부분 형식 시험자료를 조합한 해석

7. 본 부록의 4.항에 규정된 문서를 포함한 검증 기록은 본 의 규정에 의해 다루

어지는 안 에 요한 기기기의 각 항목에 해서 다음 사항을 확인할 수 있

도록 향후 사용을 해 장되거나 설치된 기기의 각 항목에 해서 운 기

간동안 감사가 가능한 형태로 유지․ 리 되어야 한다.

가. 신청 내용에 해서 검증되었는지의 여부

나. 상되는 조건에서 검증 수명 말기에 안 기능을 수행하여야만 할 때 규정

된 성능요건을 만족하는지의 여부

8. 교체되는 기기는 타당한 사유가 없는 한 본 부록의 규정에 따라 검증되어야 한다.

KINS/GE-N11

- 396 -



3.5 콘크리트 격납건물 텐돈 프리스트레스 평가

1. 평 가 분 야

리스트 스 콘크리트 원자로건물 내 텐돈의 긴장력은 시간이 경과함에 따라

콘크리트의 크리 건조수축과 리스트 싱 강선의 응력이완으로 인하여

감소한다. 설계시 설계자는 보통 30년의 운 수명을 고려하여 이러한 요인으로

인한 긴장력의 감소량을 산정한다. 긴장력의 시간에 따른 변화추이에 한 운

경험에 따르면 리스트 싱 텐돈의 긴장력은 상기의 주요요인에 의한 긴장

력 감소 외에도 고온 부 등 사용환경의 변화 등으로 인하여 산정된 상긴

장력보다 빠른 속도로 감소하는 것으로 나타나고 있다. 그러므로 계속운 기

간에 해 TLAA의 수행이 필요하다.

2. 허 용 기

본 심사지침 1 의 평가분야는 본 심사지침서 3.1(시간제한 경년열화 평가의

확인) 1.3 의 가.항에 기술된 허용기 을 만족해야 한다.

2.1 T L A A







가압 수형 리스트 스 콘크리트 원자로건물에 하여, 에 제시된 세 가지

방법 에서 신청자가 선택한 방법에 한 허용기 은 다음과 같다.

2.1.1 T L A A 방 법 론 -1

기존 긴장력에 한 평가는 (1) 최근까지의 검사를 통해 얻어진 긴장력 추이곡

KINS/GE-N11

- 397 -

선을 근거로 할 때 긴장력 감소가 상 감소량보다 작고, (2) 평가기간이 계속

운 기간을 포함하고, (3) 측정한 긴장력 추이곡선이 계속운 기간에 해

텐돈의 각 그룹에 한 상하한 제한치(Predicted Lower Limit, 이하 PLL이

라 함) 이상이므로 유효하다.

2.1.2 T L A A 방 법 론 -2

30년의 운 기간에 해 개발된 긴장력의 PLL은 계속운 기간까지 확장되어

야 한다. 사업자는 측정된 긴장력을 이용하여 작성된 긴장력 추이곡선이 계속

운 기간 동안 CLB로 각 텐돈 그룹에 한 PLL과 최소요구긴장력 이상으로

유지된다는 것을 증명하여야 한다. 이와 같이 할 수 없다면, 사업자는 연장운

기간동안 각 텐돈 그룹을 PLL 이상으로 유지시키기 하여 해당 텐돈을

재긴장하기 한 체계 인 계획을 수립하거나 설계의 성을 증명하기 해

원자로건물의 재해석을 수행하여야 한다.

2.1.3 T L A A 방 법 론 -3

GALL 보고서 10장은 원자로건물 내 텐돈의 긴장력을 평가하는 로그램에

한 평가내용을 제시하고 있으며, 운 경험에 한 것을 제외하고는 본 심사

지침서 3.1(시간제한 경년열화 평가의 확인) 1.3 의 가.항 3)의 TLAA 방법론

-3에 따라 원자로건물 내 텐돈의 긴장력을 다루는 AMP가 한 것으로 보

고하고 있다. 아울러 GALL 보고서는 원자로건물 내 텐돈의 긴장력과 련한

신청자의 운 경험에 한 추가 인 평가를 권고하고 있다.

GALL 보고서는 계속운 신청서에 참조될 수 있으며, 승인된 하나의 특정주

제기술보고서(Topical Report)와 같이 취 되어야 한다. GALL 보고서를 참조

하는데 있어서, 사업자는 참조된 부분이 해당 발 소에 용될 수 있음을 보여

야 한다. 한 사업자는 종합 로그램에 하여 GALL 보고서에서 언 된 허

가사항들이 사업자의 로그램에 용된다는 것을 입증하여야 한다.




FSAR 보완본에 수록될 계속운 기간 동안 TLAA에 한 평가의 요약은 추

후 변경사항이 10 CFR 50.59에 따라 히 리될 수 있도록 서술되어야 한

다. 한 요약은 사업자가 본 심사지침서 3.1(시간제한 경년열화 평가의 확인)

1.3 의 가.항의 요건을 만족하고 있음을 입증하는데 사용된 기 에 한

KINS/GE-N11

- 398 -

TLAA 련 정보를 포함하여야 한다.

3 . 평 가 차

본 심사지침 1 에 기술된 각 평가분야는 다음의 평가 차에 따라 평가된다.

3 .1 T L A A

원자로건물의 포스트텐셔닝 계통의 경우, 본 심사지침 2.1 에 주어진 세 가지

방법에 한 평가 차는 다음과 같다.

3 .1.1 T L A A 방 법 론 -1

긴장력의 감소량이 기존 해석에서 측한 손실량보다 작은지를 확인하기 해

가장 최근의 긴장력 감소량 측정 검사결과를 평가한다. 평가자는 상 긴장력

곡선에 작도된 측정 긴장력의 추이곡선을 통해 기존의 해석 결과가 계속운

기간에 해서도 수용할 수 있는지를 확인한다.

3 .1.2 T L A A 방 법 론 -2

평가자는 측정된 긴장력의 추이곡선이 NRC Information Notice 99-10에 언

된 바와 같이 회귀분석에 텐돈그룹의 평균 긴장력이 아닌 개별 텐돈의 긴장력

이 고려되었는지 확인한다. 평가자는 추이곡선을 참조하여 계속운 기간 동안

텐돈의 각 그룹에 해 텐돈의 긴장력이 PLL 이상으로 유지될 것인지 확인한

다. 계속운 기간 동안 추이곡선이 PLL 이하로 낮아진다면, 평가자는 계속운

기간 동안 텐돈의 각 그룹에 하여 PLL 이상으로 유지하기 해 사업자

가 텐돈 재긴장을 한 체계 인 계획을 수립하 는지 확인한다. 신청자가 원

자로건물의 재해석을 선택한다면, 평가자는 설계의 성이 계속운 기간에

해서도 유지되고 있는지 확인한다.

3 .1.3 T L A A 방 법 론 -3

사업자는 계속운 신청보고서에서 GALL 보고서를 참조할 수 있다. 평가자는

사업자가 원자로건물 내 텐돈의 긴장력을 평가하는 로그램에 하여 GALL

보고서가 해당 발 소에 용할 수 있다고 명시하 는지를 확인해야 한다. 평

가자는 사업자가 GALL 보고서에서 기술되고 평가된 바와 같은 한 로

그램을 사용하 다는 것을 확인한다. 한 평가자는 평가 로그램이 평가자가

GALL 보고서의 해당 일반 로그램을 승인하는데 평가하고 인용했던 것과 동

일한 로그램 요소를 포함하고 있음을 사업자가 기술하 는지 확인한다.

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GALL 보고서는 원자로건물 내 텐돈의 긴장력과 련하여 사업자의 운 경험

에 한 추가 인 평가를 권고하고 있다. 사업자의 로그램은 해당 발 소는

물론 타 발 소에서 발생한 련 운 경험이 포함되어야 한다. 사업자는

NRC Information Notice 99-10에 기술된 포스트텐셔닝 계통의 경험에 해서

도 용할 수 있는 부분을 고려하여야 한다. 텐돈에 한 운 경험은 리스트

스 콘크리트 원자로건물을 갖는 발 소마다 다를 수 있다. 그 차이는 포스트

텐셔닝 계통의 설계( 를 들어, Button-Heads, Wedge Anchorage 는

Swaged Anchorage), 환경, 그리고 포스트텐셔닝 계통의 종류(즉 부착식과 비

부착식)에 기인할 수 있다. 평가자는 사업자가 해당 발 소 고유의 운 경험을

히 고려하 는지를 확인하기 해 신청자의 로그램을 평가해야 한다.


평가자는 신청자가 텐돈 긴장력 TLAA 평가 요약문을 포함하여 FSAR 보완

본에 포함되어야 하는 정보를 제공하 는지 확인한다. 본 심사지침 <표 1>은

이들 TLAA에 해 FSAR 보완본에 포함되어야 할 정보의 를 제시하고 있

다. 평가자는 사업자가 본 심사지침 <표 1>에 제시된 정보에 상응하는 정보를

FSAR 보완본에 포함시켰는지 확인한다.

평가자는 10 CFR 50.71 (e)(4)에 따라 사업자에게 차기 FSAR 개정시 이

FSAR 보완본을 포함시켜 계속운 에 한 허가요건으로 부과할 수 있다. 허

가요건의 일부로서 사업자가 각각의 변경사항을 10 CFR 50.59에 제시된 기

에 따라 개별 으로 평가하 다면 사업자는 FSAR의 개정을 완료할 때까지 규

제기 의 사 허가 없이 FSAR 보완본에 기술된 로그램을 변경할 수 있다.

사업자가 계속운 신청서에 계속운 기간 이 에 완료해야 하는 향후의 경년

열화 리 활동을 식별하고 약속하 는지 확인하여야 한다. 평가자는 신청자가

정일 이 까지 이러한 활동을 완료할 것을 보증하기 하여 계속운 허가

사항에 허가조건을 부과할 수 있다.

4 . 평 가 결 과



해 원자로건물 내 텐돈 긴장력에 한 TLAA에 하여 본 심사지침서 3.1

(시간제한 경년열화 평가의 확인) 1.3 의 가.항에 따라 (1) 해석결과가 계속운

기간에 해서 유효함, (2) 해석결과가 계속운 기간의 종료시 까지 고려

됨, 는 (3) 의도된 기능에 한 경년열화 효과가 계속운 기간 동안 히

KINS/GE-N11

- 400 -

리될 것임 등을 허용할 수 있는 수 으로 보 다는 결론을 내릴 수 있는지

확인한다. 한 FSAR 보완본에는 계속운 기간에 해 원자건물 내 텐돈 긴

장력 TLAA의 평가가 하게 요약, 기술되어 있다는 결론을 내릴 수 있는지

확인한다.

5 . 참고 문 헌

[1] CAN/CSA3-N287.7-M80, "In-Service Examination and Testing

Requirements

for Concrete Containment Structures for CANDU Nuclear Power Plants".

[2] AECL, Technical Specification 86-21206-0002-00-A,"The Examination and

Testing of the Test Beams for the Prestressing System of Containment

Structure of the Reactor Building".

[3] Reg Guide 1.90, "Inservice Inspection of Prestressed Concrete Containment

Structures with Grouted Tendons".

[4] NRC Information Notice 99-10, "Degradation of Prestressing Tendon Systems

in Prestressed Concrete Containments," April 1999.

[5] NUREG-1800, Standard Review Plan for Review of License Renewal Applications

for Nuclear Power Plants, US Nuclear Regulatory Commission,

September 2005.

[6] NUREG-1801, Generic Aging Lessons Learned (GALL) Report, US Nuclear


KINS/GE-N11

- 401 -

<표 1> 원자로건물 텐돈 긴장력 TLAA에 한 FSAR 보완본의

TLAA 방법론-1의


원자로건물

텐돈 긴장력

리스트 싱 텐돈은 냉각재상실사고에서 발생될 원자

로건물 내부 압력에 항하도록 원자로건물에 압축력

을 부여하기 해 사용된다. 텐돈에 의한 긴장력은 시

간이 경과함에 따라 텐돈의 응력이완과 주변 콘크리트

에서의 시간의존 변형으로 인하여 감소한다. 긴장력

평가에서는 측정한 긴장력의 추이곡선이 해당 기간의

종료시 까지 각 텐돈 그룹에 한 PLL 이상으로 유

지되기 때문에 계속운 기간의 종료시 까지 유효하

다고 결정한다.

완료

TLAA 방법론-2의

TLAA 평가에 대한 설명 이행계획

원자로건물

텐돈 긴장력





의 시간의존 변형으로 인하여 감소한다. 측정된 긴장

력의 추이곡선이 계속운 기간의 종료시 까지 각 텐

돈 그룹에 한 PLL 이상으로 유지된다는 것으로 보

임으로써 긴장력을 재평가한다.

완료

TLAA 방법론-3의


원자로건물

텐돈 긴장력





의 시간의존 변형으로 인하여 감소한다. 긴장력 감시

를 해 개발된 경년열화 리 로그램은 측정한 긴

장력의 추이곡선이 10 CFR 50.55a (b)(2)(ix)(B)의 요

건을 만족하는 것을 증명할 수 있어야 한다. 만약 PLL

과 교차하는 추이곡선이 존재한다면, 이에 한 수정조

치가 제공되어야 한다. 로그램은 한 발 소 고유의

운 경험을 반 해야 한다.

로그램은 계

속운 기간

에 이행되어

야 한다

* 사업자는 해당 FSAR에 이행일정을 명시할 필요는 없으나, 평가자는 계속운 에 앞

서 완료되어야 하는 모든 경년열화 리활동에 해 사업자가 평가보고서에 식별하

고 약속하 는지를 확인하여야 한다. 평가자는 사업자가 약속일 이 에 이들 리활

동의 완료를 해 계속운 에 한 허가 조건으로 부과할 수 있다.

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- 402 -



3.6 관통부 피로 평가

1. 평 가 분 야

피로는 운 기간에 해 가정한 하 싸이클의 횟수를 기 으로 설계에서

고려된다. 반복하 은 원자로건물 내부온도의 변화, 냉각재 상실사고, 연간 외

부 온도변화, 고에 지 원자로건물 통배 (증기 수배 )에 기인한 열하

, 지진하 , 주기 인 종합 설률시험에 기인한 압력 등을 포함한다.

일부 발 소에서는 고에 지 배 통부와 핵연료 이송통로에 벨로우즈 집합

체가 장착된다. 이들은 원자로건물 벽체와 인 구조물 사이의 상 운동을 수

용하도록 설계된다. 통부는 콘크리트 원자로건물 벽체를 통하고, 배 계통

의 운동을 허용하기 한 슬리이 (2～3인치 환형 공간을 갖는 길이 10 ft까지

의 슬리이 도 있음)를 갖는다. 이종 속 용 부는 통부 설방지를 해 배

통부와 벨로우즈를 연결한다.

통 슬리이 (이종 속 용 부 포함), 통 벨로우즈 등은 ASME Code

Section III에 따라 설계된다. 발 소의 공식 용코드가 피로해석을 요구한다

면 그 해석은 TLAA로 볼 수 있으며 의도된 기능에 한 경년열화 향이 계

속운 기간 동안에 히 리될 것을 보장하기 하여 본 심사지침서 3.1

(시간제한 경년열화 평가의 확인) 1.3 가.항에 따라 평가되어야 한다.

본 심사지침에서는 계속운 기간에 해 통 슬리이 , 이종 속 용 부,

통 벨로우즈에 한 피로해석의 성을 평가한다. 고에 지 원자로건물 통

배 의 압력경계에 한 피로해석은 본 심사지침서의 3.3( 속 피로 평가)에

제시된 지침에 따라 별도로 평가한다.

1.1 T L A A

일반 으로 원자로건물 통 슬리이 , 이종 속 용 부, 통 벨로우즈는

ASME Code 요건에 따라 설계, 해석된다. ASME Code는 TLAA에 기 하여

속피로 는 반복하 을 고려하도록 하고 있다. 특정 요건들은 각 발 소에

서 참조하는 설계코드에 포함된다.

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- 403 -

1.1.1 A SM E Se c t i o n III, C l a s s M C 는 C l a s s 1

ASME Section III Division 2, “Code for Concrete Reactor Vessel and

Containments,”　 Subsection CC, “Concrete Containment,” Division 1,

Subsection NE, “Class MC Components”는 상 싸이클 횟수에 기 한 모든

반복하 들을 고려하여 통부에 한 피로해석을 요구한다. 한 원자로건물

부품은 ASME Sec. III, Class 1 요건에 따라 설계될 수도 있다. ASME Sec.

III에서는 Class MC 는 Class 1 피로해석 시 재료의 피로특성과 부품의 기

피로수명에 근거한 CUF를 계산하도록 하고 있으며 허용가능한 피로설계를

해 CUF를 1보다 작은 값으로 제한한다. 본 심사지침과 련해서는 통부

에 한 피로 항성을 평가한다.

1.1.2 기타 C U F 에 기 한 평 가

ASME NC-3649.4(e)(3) 는 NE-3366.2(e)(3)에 따라 설계된 속 벨로우즈와

같이, CUF 계산에 근거한 속피로 해석요건도 평가에 포함해야 한다. 이 경

우에 해서는 본 심사지침 1.1.1 의 ASME Sec. III, Class MC 는 Class 1

과 련된 내용을 용한다.


계속운 신청에는 TLAA 평가에 한 상세정보가 포함되며 계속운 기간에

한 TLAA 평가의 요약문이 신청자의 FSAR 보완본에 포함된다. 이 FSAR

보완본도 평가해야 할 한 분야이다.

2. 허 용 기


확인) 1.3 의 가.항에 기술된 허용기 을 만족해야 한다.

2.1 T L A A ( T L A A )




나. (TLAA 방법론-2) TLAA는 계속운 종료시 까지 측되어 있다.



원자로건물 통 슬리이 , 이종 속 용 부 통 벨로우즈에 한 특정 허

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- 404 -

용기 은 다음과 같다.

2.1.1 A SM E Se c t i o n III, C l a s s M C 는 C l a s s 1

ASME Class MC 는 Class 1 요건에 따라 설계 는 해석된 원자로건물

통부에 하여, 본 심사지침 2.1 에 주어진 세 가지 방법 에서 신청자가 선

택한 방법에 한 허용기 은 다음과 같다.

2.1.1.1 T L A A 방 법 론 -1

기존의 CUF 계산시 가정한 반복하 의 횟수가 계속운 기간 동안 과되지

않음을 보임으로써 기존 CUF 계산결과가 계속 유효하다는 것을 입증해야 한

다.

2.1.1.2 T L A A 방 법 론 -2

ASME Code, Section III에 따른 CLB 피로해석은 30년 ～ 40년 수명에 해

수행되어 있다. CUF 계산은 계속운 기간에 해 반복하 의 횟수를 증가시

켜 재평가하여야 한다. 원래의 피로해석에서 고려된 모든 반복하 (Type A

Type B 설시험을 포함)들은 필요할 경우 재평가 는 갱신하여야 한다. 갱

신된 해석에서는 ASME 코드에서 요구하는 바와 같이 CUF가 계속운 기간

에 해서도 1을 과하지 않을 것이라는 것을 보여야 한다.

2.1.1.3 T L A A 방 법 론 -3

의도된 기능에 한 경년열화 향은 계속운 기간 동안에 히 리되어

야 한다. 부품은 교체될 수도 있으며, 이 교체 품목에 한 CUF는 계속운

기간 동안에 1보다 작아야 한다.

신청자가 제공한 AMP의 안은 의도된 기능이 계속운 기간 동안에 히

유지되도록 경년열화 향이 리될 것을 보장하기 하여 사안별로 평가될

것이다. 완화 는 검사 로그램을 제안하는 경우, 본 심사지침서 2.0(경년열

화 리계획 평가 일반지침)의 10개 요소들에 해 AMP를 평가해도 된다.

2.1.2 기타 C U F 에 기 한 평 가




KINS/GE-N11

- 405 -


계속운 기간에 한 TLAA 평가의 요약분은 향후의 변경사항이 히

리될 수 있도록 FSAR 보완본에 서술되어야 한다. 여기에는 신청자가 본 심사

지침서 3.1(시간제한 경년열화 평가의 확인) 1.3 의 가.항의 요건을 만족하고

있음을 입증했다고 결론지은 근거에 한 TLAA 정보를 포함하여야 한다.

3 . 평 가 차

본 심사지침의 1 에 제시된 각 평가분야는 다음의 평가 차에 따라 평가한다.

3 .1 T L A A

3 .1.1 A SM E Se c t i o n III, C l a s s M C 는 C l a s s 1

ASME Class MC 는 Class 1 요건에 따라 설계 는 해석된 원자로건물

통부에 하여, 본 심사지침 2.1 에 주어진 세 가지 방법 에서 신청자가 선

택한 방법에 한 평가 차는 다음과 같다.

3 .1.1.1 T L A A 방 법 론 -1

지 까지 경험한 운 과도상태 횟수를 계속운 기간 종료시 까지에 해

외삽한 결과를 기존 CUF 계산에서 사용된 가정된 과도상태 횟수와 비교한다.

이 비교를 통해 기존 해석에서 가정한 과도상태 횟수가 계속운 기간동안

과되지 않음을 확인한다.

3 .1.1.2 T L A A 방 법 론 -2

반복하 측이 한지를 확인하기 해, 계속운 기간의 종료시 까지

측한 가정된 반복하 의 증가 횟수에 한 목록과 과도상태 운 경험을 평가

한다. 계속운 기간의 종료시 에서 CUF가 1보다 작다는 것을 확인하기

해, 측한 가정 반복하 횟수를 근거로 하여 갱신한 CUF 계산결과를 평가

한다.

CUF 계산의 재평가를 해 공식 용코드를 사용해야 한다. 그러나 신청자는

10 CFR 50.55a에 따른 이후의 코드 개정 에 맞추어 이를 갱신할 수도 있으

며 이 경우에 평가자는 10 CFR 50.55a의 요건을 충족하는지 확인한다.

3 .1.1.3 T L A A 방 법 론 -3

의도된 기능에 한 경년열화 향이 계속운 기간 동안에 히 리될 것

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- 406 -

이라는 것을 보장하기 해 신청자가 제안한 로그램을 평가한다. 신청자가

CUF가 1을 과하기 에 부품을 교체할 것을 제안한다면, 평가자는 교체에

따른 CUF가 계속운 기간 동안에도 1보다 작게 유지되는 것을 확인한다.

이 외의 신청자 제안 로그램은 사안별로 평가한다.

3 .1.2 기타 C U F 에 기 한 평 가

본 심사지침 3.1.1 의 평가 차를 용한다.


평가자는 신청자가 원자로건물 통부 피로에 한 TLAA 평가 요약문을 포

함하여 FSAR 보완본에 포함되어야 하는 정보를 제공하 는지 확인한다. 본

심사지침 <표 1>은 TLAA들에 해 FSAR 보완본에 포함할 허용 가능한 정

보의 를 나타낸다. 평가자는 신청자가 본 심사지침의 <표 1>에 제시된 평가

정보와 함께 FSAR 보완본을 제공했는지 확인한다.

평가자는 신청자에게 차기 FSAR 개정시 FSAR 보완본을 포함시키도록 계속

운 에 한 허가조건을 부과할 수 있다. 허가조건의 일부로서, FSAR 갱신을

완료할 때까지 신청자는 규제기 의 사 승인 없이 해당 FSAR 보완본에 기술

된 로그램을 변경할 수 있으나 이 경우 신청자는 변경사항을 련 기 에

따라 평가하여야 한다.

본 심사지침의 <표 1>에 제시된 바와 같이 신청자는 FSAR에 이행일정을 구

체화할 필요는 없다. 그러나 평가자는 신청자가 계속운 이 에 완료해야 하

는 향후의 경년열화 리활동들을 도출하고 약속하 는지를 확인하여야 한다.

평가자는 신청자가 약속일 이 에 이 활동들을 완료할 것을 보장하기 해 계

속운 허가사항에 허가조건을 부과할 수 있다.

4 . 평 가 결 과



해 원자로건물 통부 피로 TLAA는 (1) 해석결과가 계속운 기간에 해

서 유효하다, (2) 해석결과가 계속운 기간의 종료시 까지 고려되었다, 는

(3) 경년열화 향이 계속운 기간 동안 히 리될 것이다라느 결론을 내

릴 수 있는지 확인한다. 한 FSAR 보완본에는 계속운 기간에 해 원자로

건물 통부 피로 TLAA 평가가 하게 요약, 기술되어 있다는 결론을 내릴

수 있는지 확인한다.

KINS/GE-N11

- 407 -

5 . 참고 문 헌

[1] 원자로시설등의기술기 에 한규칙(과학기술부령 제31호), 2001.7.

[2] ASME Boiler and Pressure Vessel Code, Section III, Division 2, "Code for

Concrete Reactor Vessels and Containments,　 Subsection CC, Concrete

Containment," and Division 1, Subsection NE, MC Components,　American

Society of Mechanical Engineers, New York, New York, 1989 or other

editions as approved in 10 CFR 50.55a.

[3] NUREG-1800, Standard Review Plan for Review of License Renewal Applications

for Nuclear Power Plants, US Nuclear Regulatory Commission, September

2005.

KINS/GE-N11

- 408 -

< 표 1> 원자로건 물 통 부 피 로 T L A A 평 가에 한 F SA R 추 가본 의

TLAA 방법론-1의


원자로건물

통부 피로

원자로건물 통 슬리이 , 이종 속 용 부 통

벨로우즈는 설 방벽을 제공한다. ASME

Section III Class MC 는 Class 1 피로해석은 허용

피로설계를 해 1보다 작은 값으로 CUF를 제한한

다. 가정한 반복하 의 횟수가 계속운 기간에 해

서도 과하지 않으므로 기존 CUF 평가가 유효하다

고 정했다.

완료

TLAA 방법론-2의


원자로건물

통부 피로





다. 계속운 기간을 고려하기 하여 반복하 의 횟

수를 증가시켜 CUF 계산을 재평가하 다. 갱신된

CUF는 계속운 기간에 해서 1을 과하지 않을

것이다.

완료

TLAA 방법론-3의


원자로건물

통부 피로





다. 만약 부품이 교체될 경우에는 교체에 따른 CUF

가 계속운 기간에 해 1보다 작음을 보일 것이다.

로그램은

계속운

이 에

이행되어야

한다.

주) 모든 원자로건물 부품들이 동일한 요건을 충족할 필요는 없다. 를 들면 벨로우

즈는 TLAA 방법론-1에 따라 평가될 수 있고, 반면에 고에 지 통부는 TLAA

방법론-2에 따라 평가될 수 있다.

* 신청자는 해당 FSAR에 이행일정을 구체화할 필요는 없으나, 평가자는 신청자가 계

속운 이 에 완료해야 하는 향후의 경년열화 리활동들을 도출하고 약속하 는

지를 확인하여야 한다. 평가자는 신청자가 약속일 이 에 이 활동들을 완료할 것을

보장하기 해 갱신된 허가에 하여 허가조건을 부과할 수 있다.

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- 409 -



3.7 기타 원자로별 시간제한 경년열화 평가

1. 평 가 분 야

명확히 설계수명기간(40년, 고리 1호기 수로형 원 의 경우에는 30년)의

가정에 기반을 둔 원자로별 안 성 해석( 를 들면, 압력 설계의 )이 있

을 수 있으며, 이는 TLAA일 수 있다. 본 심사지침서 3.1(시간제한 경년열화

평가의 확인) 1.3 의 규정에 따라 계속운 신청자는 TLAA의 평가가 요구된

다. TLAA의 정의는 본 심사지침서 3.1(시간제한 경년열화 평가의 확인) 1.2

에 제시되어 있다.

TLAA 요건은 원자로의 운 허가 발행이후로 변경되었을 수 있고, 원자로별로

차이가 있을 수 있다. 10 CFR 54.30에 제시된 바와 같이 TLAA를 포함한 원

자로의 CLB의 성은 평가분야가 아니다. CLB의 성과 련한 어떤 의

문사항은 다른 안 성검토 과정에서 다루어질 수 있으며, 계속운 차와는

별개이다.

계속운 평가는 계속운 기간에 을 맞춘다. 10 CFR 54.30에 의거하여,

10 CFR 54.21(a) 는 (c)에서 요구하는 평가결과, 허가된 활동이 CLB에 따라

수행될 행 허가기간 동안에 합리 인 보증이 되지 않는 것을 보여 다면,

신청자는 계통, 구조물 는 기기가 행 허가기간 내내 CLB에 따라 유지될

것을 보장하기 하여 재의 허가에 따라 조치를 취하도록 요구된다. 행 허

가기간에 한 조치사항이 한 지에 해서는 계속운 에 한 평가분야가

아니다.

본 심사지침서 3.1(시간제한 경년열화 평가의 확인) 1.3 에 따라 신청자는

TLAA 목록과 TLAA에 기반을 둔 원자로별 면제사항을 제시하여야 한다. 평

가자는 본 심사지침서의 3.1(시간제한 경년열화 평가의 확인)에서 제시된 지침

에 따라 별도로 신청자의 TLAA의 확인사항과 TLAA에 근거한 면제사항을

평가한다.

기의 계속운 신청서의 평가를 통해서 얻은 경험을 기 로 평가자는

TLAA의 평가에 한 평가 차를 개발하여 왔다. 신청자가 해당 원자로에

용할 수 있는 것으로서 이들 TLAA를 확인하면, 평가자는 본 심사지침서 3.2

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- 410 -

(원자로집합체 핵연료채 수명평가)에서 3.6( 통부 피로 평가)에 있는 지

침에 따라 별도로 평가한다. 평가자는 신청자에 의해 확인된 다른 TLAA에

해 본 심사지침의 일반지침에 따라 평가한다.

<표 1>은 계속운 이 신청된 바 있는 미국의 PWR 원 의 발 소 고유의 시

간제한 경년열화 평가 항목을 나타낸 것이다. 계속운 을 신청하고자 하는 자

는 <표 1>의 항목을 참조하여 발 소 고유의 시간제한 경년열화 평가 항목을

설정하여야 한다.

TLAA와 련하여 다음의 분야를 평가한다.

1.1 T L A A

계속운 기간에 한 TLAA가 평가된다.


계속운 기간에 한 TLAA 평가를 요약한 FSAR 보완본이 평가된다.

2. 허 용 기


확인) 1.3 가.항에 기술된 허용 기 을 만족해야 한다.

2.1 T L A A

본 심사지침서 3.1(시간제한 경년열화 평가의 확인) 1.3 의 가. 1) ～ 3)항에







본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.4.2 (d)항을 만족시키기 한

특별기 은 다음과 같다.

계속운 기간에 한 TLAA의 요약분은 변경사항이 히 리될 수 있도

록 서술되어야 한다. 여기에는 신청자가 본 심사지침서 3.1(시간제한 경년열화

평가의 확인) 1.3 의 가.항의 요건을 만족하고 있음을 입증하는데 사용된 기

에 한 TLAA 정보를 포함하여야 한다.

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- 411 -

3 . 평 가 차

계속운 신청서의 평가를 한 TLAA 평가요건은 명확하게 원자로의 운

허가 기간을 기 으로 한 특정 원자로 경년열화 해석을 상으로 한다. 문제

는 이들 경년열화 해석이 계속운 기간을 수용하지 않는다는데 있다. 이들 해

석이 평가되지 않는 한 해석에서 다루어지는 계통, 구조물 기기는 계속운

기간동안 해당 고유기능을 수행할 수 있다는 것을 보증하지 못한다.

본 심사지침의 1 에 기술된 각 평가분야에 해서 다음의 평가 차에 따른다.

3 .1 T L A A

확인된 각각의 TLAA에 하여, 본 심사지침의 2.1 에 주어진 세 가지 방법

에서 신청자가 선택한 방법에 한 평가 차는 다음과 같다.

3 .1.1 T L A A 방 법 론 -1

신청자가 제공한 입증방법은 기존 해석이 계속운 기간에 해서 유효함을

확인하기 하여 평가된다. 기존 해석이 계속운 기간 동안에 해서도 연계

됨을 입증하여야 한다.

신청자는 해석의 목 , 조건, 해석에 용된 가정사항, 허용 기 , 련 경년열

화 향 고유기능과 련된 TLAA를 기술하여야 한다. 신청자는 (1) 이미

해석에 사용된 조건과 가정사항이 계속운 기간에 해 련 경년열화 향

을 반 한다는 것과 (2) 허용기 이 계속운 기간 동안 고유기능 유지를 해

히 리됨을 보여야 한다. 따라서 계속운 을 한 재해석은 필요하지 않

다.

일부 경우에 있어서는 신청자가 횟수산정(Cycle Counting)과 같은 계산을

한 가정기 의 검증을 하여 수행되는 활동들을 확인할 수 있다. 이들 활동에

한 평가는 신청자에 의하여 제공되어야 한다. 평가자는 신청자의 활동이 계

속운 기간에 해 계산시 가정사항을 충분히 확증하 는지 확인하여야 한다.

TLAA가 계속운 을 해 평가기간 확장을 한 변경이나 재계산이 수행된다

면, 그 재평가는 TLAA 방법론-2에 따라 다루어져야 한다.

3 .1.2 T L A A 방 법 론 -2

재해석의 문서화된 결과는 해석의 평가기간이 계속운 기간에 해 유효하다

고 확장되었는지를 확인하기 해 평가한다. 용 가능한 해석기술도 사실상

계속운 신청서의 작성시 에서 발 소 CLB의 하나일 수 있다.

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- 412 -

신청자는 TLAA 허용기 이 계속운 기간에 해 충족이 지속된다는 것을

보이기 해 TLAA를 재계산할 수 있다. 한 신청자는 과도하게 보수 인 조

건 가정사항의 인지 재평가를 통하여 TLAA를 수정할 수 있다. 이러한

에는 기 해석에서의 지나치게 보수 가정의 완화, 신규 는 정확한 해석

기술 이용 계속운 기간을 용한 해석의 수행을 포함한다. 신청자는 해석

에 한 충분한 설명을 제공하고, 계속운 기간에 해서 만족한다는 것을 보

이기 한 재해석 결과를 문서화하여야 한다..

용 가능하다면 발 소의 코드 기록이 재평가를 해 사용되어야 하거나, 과

학기술부 고시 제2004-13호에 따른 이후의 기술기 용 에 맞추어 수정할

수 있다. 후자의 경우에는 과학기술부 고시 제2004-13호의 요건을 충족하는지

확인한다.

일부 경우에 있어서는 신청자가 횟수산정(Cycle Counting)과 같은 계산을

한 가정기 의 검증을 하여 수행되는 활동들을 확인할 수 있다. 이들 활동에

한 평가는 신청자에 의하여 제공되어야 한다. 평가자는 신청자의 활동이 계

속운 기간에 해 계산시 가정사항을 충분히 확증하 는지 확인하여야 한다.

3 .1.3 T L A A 방 법 론 -3

이 방안에서는 신청자가 본 심사지침서 0.0(계속운 심사 일반지침) 2.4.2 가.

항에 제시된 IPA와 같은 방법으로 AMP를 통해 TLAA와 련된 경년열화

향의 리를 제안할 것이다. 평가자는 고유기능에 있어서의 경년열화 향이

계속운 기간에 해 CLB에 일치하여 충분히 리될 것인지를 확인하기

해 신청자의 AMP를 평가한다.

신청자는 TLAA와 련된 구조물 기기를 확인하고, 제시하여야 한다.

TLAA는 해석의 목 , 조건, 해석에 용된 가정사항, 허용기 , 련 경년열

화 향 고유기능과 련된 사항들이 기술되어야 한다. 평가자는 구조물

기기 고유기능에서의 경년열화 향이 계속운 기간에 해 히 리될

것인지를 확인하기 해 본 심사지침서 2.0(경년열화 리계획 심사 일반지침)을

이용할 수 있다.


평가자는 신청자가 TLAA 평가 요약문을 포함한 FSAR 보완본에 포함되어야

하는 정보를 제공하 는지 확인한다. 이들 각 요약설명은 이후의 변경사항에

해 10 CFR 50.59에 의해 리될 수 있다는 한 설명을 제시하고 있음을

확인하기 해 평가된다. 그 기술사항에는 경년열화의 향이 계속운 기간에

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- 413 -

걸쳐서 리될 것이라는 결정을 한 기 과 련하여 TLAA와 련된 정보

를 포함하여야 한다. 본 심사지침서 3.2(원자로집합체 핵연료채 수명평가)

에서 3.6( 통부 피로 평가)은 허용가능한 TLAA 평가에 한 추가 정보의

를 포함하고 있다.

평가자는 신청자에게 차기 FSAR 개정시 본 FSAR 보완본을 포함시켜 계속운

에 해 인․허가조건으로 부과할 수 있다. 인․허가조건의 일부로써 FSAR

변경을 완료할 때까지 신청자는 규제기 의 승인에 앞서 해당 FSAR 보완본에

기술된 로그램으로 변경하고, 신청자는 변경사항의 평가내용을 제시하여야

한다. 본 심사지침서 3.2(원자로집합체 핵연료채 수명평가)에서 3.6( 통

부 피로 평가)에 명시된 바와 같이 신청자는 FSAR에 이행일정을 구체화할 필

요는 없다. 그러나 신청자는 계속운 신청서에 계속운 기간에 앞서 완료되

어야 하는 개선사항, 약속사항, 향후의 경년열화 리 활동을 명시하고, 약속하

여야 한다.

평가자는 신청자가 약속일 이후에 이들 활동을 완료하지 않을 것이라는 것을

확실히 하기 해 계속운 허가의 조건사항으로 부과할 수 있다.

4 . 평 가 결 과



해 신청자는 본 심사지침 2.1 에 따라 허용가능한 입증방법을 제시했으며,

해당되는 각각의 TLAA에 (1) 해석결과가 계속운 기간에 해서 유효하다.

(2) 해석결과가 계속운 기간의 종료시 까지 고려되었다. 는 (3) 경년열화

효과가 계속운 기간 동안 히 리될 것이다. 한 FSAR 보완본에는 계

속운 기간에 해 해당되는 각각의 TLAA가 하게 요약, 기술되어 있다

는 결론을 내릴 수 있는지 확인한다.

5 . 참고 문 헌


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<표 1> 미국 49개 PWR원 에 용된 발 소 고유 TLAA 사례

발 소 고유의 시간제한 경년열화 평가 사례 용 호기수*

1) RCP 라이휘일 피로 균열진 해석 22

2) 폴라크 인 피로해석 17

3) 단 설(LBB) 해석 13

4) RCP Code Case N-481 해석 11

5) 가동 결함 진 해석 6

6) 보라 스 경년열화 해석 6

7) 원자로용기 underclad 결함 해석 5

8) 사용후핵연료 장조 라이 해석 4

9) Thimble Tube의 마모 해석 4

4

11) 용수계통원의 고갈 평가 4

12) 기계 기기의 열피로 해석 3

13) Alloy 600 계측노즐 보수 평가 3

14) 기 설비에 한 TLAA 3

15) 주 수배 피로해석 2

16) 고에 지배 단 해석 2

17) 주조 스테인 스강(CASS)의 열취화 해석 2

18) 원자로 노심지지 (Core Support Barrel) 보수 평가 2

19) Ultimate Heat Sink의 막힘 평가 2

20) RHR 방출밸 용량(Relief valve Capacity) 입증 해석 2

21) 격납건물 라이 응력해석 라이 앵커 피로해석 1

22) 격납건물 텐돈 덴돈 벨로우즈(Bellows)의 피로해석 1

23) 험도 정보 가동 검사 평가 1

24) 용수계통 취수구 침강(Settlement) 평가 1

25) Alloy 600 노즐 안 단(Safe End) 수명 평가 1

26) 원자로 ICI 노즐 - 유체유인진동(FIV) 한계치(Endurance Limit) 해석

1

27) 기 일(Foundation Pile)의 부식 평가 1

28) 격납건물 통부 냉각기의 제거 평가 1

29) CE-half-nozzle design and mechanical nozzle seal asemblies (NEI item) 0

30) Metal corrosion allowance (SRP-LR Item) 0

31) In-service local metal containment corrosion analyses (SRP-LR Item)

0

32) Intergranular separation in the heat-affected zone (HAZ) of reactor vessel low-alloy steel under austenitic SS cladding. Low-temperature overpressure protection (LTOP) analyses (SRP-LR Item)

0

33) Fatigue analysis for the main steam supply lines to the turbine-driven auxiliary feedwater pumps (SRP-LR Item)

0

34) Flow-induced vibration endurance limit, transient cycle count assumptions, and ductility reduction of fracture toughness for the reactor vessel internals (SRP-LR Item)

0

(*) 계속운 이 승인되거나 신청된 미국 PWR 원 49개 해당 TLAA가 용된 호기수

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- 415 -

Ⅴ . 운 경 험 연 구 결 과

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- 417 -



4.1 화재방호 평가

1. 평 가 분 야

이 기 의 목 은 계속운 을 하고자 하는 원자력발 소의 화재방호계획이 화

재발생 시에도 원자로를 안 하게 정지시켜 안 한 정지상태로 유지하고 외부

환경으로의 방사능물질 출을 최소화할 수 있는 능력을 보장하기 함이다.

이를 하여 안 련기기에 미치는 화재의 험이나 부수 인 향을 최소화

하기 하여 행정 리, 화재방호설비, 안 정지기능의 체계를 이용하여 다음

목 을 가지는 심층방어개념을 채택하고 있다.

가. 화재 방

나. 화재의 신속한 감지 진화

다. 안 에 요한 구조물, 계통 기기를 방호하여 소방활동에도 불구하고

신속히 진화되지 않는 화재가 발 소의 안 정지를 방해하지 않거나 외

부환경으로 방사선물질이 출되지 않도록 함.

가동원 의 화재방호에 한 계속운 평가 상은 다음 사항을 포함하여야 한다.

가. 화재방호계획

나. 화재 방

다. 화재탐지 진압계통

라. 건물설계/내화방벽

마. 안 정지기능

바. 안 에 요한 지역의 특수한 화재 험의 방호

2. 허 용 기

계속운 을 한 원자력발 소의 화재방호계통은 CAN/CSA-N293-M95를 따

라 설계, 설치, 유지/보수, 시험, 검사되어야 하고 추가로 다음 사항을 만족하

여야 한다. 만일 발 소의 설계나 설치방법이 이 기술기 과 일치하지 않을 경

우에는, 이에 한 안으로 타당한 기 과 정당성을 제시하여야 한다.

2.1 화 재 방 호 계획

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모든 원자력발 소는 과학기술부 고시 제2003-19호 “화재방호계획의 수립

이행에 한 규정”에 따라 화재방호계획을 수립하여야 한다.

가. 화재시험보고 화재자료

화재방호요건을 만족하기 한 화재시험보고서 화재자료는 정보가 화재

방호요건을 만족할 수 있도록 표성을 가져야 하고 함을 평가할 수 있

어야 한다. 시험편의 제작과 시험조건의 변수가 시험체의 성능특성을 변화시

키므로 시험조건은 신 히 평가되어야 한다.

나. 화재방호 훈련 자격부여

화재방호계획은 화재방호와 원자력안 모두에 지식이 있는 사람이 수립하

고 지침을 작성하여야 한다. 발 소 종사원은 화재방호계획과 화재방호에

련된 비상 차를 수행하는 행정 차에 하여 히 훈련되어야 한다.

1) 화재방호 종사자의 훈련 자격부여

가) 원 의 화재방호계획을 종합 으로 실천하기 하여 화재방호계획의

작성 이행에 한 책임은 화재방호와 원자력안 에 훈련과 경험을

가진 방화 리자가 가져야 한다.

나) 소방 는 격심한 소방활동을 할 수 있도록 신체검사 요건을 만족하여

야 하고 소방 훈련을 이수한 자라야 한다.

다) 화재방호계통의 보수 시험에 종사하는 인원은 그러한 일에 훈련과

경험을 통하여 자격이 부여되어야 한다.

라) 소방 훈련을 담당하는 직원은 그러한 일에 한 지식과 한 훈련

경험으로 자격이 부여되어야 한다.

2) 일반 종사원 훈련

발 소 종사원은 화재의 방, 탐지 진압에 한 책임이 있다. 사업자는

발 소 종사원에게 화재방호계획의 내용, 화재의 유형, 련 소화약제, 화재

험도, 화재진압계통의 동작시 행동에 하여 교육을 실시하여야 한다.

발 소 종사원에게는 다음 사항이 훈련되어져야 한다.

가) 화재발견후 취해야 할 한 행동(즉, 주제어실로 통보, 화재진압 시

도, 장 화재진압설비의 작동)

나) 화재경보 발령시 행동

다) 가연성물질과 화원의 사용에 한 행정 리

라) 엎지러진 가연성액체와 가스 출 사고시에 필요한 행동

3) 화재감시인 훈련

화재감시인은 고열작업과 련하여 화재 험을 감시 리하고 화재방호

설비에 한 보완 인 활동을 할 수 있다. 화재감시업무, 책임, 순찰과 계속

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인 화재감시활동에 한 훈련이 실시되어야 한다.

다. 화재방호계획 변경

사업자는 화재방호계획을 변경할 경우에는 변경내용이 화재 험도분석에서

산정한 고정화재부하를 과하는지를 검토하여야 하고 과되는 경우에는

한 책을 마련하고 화재 험도분석보고서에 내용을 반 하여야 한다.

2.2 화 재 방

안 에 요한 구조물, 계통 기기가 설치되어 있는 지역의 화재 험을 최소

화하기 하여, 과학기술부 고시 제2003-19호 “화재방호계획의 수립 이행에

한 규정”에 따라, 행정 리 차가 수립되어야 하며, 추가로 다음 사항을

만족하여야 한다.

가. 화재방호설비는 자격이 있는 사람이 정비하고 시험하여야 한다.

나. 내화방벽, 화재감지 진압계통의 사용 지는 허가제도에 의하여 리되어야

한다. 설비를 해체한 지역에는 보조조치가 이루어져야 한다.

다. 화재방호설비는 시험, 검사 정비되어야 한다. 화재방호계통의 일상시험과

검사에는 담당자와 그들의 책임을 정하는 시험계획이 수립되어야 하고 시험

의 종류, 주기, 상세한 차가 포함되어야 한다.

라. 방화 퍼, 방화문, 통부 재와 같은 내화방벽은 주기 으로 검사되어야

한다. 통부 재는 재가 건 함을 보이기 하여 표본 으로 검사할

수 있다. 표본크기와 검사주기는 통부 체수와 결함율에 따라 결정되고 검

사주기는 모든 통부가 매 10년마다 검사되도록 하여야 한다.

2.3 화 재 감 지 진 압계통

가. 수계진압계통

수계진압계통 자체의 방호를 요하지는 않으나 소화수가 침투할 때 부 한

손상을 받을 수 있는 안 련설비는 히 방호되어야 한다(차폐장치나

격벽). 수계화재진압설비가 설치되어 있는 지역에는 소화수를 히 배수할

수 있는 배수구 등이 히 되어야 한다.

미분무진압계통은 특별한 상황, 특히 물의 사용이 지될 필요가 있는 지역

에 사용된다. 미분무계통은 NFPA 750, "미분무 화재방호계통기 “과 같은

련기 의 최소요건을 따라야 한다.

나. 가스계 진화계통

가스계화재진압설비가 설치되어 있는 지역에는 개구부, 배수구 등이 히

되어야 한다.

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할론 체(청정약제) 소화계통은 NFPA 2001을 만족하여야 하며 승인된 약제

만 사용하여야 한다. 장에서 청정소화약제 소화설비의 자동기능해제장치는

자물쇠로 잠근 상태로 유지하고 엄격히 통제하여야 한다. NFPA 2001의 지

침에 추가하여, 청정소화약제 실린더/용기의 재고량 확인을 포함하여, 계통

의 방정비 시험을 해야 한다. 특별히 고려할 사항은 다음과 같다.

1) 청정소화약제 최소 농도, 분배, 분사지연시간(Soak time), 환기 리

2) 청정소화약제의 독성

3) 청정소화약제의 열분해 생성물로 인한 독성 부식특성

4) 소화제의 설을 막기 한 과 이산화탄소 분사시 과압방지를 한 배

기에 하여 상충되는 요건

5) 상 험등 에 한 설계농도에서 청정소화약제의 효과

6) 소화설비의 동작을 한 화재감지기의 종류와 치선정

2.4 건 물 설 계/내 화 방 벽

가. 건물설계

1) 시험 인증

내부 마감재는 불연성재료이어야 하며, 다음 요건에 따라 공인된 시험기 에

의하여 시험되어야 한다.

가) ASTM E-84에 의한 시험에서 표면 화염확산계수가 25이하이고 연기발

생율이 450이하일 것

나) ASTM-D3286이나 NFPA-259에 의한 시험에서 열방출률이 8,141kJ/kg

이하일 것

다) NFPA-253에 의한 시험에 따라 임계방출유속이 정해질 것.

이 사항은 화재 험분석에서 검토되어야 한다.

나. 거주성 확인

주제어실의 탈출시 화재와 화재진압의 향으로부터 발 소 종사자를 보호하

기 하여 피통로와 제 2제 어 지역 ( Se c o n d a r y C o n t r o l A r e a ) 은 거주성이

확보되어야 하며. 공기의 기, 배기 차단기능은 유지하여 비상시 운 원

이 상주해야 하는 지역이나 공간의 거주성을 확보하여야 한다. 설계시 각 방

화지역의 근로와 피로에 한 요건이 정해져야 한다. 다음 지역은 거주성

이 확보되어야 한다.

1) 제어실

2) 화재발생시 안 정지 지역

3) 근로 피통로

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- 421 -

2.5 안 정 지기능

핵연료의 건 성이 유지되고 원자로나 련 배 의 건 성에 악 향을 미치지

않는지 확인되어야 한다.

제어실이나 제2제어지역(Secondary Control Area)에서 안 정지를 이루는 데

필요한 계통 의 하나는 단일화재에 의한 화재피해를 입지 않아야 한다. 밸 ,

스 치 회로차단기는 기기를 운 하고 계통을 격리할 수 있고 보수를 고려

하지 않는다. 화재피해에는 정상 혹은 비정상 인 화재진압계통의 동작으로 인

한 기기피해도 포함된다. 고온정지에 사용되는 계통 기기에 그들의 화재로

인한 오동작은 고온정지기능에 악 향을 미칠 수 있다. 련 계통으로는 다음

과 같은 것들이 있다.

1) 원자로 안 기능 : 제1정지계통과 제2정지계통

2) 잔열 제거기능 : 주증기계통, 주 수계통, 증기발생기 안 밸 , 보조 수

계통, 비상노심냉각계통, 비상 수계통, 정지냉각계통

3) 운 변수 감시기능 : 주제어실 제2제어실의 안 계통

4) 방사능 출 제한기능 : 일차열수송계통, 감속재계통, 수충수계통, 수

회수계통, 원자로건물 격리계통

5) 보조기능 : 3등 원계통, 계기용공기계통, 기기냉각수계통, 기기냉각해수

계통, 비상 력계통


3 .1 국내 규 제 경 험

가. 원자로 안 정지기능의 화재방호

1) 안 정지에 요한 구조물, 계통 기기에는 화재방호계통이 설치되어야

한다. 이들 계통은 다음과 같이 화재피해를 제한할 수 있어야 한다.

가) 주제어실이나 비상제어실에서 고온정지를 달성하고 유지하는데 필요한

계통의 한 계열은 화재피해를 입지 않아야 하고 ;

나) 주제어실이나 비상제어실에서 온정지를 달성하고 유지하는데 필요한

계통은 72시간 이내에 보수될 수 있어야 한다.

2) 이 항의 3)항의 사항을 제외하고는, 선, 단락 혹은 합선으로 인하여 기능

손실을 야기하거나 동작을 방해할 수 있는 비안 성 회로와 고온정지를

달성하고 유지하는데 필요한 계통의 다 계열 이블 기기가 격납건

물 외부의 동일한 화재구역에 치할 경우에는, 다 계열의 한 계열이 화

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재피해를 입지 않도록 다음 방법 의 한 방법으로 시공되어야 한다 :

가) 다 계열의 비안 성회로와 이블과 기기는 3시간 등 의 내화구조물

로 격리하고 이 내화구조물을 지지하는 구조물도 내화재와 동일한 화

재 항을 갖추도록 한다.

나) 다 성을 가진 이블, 기기 련 비안 성 회로를 간에 가연성물

질이나 화재 험이 없이 수평거리로 20ft이상 격리한다. 추가로, 화재감

지기와 자동화재진압계통이 설치되어야 한다. 혹은

다) 이블, 기기 련 비안 성 회로의 다 계열 하나를 1시간이상

의 내화등 을 가진 내화재로 싼다. 추가로, 화재감지기와 자동화재진

압계통이 설치되어야 한다. 비활성 인 원자로건물 내부는 에서 기술

한 화재방호방법 하나나 혹은 다음 화재방호방법 하나의 방법으로

설치한다.

라) 다 계열의 이블, 기기 련 비안 성 회로를 간에 연소성물질

이나 화재 험이 없이 수평거리로 20ft이상 격리하고

마) 화재감지기와 자동화재진압계통이 설치되어야 한다. 혹은

바) 다 계열의 이블, 기기 련 비안 성 회로를 비가연성 복사열 차

폐재로 격리한다.

3) 다음과 같은 방화지역에는 설치되어 있는 이블, 계통 기기와 계없

이 체 혹은 용 안 정지기능과 회로가 설치되어야 한다.

가) 고온정지에 필요한 기능에 한 보호방법이 이 장의 2)항을 만족하

지 못하는 구역이나 ;

나) 동일한 방화지역에 있는 고온정지에 필요한 계통의 다 계열이 화재진

압활동, 화재진압계통의 손이나 오작동으로 인한 피해를 입는 경우

와 같은 방화지역에는, 추가로 화재감지계통과 고정식 화재진압계통이 설치

되어야 한다.

나. 비상 조명

비상탈출이 필요한 지역은 8시간이상의 축 지 력을 가진 비상조명이 안

정지기기의 운 에 필요한 지역이나 이와 련된 근 피로에 설치되어야

하고, 비상조명설비가 상환경조건, 축 지상태, 구수명하에서 8시간동안 충

분한 기능을 수행하는지를 정비 주기 시험을 통하여 확인하여야 한다.

다. 원자로냉각재펌 설윤할유 수집계통

정상운 격납건물이 활성화되어 있으면 원자로냉각재펌 에는 윤활유수집

계통이 설치되어야 한다. 윤활유수집계통은 정상 혹은 설계사고조건에서 윤활

유수집계통의 손으로 화재가 일어나지 않고 안 정지지진을 견딜 수 있도

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록 설계되고 설치되어야 한다. 이 수집계통은 원자로냉각재펌 윤활유계통의

설이 발생할 만할 모든 부 에서 윤활유를 수집할 수 있어야 한다. 설은

수집되어 윤활유 용량을 담을 수 있는 배기장치가 있는 용기로 흘러 들어

가도록 하여야 한다. 만일 윤활유의 발화 이 역화 험을 가지고 있다면 배기

장치에 불꽃포집기가 설치되어야 한다. 원자로냉각재펌 에 그러한 특성이 있

을 경우에 방호되어야 할 설부 는 송 펌 배 , 흘러넘침 배 , 윤

활유 냉각장치, 윤활유 필터 배유배 과 마개, 윤활유 배 의 지이음

부, 윤활유 장탱크이다. 배유배 은 가장 큰 설량이 흘러갈 수 있을 만큼

커야 한다.

라. 산불 험

지형 (숲, 덤불, 농장 등)으로 산불에 의한 손상의 험이 있는 발 소는

NFPA-299를 참조하여 산불이 안 에 요한 설비에 미치는 향을 평가하

고 한 조치가 취해져야 한다.

마. 폭발 방

고정 임시폭발성물질을 확인하고 한 보호가 이루어져야 한다. 제거하

기 곤란한 임시폭발성물질은 리되어야 하고 한 보호가 이루어져야 한

다. 인화성/연소성가스가 들어있는 탱크나 배 은 안 에 요한 기기나 련

화재방호설비에 험을 주지 않도록 하여야 한다. 수소공 설비/계통, 수소나

폭발성가스설비는 수소를 포함하는 설비에 산소사용을 지하거나 가스농도

가 폭발하한계의 60%미만으로 유지하여 폭발성혼합물이 생성되지 않도록 설

계하여야 한다. 수소공 분배계통은 과잉유량밸 , 유량제한기, 환형 설

감시가 부착된 이 벽배 , 열 과 같은 설비손상 향을 완화하는 설비가

설치되어야 한다. 가스계통외부에서 산소와 수소의 폭발성혼합기가 형성될 가

능성이 있다면 그 계통은 수소폭발 향에 견디도록 설계하거나 폭발성혼합기

형성을 방지/억제하기 한 자동 리기능이 있는 이 가스분석기가 설치되어

야 한다.

바. 내화방벽 구조물

내화방벽은 화재 를 차단할 목 으로 실험실에서 승인된 시간단 의 내화

성능을 갖는 건축물(벽, 바닥)을 말하며, 방화 퍼, 통부 재, 방화문,

beam, joint, column등이 포함된다. 방화문 변경은 합여부가 평가되어야 하

며, 수정작업이 내화등 에 향을 미친다면 동등한 내화등 수 의 방호가

가능한지에 하여 재평가되어야 한다.

사. 방화 퍼

환기용개구부가 히 방호되도록 건물을 설계되어야 하며 내화성능이 인정

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된 방화 퍼가 설치되어야 한다. 내화방벽의 환기개구부의 설계 시공기술

은 내화시험을 통하여 인증된 것이어야 한다. 내화방벽에서 종료되거나 통

하는 환기용덕트는 2시간 이상의 내화성능을 갖는 방화 퍼를 설치하여야 한

다. 퍼차압이 고려되지 않은 시험은 공기유량이 형성된 상태에서 운 성을

나타내지 못할 수도 있으므로 방화 퍼의 정기시험에서는 퍼가 완 히 차

단되는지 확인하기 하여 공기흐름을 형성하여야 한다. 내화방벽을 통하는

문/환기개구부, 기타 통부는 내화시험을 통하여 인증된 기술로 시공되어야

한다. 시험체는 재료, 작업자숙련도, 부품 등에서 시공 그룹별로 표성을 가

져야 하며, 가 건물시공시의 조건 로 제작하여야 한다.

아. 연계회로문제

단락, 지락 등에 의하여 안 정지기기의 원 는 제어회로에 악 향을 미칠

수 있는 연계회로는 평가되어야 하며, 공통 원, 공동배선함 등의 오작동이

이에 해당한다.

자. 차단기(Switchgear)실

안 에 요한 기기를 포함하는 차단기실은 최소 3시간 이상의 내화방벽으로

인 한 방화지역과 격리되어야 하며, 다 안 계열은 서로 3시간 이상의 내

화방벽으로 분리되어야 한다. 자동화재감지기는 장은 물론 주제어실에도 경

보와 지시를 발령하여야 한다. 차단기로 들어가는 이블은 화재 험이 방지

되도록 포설량을 최소화하여야 하고 자동화재진압설비가 설치되어야 한다. 소

화 함과 소화기가 가까운 실외에 배치되어야 한다.

3 .2 규 제 조 치 반

원 을 계속 운 함에 있어, 화재방호계통 련 기술기 에 따라 화재 험도가

분석되고 분석결과에 따라 설비가 개선되어야 하며, 설비개선내용이 화재방호

계획과 화재 험도에 향을 미치는 경우에는 그 내용을 반 하여 기술되어야

하며, 규제기 이 검토할 수 있도록 하여야 한다.

4 . 참고 문 헌

[1] 원자로시설 등의 기술기 에 한 규칙 제14조 “화재방호에 한 설계기 등”

[2] 원자로시설 등의 기술기 에 한 규칙 제59조 “화재방호계획”

[3] 과학기술부 고시 제2003-19호 “화재방호계획의 수립 이행에 한 규정”

[4] 과학기술부 고시 제2003-20호 “화재 험도분석에 한 기술기 ”

[5] 10 CFR 50 Appendix R, Fire Protection

[6] 안 심사지침 9.5.1 BTP/SPLB 9.5-1, Fire Protection

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[7] NRC Reg. Guide 1.189, Fire Protection for operating nuclear power plants

[8] NFPA 804, Standard for fire protection for advanced LWR generating

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- 426 -



4.2 기기의 동적 및 내진 검증

1. 평가 분야

기기검증(Equipment Qualification)이란 안 에 요한 원 기기를 선별하고 기

기가 설계수명 기간 동안에 지진 등의 자연 상과 배 단 등의 가상사고를 포

함하는 제반 사고환경조건 하에서 제 기능을 수행할 수 있음을 입증하며, 입증된

내용을 문서화(Documentation)하고 해당 문서를 히 보 유지하는 일련의

행 를 일컫는다. 즉, 기기검증은 안 에 요한 기기에 하여 설계수명 기간 동

안에 발생 가능한 여하한 사고환경조건 하에서도 안 성 확보에 필요한 기능을

수행할 수 있음을 입증하는 과정이라 할 수 있으며, 검증내용에 따라 내환경검증

(Environmental Qualification)과 동 내진검증(Dynamic and Seismic

Qualification)으로 구분된다. 이 지침에서는 원 에 가상최 지진 (설계기 지진

: DBE) 발생 는 발생 후에도 안 에 요한 기기들이 고유의 기능을 정상

으로 수행하여 원자로의 안 이 보장될 수 있도록 해석이나 시험을 통해 설계기

에서 요구하는 기기의 구조 건 성 작동성을 입증하는 행 인 동 내

진검증 분야를 평가한다.

2. 허 용 기

2.1 검 증 기기 목록 차

검증기기 상 목록 검증 차가 참고문헌 4～6에 부합되도록 히 제시

되어 있는지 검토한다.

2.2 검 증 보 고 서 련 문 서

기기검증 수행 시 사용된 검증기 , 검증방법, 검증 차, 검증결과, 검증요약철

등이 포함된 보고서가 히 작성되고, 감사가 가능한 상태로 발 소의 서류

집 보 장소에 수명기간동안 히 보 되는지 검토한다.

2.3 품 질 유 지 차서

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품질사양, 품질계획, 검증조치 기록 등이 한지 검토한다.

2.4 기계 기기기의 동 내 진 검 증

1) 안 성평가에 포함되어야 할 내용은 다음과 같다.

(1) 기기검증 방법 이행 황

(2) 기기 고 장 의 향 분 석 과 기기의 검 증 을 유 지하 기 한 한 시정조

치

(3) 해한 환경 조건으로부터 검증된 기기의 보호 책

(4) 검증된 기기의 물리 인 상태와 기능성

(5) 기기가 설치된 기간에 취해진 검증 조치 기록

(6) 검증 시 가정한 기기 환경을 참조하여 실제로 설치된 기기 환경조건

의 확인과 차이 검토

2) 동 내진검증이 참고문헌 4～6의 기 에 부합되는지 검토한다.

3. 특별 고려사항

없음.

4. 참고 문헌

[1] 원자력법 시행규칙 (제19조의2(주기 안 성평가시 세부사항))

[2] 원자로시설 등의 기술기 에 한 규칙 (제13조(외 요인에 한 설계기 ))



[4] 한국원자력안 기술원, 경수로형 원자력발 소 안 심사지침서(3.10 ), KINS/

GE-N001, 1991.

[5] CSA Standard CAN3-N289.3-M81, "Design Procedures for Seismic

Qualification of CANDU Nuclear Power Plants."

[6] ANSI/IEEE Std 344-1987, "IEEE Recommended Practices for Seismic

Qualification of Class 1E Equipment for Nuclear Power Generating

Stations," Institute of Electrical and Electronics Engineers.

KINS/GE-N11

- 428 -



4.3 능동형 기기의 관리계획

1. 평 가 분 야

능동형 기기의 리계획은 경년열화 향으로부터 펌 , 밸 , 압축기, 기·계

측제어기기 등 능동형 기기의 건 성 운 가능성과 유지 리의 합성을

확인하기 함이다. 즉, 능동형 기기는 정비 리 차원에서 성능평가를 수행하

여 정비 리의 성 단과 안 운 을 한 정비개선 방안을 도출하는

데 목 이 있다.

능동형 기기에 한 평가 상이 품질보증에 한 규정이나 안 등 분류를 고

려하여 선정되었는지 확인한다. 품질보증에 한 규정에서는 모든 계통, 구조

물 기기를 Q등 (안 성등 품목), T등 (안 성 향등 품목), R등

(신뢰성 품목) I/S 등 (일반산업 품목)으로 분류하여 리하고 있다. 능동

형 기기의 리계획에는 안 련 등 에 해당되는 Q등 T등 기기는

필수 으로 포함시켜야 하며, 이외 등 기기에 해서는 확률론 안 성분석

결과와 운 경험 연구결과를 반 하여 선정될 수 있다.

각 능동형 기기의 유효한 기록이 기기의 상태를 나타내고 있는지를 확인하기

하여 다음 내용을 검토한다.

가. 기능을 확인하기 한 시험결과

나. 검사 결과 정비기록

다. 재 물리 상태

필요한 안 여유도를 유지하기 해 기기의 경년열화가 효과 으로 리되고

있는지를 분석하고 향후 설비의 안 운 을 해 리계획이 히 확립되어

있는지를 확인하기 하여 다음 내용을 검토한다.

가. 평가 상의 분류 선정

나. 평가 상 기기의 험도 분석

다. 경년열화 상에 따른 기기의 고장이력 분석

라. 고 험도 기기에 한 이용불능도 신뢰도 성능기 설정

마. 성능평가 정비 리계획

한 다른 유사한 원자로시설의 운 경험과 안 성 연구결과가 하게 반

KINS/GE-N11

- 429 -

되고 있는지를 확인하기 하여 운 경험․연구결과의 반 조치방안을 검

토한다.

와 같이 능동형 기기의 정비 리계획의 합성을 확인하기 해서는 기기의

특성에 따라 다음과 같은 설계 제작 특성이 고려될 수 있다.

가. 설계압력등

나. 설계온도조건

다. 설계시 고려된 압력강하, 소음, 진동, 캐비테이션

라. 운 유체의 설

마. 내진검증 내환경검증을 포함한 기기검증

능동형 기기에 한 성능의 합성 성능의 열화 정도를 확인하기 하여

기기에 한 정 시험을 포함한 기기가 속한 계통에 한 종합 인 시험이

필요할 수도 있으며, 이러한 경우에는 상세한 시험계획에 한 합성이 검토

되어야 하고 계속운 이 시작되기 까지 시험 평가가 완료되어야 한다. 능

동형 기기에 한 평가 결과, 재의 기기의 기능 안 여유도가 부 합할

경우에는 이에 한 보완 책이 제시되어야 하며 계속운 이 시작되기 까

지 조치가 완료되어야 한다. 한 기기 성능의 미래상태 측에서 향후 조치가

필요한 것이 확인된 경우에는 이에 하여 한 조치 계획이 수립되어야 한

다.

2. 허 용 기

계속운 을 한 능동형 기기의 허용기 은 다음과 같다.

가. 각 능동형 기기의 유효한 기록을 통하여 기기의 상태를 확인할 수 있어야 한다.

나. 평가 상에 안 련 기기는 모두 포함되어야 하며, 확률론 안 성분석 결

과와 운 경험 연구결과를 반 하여 상 범 를 필요시 확 할 수 있다.

다. 기기의 요구 기능 성능기 을 만족하여야 한다.

라. 기기 성능의 미래상태 측에서 조치가 필요한 것에 해서는 한 조치

계획이 수립되어야 한다.

마. 한 정비 리계획이 수립되어야 한다.

3 특 별 고 려 사항

가. 교체되는 기기에 한 시험

계속운 을 하여 필요한 경우 능동형 기기에 한 교체가 이루어 질 것이

다. 교체되는 기기에 해서는 유효한 최신의 기술기 에 합한지 확인되어

야 하며 기존의 기기와의 설계상 차이 이 분석되어 타당함이 확인되어야

KINS/GE-N11

- 430 -

한다. 한 교체되는 기기에 해서는 가동 는 사용 시험에 하는 시

험계획이 수립되어야 하며, 원자로 재가동 이 에 이에 따른 시험 평가가

완료되어야 한다.

나. 종합시험이 필요한 계통

능동형 기기의 교체 는 성능 확인 등을 하여 능동형 기기가 속한 계통

에 한 시험이 필요하다고 평가된 경우에는 사용 시험에 하는 시험계획

이 수립되어야 하며, 원자로 재가동 이 에 이에 따른 시험 평가가 완료

되어야 한다.

4 . 참고 문 헌

[1] 과학기술부 고시 제2004-14호, “안 련 펌 밸 의 가동 시험에 한

규정”

[2] 과학기술부 고시 제2005-9호, “원자로시설의 사용 검사에 한 규정”



[4] 안 등 펌 밸 가동 시험 계획서

[5] ASME OM Code, Code for Operation and Maintenance of Nuclear Power

Plants

[6] ASME B&PV Code, Section Ⅲ, Division 1, Appendix W, Environmental

Effects on Components, pp 496.1-496.32, 1999.

[7] DOE, Aging Management Guideline for Nuclear Power Plants-Pumps, 1994.

[8] NUREG-1801, Generic Aging Lessons Learned(GALL) Report, Volume 2,

2001.

[9] NUREG-1705, Safety Evaluation Report Related to the License Renewal of

Calvert Cliffs Nuclear Power Plant Units 1 and 2, 1999.

[10] NUMARC 93-01, Industry Guide for Monitoring the Effectiveness of Maintenance

at Nuclear Power Plants. Rev. 1, Nuclear Management and Resource

Council, 1993. 5.

[11] Westinghouse Energy Cooperation, WCAP-14576, Aging Management Evaluation

for Class 1 Piping and Associated Pressure Boundary Components, 1996.

KINS/GE-N11

- 431 -



4.4 배관 열성층 평가

1. 평 가 분 야

배 내에서 서로 다른 온도의 유체가 층이 분리된 채 존재하는 상을 열성층

(Thermal Stratification) 상이라 부르며, 체 인 열성층 상 반복 인

(Cyclic) 열성층 상, 열막(Thermal Striping)으로 분류된다. 체 인 열성층

상은 주기 굽힘응력을 야기하며 상치 못한 배 움직임의 원인이 된다.

한, 반복 인 열성층 상, 열막(Thermal Striping)은 고주기응력을 유발하여

균열발생의 원인이 된다. 이와 같이 열성층화 상에 의한 과도한 열응력

이상변형과 함께 피로손상을 래하여 배 의 건 성을 해할 수 있다.

열성층화(열피로) 상의 존재여부 검토 평가를 수행하여 배 의 건 성을

확인하고, 계속운 기간 의 건 성 유지 방안이 수립되어야 한다

따라서 본 심사지침에서는 "배 열성층/열피로 평가 "와 련된 안 기 에

해 제시한다.

2. 허 용 기

가. 일차 열수송계통(Primary Heat Transport System)에 연결된 계통의 격리불

가능한 부분에서는 밸 설에 의해 열성층 는 온도 변화(Temperature

Oscillation)가 야기될 수 있는지 여부와 그로 인한 응력이 배 설계에 반

되었는지 여부 등에 해 검토하여야 한다. 본 검토시에 국내외 운 경험

을 반 하여 원자로 냉각재 정화계통, 안 정지계통, 비상노심냉각계통 등

이 검토 상에 반 되어야 한다. 특히, 통상 으로 유체가 정체되어 있는 일

차 열수송계통(Primary Heat Transport System) 연결배 은 평가 상 선정

시 모두 고려되어야 한다.

과도한 응력을 받게 되는 일차 열수송계통(Primary Heat Transport

System) 연결배 의 격리불가능한 부분의 경우에 배 에 결함이 없음을 확

인하기 해 용 부, 용 열 향부, 고응력부 (모재 포함) 기하학 불

연속부에 해 비 괴검사(스테인 스강의 경우 개선된 음 탐상 검사기

법 사용하여 신뢰성이 있는 검사 수행)를 수행하여야 한다.

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- 432 -

일차 열수송계통(Primary Heat Transport System) 연결된 모든 배 의 격

리불가능한 부분이 계속운 기간까지 피로손상을 야기할 수 있는 열응력

다른 응력을 받지 않음을 지속 으로 보증하는 로그램을 수립하고 이행하

여야 한다. ( , 배 해당부분에 한 재설계 변경, 온도분포 측정용 계

기 설치 한 제한치 설정, 설밸 로 인한 압력상승 감시 등)

나. 상기 가.항에 따른 열성층 취약배 에 한 육안검사, 응력 피로해석, 그에 따

른 시정조치 등은 과학기술부 고시 제2001-47호 그에 따른 발 소별 품질보증

차에 따라 수행하여야 하며 계속운 기간동안에도 기록이 유지되어야 한다.


평가자는 신청자가 본 심사지침을 만족시키는데 충분한 정보를 제공하고 있으며, 본

심사지침 2.항에 기술된 허용기 을 만족한다는 결론을 내릴 수 있는지 확인한다.

가. 국내 원자로냉각재계통 정화계통 배 의 손상경험(월성 2호기)을 반 한 조치

사항이 계속운 기간동안 지속 으로 용되는지 여부를 제시하여야 한다.

나. 일 차열수송계통, 정지냉각계통 비상노심냉각계통의 설계특성을 검토하

여, 경계부에서의 설로 인한 열성층 유발 가능성에 한 지속 인 감시방

안 으로 설률 측정 등의 효과 인 리방안을 제시하여야 한다.

4 . 참고 문 헌

[1] NRC AEOD S902, " Review of Thermal Stratification Operating Experience"

[2] NRC Bulletin No. 88-08, "Thermal Stresses In Piping Connected to Reactor

Coolant Systems" (1988. 6)


Coolant Systems" Supplement 1 (1988. 6)


Coolant Systems" (1988. 6) Supplement 2(1988. 8)


Coolant Systems" Supplement 3(1989. 4)

[6] NRC Information Notice No. 84-87, "Piping Thermal Deflection induced by

Stratified Flow" (1984. 12)

[7] NRC Information Notice No. 88-80, "Unexpected Piping Movement attributed

to Thermal Stratification" (1988. 10)

[8] 86-33100-ASD-001, "Potential of Thermal Stratification in CANDU 6

SDCS and ECCS" (AECL, 2004)

KINS/GE-N11

- 433 -



4.5 가연성기체 연소에 대한 안전성 평가

사고가 발생하게 되면 원자로 내부의 속이 증기와 반응하여 상당량의 수소

가 생성되어 격납건물 내부로 방출될 수 있다. 한 원자로 손 후 노심용융

물이 콘크리트와 반응하면 수소와 일산화탄소가 발생하여 격납건물의 가연성

기체 농도를 더욱 증가시키게 된다. 격납건물 내부에서 가연성기체가 연소되는

경우 연소에 의한 압력 온도 상승으로 격납건물이 손되어 방사성 물질을

환경으로 방출될 수 있다. 한 연소에 의한 고온 고압으로 격납건물의 건

성 유지를 해 필요한 기기나 계측기들이 손상될 수 있다.

따라서 본 심사지침에서는 사고에 의해 발생한 가연성기체가 연소되는 경

우에 격납건물에 미치는 안 성을 평가한다.

본 지침에서 용되는 용어의 정의는 다음과 같다.

가. 사고는 원자력발 소의 설계기 을 과하는 원자로 노심의 손상을

수반하는 사고이다.

나. 가연성기체는 수소와 일산화탄소를 말한다.

다. 폭연 (爆燃, deflagration)은 연소되지 않은 기체가 열 도에 의해 발열 화

학반응이 발생할 수 있을 정도의 고온으로 가열되는 연소 (燃燒波)이며,

화염이 음속 미만으로 이동하여 격납건물에 정 하 (準靜的荷重;

靜壓)을 가한다.

라. 폭발 (爆發, detonation)은 연소되지 않은 기체가 충격 에 의한 압축에

의해 가열되는 연소 이고, 폭발 동은 음속으로 이동하며 동 는

충격 하 을 정 하 에 추가하여 격납건물에 가한다.

마. 연소폭발천이 (燃燒爆發遷移, Deflagration to Detonation Transition: DDT)

는 폭연이 충분히 강력해지면 폭연에서 폭발로 갑자기 천이되는 상이며

이에 의한 하 은 격납건물 구조물에 심각한 손상을 일으키기 때문에 반

드시 피해야 한다. 연소폭발천이를 방지하기 해 격실의 길이나 높이를

연소폭발천이 발생에 필요한 최소 특성길이나 높이 보다 작게 하고, 폐

공간을 최소화하거나 배기구 (排氣口)를 설치한다. 폐공간을 최소화하

거나 배기구 (排氣口)를 설치한다.

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- 434 -

바.“ 사고 리”라 함은 원자력발 소에서 사고가 발생했을 때 노심 손

상의 진행을 지시키고 격납시설의 능력을 유지하며 방사능 물질의 소

내․외 방출을 최소화하고 발 소를 안정상태로 회복하기 하여 취해지

는 제반조치를 말한다. 가연성기체가 생성․방출되고 연소가 수반되는 사

고동안에 격납건물로부터의 핵분열생성물 출은 통제 가능하여야 한다.

가연성기체의 안 성 분석을 해서 아래의 방법을 용한다.

가. 사고는 최 분석방법을 사용하여 평가한다. 최 분석방법에서 사고경

평가에 선택된 가정들의 조합, 산코드 분석방법들은 분석결과에

발생가능한 사고 상들이 반 되었다는 것을 합리 으로 신뢰할 수

있어야 한다. 최 분석방법을 사용할 경우 다음이 보장되었는지 확인한

다.

1) 산코드들의 입력변수들은 재의 기술수 에서 상되는 범 내

에 있어야 한다.

2) 산코드들은 국제 으로 인정된 기술 황을 반 하여야 한다.

3) 종합분석이 가능한 산코드들을 사용함으로써 분석 상 사고와

련된 모든 상을 고려하여야 한다.

4) 분석수단으로써 주로 1차원 (lumped parameter) 코드를 사용할 경우

용한 1차원 코드로서 사고 거동을 충분히 모의할 수 없는 조

건에 해서는 3차원 분석코드로써 보완 계산을 수행하거나 타당한

안으로써 1차원 코드에 의한 분석결과를 뒷받침하여야 한다.

나. 화염가속 발생가능성은 기술 으로 타당한 평가기 을 사용하여 평가한

다. 재 일반 으로 알려진 평가기 은 σ 기 이지만 사업자가 원 의

격납건물 조건에 용 가능한 평가기 을 사용하 는지 확인한다 (부록

4.7-1 참조).

다. 연소폭발천이 발생가능성은 기술 으로 타당한 평가기 을 사용하여 평가

한다. 재 일반 으로 알려진 평가기 은 7λ 기 이지만 사업자가 원

의 격납건물 조건에 용 가능한 평가기 을 사용하 는지 확인한다 (부

록 4.7-1 참조).

2. 허 용 기

사고시 가연성기체의 연소에 해 안 정지에 필요한 기기와 격납건물의

건 성을 유지하기 해서는 다음 각 호를 만족하여야 한다.

가. 사고 발생경 들 에서 공학 단과 확률론 안 성평가 결과를 종

합하여 분석 상 사고경 들을 선정하여야 한다. 한 이들 사고경 에

KINS/GE-N11

- 435 -

해 최 분석방법을 사용하여 생성될 수 있는 가연성기체의 양을 결정하여

야 한다. 이때 운 원의 실 인 사고 리조치를 고려할 수 있다.

나. 생성된 가연성기체가 방출되는 기간과 그 후에 격납건물 각 격실의 가연성

기체 농도는 범 한 화염가속이나 연소폭발천이가 발생하지 않도록 충분

히 낮아야 하며, 격납건물 내의 가연성기체 연소에 의해 격납건물이 손상되

지 않아야 한다.


평가자는 신청자가 이 심사지침을 만족시키는데 충분한 정보를 제공하고 있으

며, 이 심사지침 2.항에 기술된 평가기 을 만족한다는 결론을 내릴 수 있는지

확인한다.

4 . 참고 문 헌

[1] IAEA Safety Guide NS-G-1.10, "Design of Reactor Containment Systems

for Nuclear Power Plants', 2004

[2] KINS/GE-N001, "경수로형 원 안 심사지침 제19.2 사고 처능력",

2004. 1. 12

[3] NEA/CSNI/R(2000)7, "Flame Acceleration and Deflagration-to-Detonation

Transition in Nuclear Safety", Aug. 2000

[4] S.B.Dorofeev, et al., "Evaluation of Limits for Effective Flame Acceleration

in Hydrogen Mixtures,"IAE-6150/3, RRC "Kurchatov Institute" Report

FZKA-6349, Forschungszentrum Karlsruche, 1999.

[5] KINS/GE-N8, “가압경수형 원 계속운 심사지침서, 4.7 가연성기체 연소

에 한 안 성 평가”, 2006. 3

KINS/GE-N11

- 436 -

부록 4.7-1 화염가속 σ 평가기 연소폭발천이 7λ 평가기

1. 화염가속 σ 평가기

화염가속 발생가능성을 평가하는 σ 기 은 화염가속 발생의 필요조건이며 충

분조건은 아니다. 따라서 평가기 을 만족하더라도 실제로 다른 원인으로 화염

가속이 발생하지 않을 수 있다. 그러나 평가기 을 만족하지 않을 경우에는 화

염가속은 발생하지 않음을 의미한다.

가. σ/σ*<1 일 경우 화염가속이 발생하지 않음.

나. σ/σ*>1 일 경우 화염가속이 발생할 가능성이 있음.

여기서, σ는 연소 후의 반응물과 생성물의 도비 (密度比) (팽창율)로서 평

균 수소농도, 수증기농도, 산소농도 온도의 함수이다.

σ = ρ(연소 ) / ρ(연소 후) = σ (CH2, CH2O, CO2, T)

σ*는 Lewis 수 (Le)와 Zeldovich 수 (β)로 결정되는 임계 도비로서 평균 수

소농도, 산소농도 온도의 함수 [σ*(CH2, CO2, T)]이다.

2. 연소폭발천이 7λ 평가기

연소폭발천이 발생기능성을 평가하는 7λ 기 은 연소폭발천이 발생의 필요조

건이며 충분조건은 아니다. 따라서 평가기 을 만족하더라도 실제로 다른 원인

으로 연소폭발천이가 발생하지 않을 수 있다. 그러나 평가기 을 만족하지 않

을 경우에는 연소폭발천이는 발생하지 않음을 의미한다. 연소에서 폭발로의 천

이가 가능한 수소혼합체가 있는 격실 는 구름 형태의 덩어리를 규정짓는 기

하학 인 (평균) 특성 길이 (L) 는 높이가 혼합체의 폭발 셀 크기 (λ)의 7배

이상이면 연소폭발천이가 발생될 수 있다. 즉, L ≥ 7λ일 경우 연소폭발천이가

발생될 수 있다.

L ≥ 7λ 일 경우 연소폭발천이가 발생

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- 437 -

폭발 셀의 크기 (λ)는 수소혼합체 조건에 해 다음 식으로 계산할 수 있다.

mPnc

cPx

TjCTeCdxTgAhTgAi

fTkA

bma

+⎭⎬⎫

⎩⎨⎧ −×+

−×−

⎥⎥⎥⎥

⎦

⎤

⎢⎢⎢⎢

⎣

⎡

×××+×+⎪⎭

⎪⎬

⎫

⎪⎩

⎪⎨

⎧

×−×+×−×+−

+−=

)1.0(1.0

0.1)(

)20.1(2)()()(

)(10log λ

여기서, A = 건식 수소농도 [= (H2 몰 수) / (H2 air 몰 수)], 체 %

C = 증기농도 [= (H2O 몰 수)/ (H2, H2O air 몰 수)], 체 %

T = 기온도, oK

P = 기압력, MPa

λ= 폭발 셀의 크기, cm

a = -1.13331E+00, b = 4.59807E+01, c = -1.57650E-01,

d = 4.65429E-02, e = 3.59620E-07, f = 9.97468E-01,

g = -2.66646E-02, h = 8.74995E-04, i = -4.07641E-02,

j = 3.31162E+02, k = -4.18215E+02, m = 2.38970E+00,

n = -8.42378E+00

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- 438 -

Ⅵ . 방 사선 환 경 향 평 가

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- 440 -



5. 방사선환경영향 평가

1. 평 가 분 야

가동원 의 계속운 을 한 방사선환경 향평가의 목 은 건설허가 시 는

운 허가 시 평가한 주변 주민 환경에 미치는 방사선 향수 이 계속운

시에도 유지될 수 있음을 확인하고 필요시 그 향을 최소화하기 한 책을

수립하는데 있다. 계속운 단계에서 수행하는 방사선환경 향평가는 부지 주

변의 자연환경변화, 사회문화 환경변화, 설계변경사항, 계속운 을 한 계통

의 개선사항 등과 최신의 평가방법 기술기 을 반 하여 수행하여야 한다.

이러한 목 을 달성하기 하여 수행되는 방사선환경 향평가에는 다음 사항

을 포함하여야 한다.

가. 계속운 계획에 한 사항

- 계속운 의 필요성, 추진경 사업계획 등에 한 객 기술

나. 환경 황에 한 사항

1) 부지 황에 한 객 기술

2) 토지이용에 한 정량 조사 평가

3) 해양이용에 한 정량 조사 평가

4) 기상 기확산 조건에 한 정량 평가

5) 수문 수문확산 조건에 한 정량 평가

6) 해양 해양확산 조건에 한 정량 평가

7) 인구분포에 한 정량 조사 평가

8) 환경방사선/능에 한 정량 조사 평가

다. 발 소 황에 한 사항

1) 발 소 외 , 원자로와 증기- 기 계통, 연료 장시설, 방사성폐기물 처리

계통 등에 한 개략 기술

2) 설계변경 설치 사항에 한 정량 기술

라. 계속운 으로 인한 향에 한 사항

1) 피폭경로 결정의 타당성 평가

2) 기체경로를 통한 피폭선량의 정량 평가

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3) 액체경로를 통한 피폭선량의 정량 평가

4) 시설로부터의 직 피폭에 의한 피폭선량의 정량 평가

5) 선량기 치와의 객 비교평가

마. 사고로 인한 향에 한 사항

1) 사고유형별 사고가정의 타당성 평가

2) 사고 유형별 피포선량의 정량 평가

3) 선량기 치와의 객 비교평가

바. 환경감시계획에 한 사항

- 계속운 기간 의 환경감시계획의 타당성 평가

원자력발 소의 계속운 을 한 방사선환경 향평가는 변화된 환경 황, 계

동, 기술기 에도 불구하고 년의 환경수 이 유지될 수 있도록 필요시 책

을 수립하는 것에 1차 목 이 있으므로 건설허가 시 는 운 허가 시 평가

된 환경 향과 비교할 수 있어야 하므로 건설허가시나 운 허가 시에 용된

평가항목과 심사방법론이 용되어야 한다.

따라서 계속운 을 해 사업자가 작성하는 방사선환경 향평가서는 과학기술

부 고시 제 2005-19호 “원자력이용시설 방사선환경 향평가서 작성 등에 한

규정”을 원칙 으로 용하되 계속운 의 사업특성과 법령상에서 규정하고 있

는 요건들을 고려하여 작성형식에 부분 인 수정을 가할 수는 있다. 이와 마찬

가지로 한국원자력안 기술원이 방사선환경 향평가서를 심사할 경우 기존의

“원자력발 소 방사선환경 향평가서 심사지침서 (개정2)”를 용하여야 한다.

2. 허 용 기 ( A c c e p t a n c e C r i t e r i a )

가동원 의 계속운 을 한 방사선환경 향평가는 다음의 요건을 만족하여야

한다.

가. 원자력법 제12조 22조 (허가기 )

나. 원자력법 시행령 제323조의2 (환경상의 해방지)

다. 원자력법 시행령 제42조의4 (주기 안 성평가의 방법 기 ) 제2항

라. 과학기술부 고시 제2005-19호 “원자력이용시설 방사선환경 향평가서 작성

등에 한 규정”

마. 원자력발 소 방사선환경 향평가서 심사지침서 (개정2)

3 조 치 요 구 사항

가동원 의 계속운 을 한 방사선환경 향평가는 상원 부지 주변의 최신

환경자료, 설계변경사항, 개선사항, 운 경험을 반 하고 최신 연구결과, 기술

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- 442 -

기 평가방법론을 이용하여 객 으로 평가하여야 하며, 의도된 결론을

도출하여서는 아니 된다. 한 이들 평가결과가 계속운 을 하더라도 주변 주

민 환경에 미치는 향이 허용기 에서 요구하는 련요건을 만족하여 환

경상의 해방지에 지장이 없음을 종합 으로 입증하여야 한다.


동일 부지에 다수의 원자력발 소가 건설되어 운 되고 있는 경우 는 사업

조직상 동일부지는 아니라 하더라도 제한구역경계가 상호 첩되거나 방사선

비상계획구역이 상호 첩되는 주변구역에 존재하는 원 의 경우도 동일 부지

에 존재하는 것으로 간주하며, 이를 다수기 향평가에 포함하여야 한다.

5 . 참고 문 헌

[1] 과학기술부 고시 제2005-19호 “원자력이용시설 방사선환경 향평가서 작성

등에 한 규정”

[2] 과학기술부 고시 제2002-23호 “방사선 방호 등에 한 기 ”

[3] 과학기술부 고시 제2004-17호 “원자력이용시설 주변의 방사선환경조사 방

사선환경 향평가에 한 규정”

[4] 원자력발 소 방사선환경 향평가서 심사지침서 (개정2)

[5] 환경부 고시 제2004-209호 “환경 향평가서 작성 등에 한 규정”

[6] 10 CFR 51, "Environmental Protection Regulations for Domestic Licensing

and Related Regulatory Functions"

[7] Regulatory Guide 4.2, Rev. 2, “Preparation of Environmental Reports for

Nuclear Power Stations.”

[8] Regulatory Guide 4.7, Rev. 2, “General Site Suitability Criteria for Nuclear

Power Stations.”

[9] U.S Nuclear Regulatory Commission (NRC). 1999. “Standard Review Plan

for Environmental Reviews for Nuclear Power Plants.” NUREG-1555,

Washington, D.C

KINS/GE-N11

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가압중수로형 원전 계속운전 심사지침서nsic.nssc.go.kr/htmlPdf/EvaluationGuideLine_Vol-III-2.pdf · 작성 참여분야 : 공학기준분야, 리스크평가분야,