KR102255219B1 - 종단차폐 냉각사고의 중대사고 영향 평가방법 - Google Patents

종단차폐 냉각사고의 중대사고 영향 평가방법 Download PDF

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Abstract

본 발명은 노심손상빈도가 큰 종단차폐 냉각계통 고장에 의한 영향을 평가하기 위한 종단차폐 냉각사고의 중대사고 영향 평가방법에 관한 것이다. 본 발명에 따르면, 노심손상빈도가 큰 종단차폐 냉각계통 고장에 의한 중대사고 진전에 대해 안전계통 작동, 비작동 영향 평가 방법을 제공하기 위한 종단차폐 냉각사고의 중대사고 영향 평가방법을 제공한다.

Description

종단차폐 냉각사고의 중대사고 영향 평가방법{Analysis Methodologies of Severe Accident Sensitivity Assesment for End Shield Failure}
본 발명은 노심손상빈도가 큰 종단차폐 냉각계통고장에 의한 중대사고 진전에 대한 영향을 평가하기 위한 종단차폐 냉각사고의 중대사고 영향 평가방법에 관한 것이다.
종래, 한국공개특허 제2017-0016588호에 의하면, 방사성 물질의 누출 여부를 확인하는 방사성 정보확인부, 방사성 물질이 외부로 누출될 수 있는 어느 하나 이상의 계통이 존재하는 주요구역과, 원자력발전소 정지를 초래하는 모든 비정상 사건인 초기 사건이 해결 가능할 수 있도록 방어해야만 하는 어느 하나 이상의 계통이 존재하는 위험구역으로 분류하는 구역 분류부 및 고장수목을 통해 분석하는 주요구역 분석부를 포함한다.
중수로 중대사고 평가코드는 ISAAC(Integrated Severe Accident Analysis code for CANDU plants)으로 수행하고 있으며, ISAAC은 1995년 KAERI/FAI 개발하였고, 중대사고 해석코드(MAAP4) 기반으로 CANDU 특성을 반영 모델링하였으며, 한수원에서 사용권이 있으나 현재 중수로 노심손상빈도가 큰 중수로 정지상태에서 냉각재 누설사고에 의한 중대사고 진전에 대해 안전계통 작동, 비작동 영향 평가 결과가 없다는 점에 문제가 있다.
이러한 영향 평가는 월성1호기 계속운전 추가 평가항목으로 확률적 안전성 평가(PSA,Probabilistic Safety Assessment)를 보완하기 위해 평가한 항목으로 월성1호기 계속운전 인허가시 필요한 항목임에 따라 노심손상빈도가 큰 종단차폐 냉각계통 고장사고에 의한 영향을 평가하기 위한 종단차폐 냉각사고의 중대사고 영향 평가방법을 연구 개발할 필요가 있다.
본 발명은 상술한 문제점을 해결하기 위한 것으로서, 노심손상빈도가 큰 종단차폐 냉각계통고장에 의한 중대사고 진전에 대해 안전계통 작동, 비작동 영향 평가 방법을 제공하기 위한 종단차폐 냉각사고의 중대사고 영향 평가방법을 제공함에 목적이 있다.
본 발명은 종단차폐 냉각사고의 중대사고 영향 평가방법에 있어서, a) 상기 종단차폐 냉각사고 시 안전계통 초기 조건을 설정하는 단계; b) 원자로 냉각재 계통의 일차측 압력의 초기값을 제1 일정시간 동안 유지하다가 압력 감소신호가 발생시 수평 연료관 파단신호를 생성하는 파단신호 확인단계; c) 상기 원자로 냉각재 계통의 이차계통 압력이 초기 압력을 유지하다가 원자로가 정지되면서 일차계통 저압신호에 의한 압력이 감소시 급속 감압운전 실패신호를 생성하는 급속 감압운전 확인단계; 및 d) 상기 급속 감압운전 실패신호에 따라 제2 일정시간 이후 원자로격실의 차폐냉각수 증발로 인한 칼란드리아 파손신호를 생성하는 단계;를 포함한다.
바람직하게 제 a) 단계에서, 안전계통 초기 조건은 사고 시작 후, 제1 일정시간 동안은 100% 전출력으로 운전되며, 증기 발생기에는 급수가 공급되고 감속재 냉각계통도 가용하고, 종단차폐 냉각계통만 실패한 것으로 하고, 상기 제1 일정시간 이후, 종단 차폐체의 일부 연료관이 손상되고 이로 인해 냉각재와 감속재가 칼란드리아와 원자로 건물로 각각 누출되는 것으로 설정한다.
바람직하게 제 a) 단계의 상기 안전계통 초기 조건에서 안전계통 중, 증기발생기 급속냉각이 가용한 상태인 경우, 상기 d) 단계 이후로 원자로 건물의 건전성을 유지한다.
바람직하게 제 a) 단계의 상기 안전계통 초기 조건에서 안전계통 중, 지역공기냉각기가 실패한 경우, 상기 d) 단계 이후로 감속재 고갈시점이 단축되어 원자로 격실의 차폐냉각수가 가열 및 증발로 원자로건물이 파손되는 단계;를 포함한다.
바람직하게 제 a) 단계의 상기 안전계통 초기 조건에서 안전계통 중, 증기발생기 보조급수가 가용한 경우, 상기 d) 단계 이후로 증기발생기 수위는 유지되나 PHTS 냉각재가 고갈되면서 이차측으로의 열전달이 급격히 줄어들면서 지역공기냉각기 실패로 인한 원자로건물이 파손되는 단계;를 포함한다.
바람직하게 제 a) 단계의 상기 안전계통 초기 조건에서 안전계통 중, 고압 및 중압 ECC(Emergency Core Cooling)가 가용한 경우, 상기 제 b) 단계에서 ECC 주입으로 사고진행이 지연되나 재순환모드인 저압주입이 실패하여 노심손상으로 진행되는 단계;를 포함한다.
그리고 바람직하게 제 a) 단계에서, 상기 안전계통 초기 조건 중, 증기 발생기에는 급수가 공급되고 감속재 냉각계통도 가용되는 경우 또는 지역공기냉각기의 가동되는 경우, 원자로 건물 파손이 방지된다.
본 발명에 따르면, 노심손상빈도가 큰 종단차폐 냉각계통고장에 의한 중대사고로 진전시 안전계통 동작, 비동작에 대한 원자로 건물 압력, 수소농도, 연료관 용융, 칼란드리아관 손상등의 영향을 파악함으로써, 중대사고 완화 지침에 반영할 수 있고, 월성1호기 계속 운전 인허가시 평가 제출하여 인허가에 기여할 수 있는 효과가 있다.
도 1은 본 발명의 일 실시예에 따른 종단차폐 냉각사고의 중대사고 영향 평가를 위한 중수로형 원전을 나타낸 예시도이다.
도 2는 본 발명의 일 실시예에 따른 종단차폐 냉각사고의 중대사고 영향 평가를 위한 냉각재 계통의 Loop를 나타낸 예시도이다.
도 3은 본 발명의 일 실시예에 따른 종단차폐 냉각사고의 중대사고 영향 평가를 위한 중수로 냉각재계통 개략도를 나타낸 예시도이다.
도 4는 본 발명의 일 실시예에 따른 종단차폐 냉각사고의 중대사고 영향 평가시스템을 나타낸 예시도이다.
도 5는 본 발명의 일 실시예에 따른 종단차폐 냉각사고의 중대사고 영향 평가방법을 나타낸 흐름도이다.
도 6은 종단차폐 냉각계통 상실사고(LOS) 발전소 손상군 사건수목을 나타낸 예시도이다.
도 7 및 도 8은 일차계통의 압력거동과 냉각재 질량을 나타낸 예시도이다.
도 9 및 도 10은 이차계통의 압력거동과 냉각수 질량을 나타낸 예시도이다.
도 11은 각 폐회로의 수평연료관에서 칼란드리아로 재배치된 연료물질의 양을 나타낸 예시도이다.
도 12는 칼란드리아의 감속재와 원자로격실의 차폐냉각수 질량을 나타낸 예시도이다.
도 13은 원자로 건물 압력변화를 나타낸 예시도이다.
도 14 및 도 15는 불활성기체와 CsI 및 CsOH의 원자로건물 외부 방출율을 나타낸 예시도이다.
도 16은 칼란드리아 내부 및 노심용융물-콘크리트 반응(MCCI)에서 생성되는 수소 생성량을 나타낸 예시도이다.
도 17은 피동수소 재결합기(PAR)에 의해 제거되는 수소량을 나타낸 예시도이다.
도 18은 원자로 건물 보일러실의 수소 농도를 나타낸 예시도이다.
이하에서는 도면을 참조하여 본 발명을 보다 상세하게 설명한다. 도면들 중 동일한 구성요소들은 가능한 한 어느 곳에서든지 동일한 부호들로 나타내고 있음에 유의해야 한다. 또한 본 발명의 요지를 불필요하게 흐릴 수 있는 공지 기능 및 구성에 대한 설명은 생략한다.
도 1에 도시된 바와 같이, 중수로형 원전은 연료 채널을 둘러싼 거대 칼란드리아 용기(Large calandria vessel surrounds fuel channels)(20), 엔드 쉴드(End Shield)(30) 내에 380개 압력관(Pressure Tube)(10)이 칼란드리아 튜브(Calandria Tube)와 같이 수평으로 설치되어있고, 연료 공급기가 개별 연료 채널에 필요시 부착(fueling machines attach to individual fuel channels)(40)되며, 노심에 냉각수가 충전되지 못하면 중대사고로 발전할 수 있다. 도 2에 도시된 바와 같이, 중수로형 원전의 냉각재 계통은 2개의 Loop로 구성되어 있으며, 사고 시 격리가 가능하여 사고를 최소화할 수 있다.
도 3은 본 발명의 일 실시예에 따른 종단차폐 냉각사고의 중대사고 영향 평가를 위한 중수로 냉각재계통 개략도를 나타낸 예시도이다. 도 3에서 1은 칼란드리아(CALANDRIA), 2는 칼란드리아 종단차폐(CALANDRIA END SHIELD), 3은 차단 및 제어로드(SHUT-OFF AND CONTROL RODS), 4는 독물질 주입(POISON INJECTION), 5는 연료채널 어셈블리(FUEL CHANNEL ASSEMBLIES), 6은 공급 파이프(FEEDER PIPES), 7은 저장실(VAULT)
도 4는 본 발명의 일 실시예에 따른 종단차폐 냉각사고의 중대사고 영향 평가시스템을 나타낸 구성도이다. 도 4에 도시된 바와 같이, 종단차폐 냉각사고의 중대사고 영향 평가시스템(1)은 안전계통 설정부(110), 파단신호 확인부(120), 급속 감압운전 확인부(130), 칼란드리아 파손신호 생성부(140), 제어부(150)를 포함한다.
안전계통 설정부(110)는 종단차폐 냉각사고 시 안전계통 초기 조건을 설정하는 구성이다. 여기서 안전계통 초기 조건은 사고 시작 후, 제1 일정시간 동안은 100% 전출력으로 운전되며, 증기 발생기에는 급수가 공급되고 감속재 냉각계통도 가용하고, 종단차폐 냉각계통만 실패한 것으로 하고, 상기 제1 일정시간 이후, 종단 차폐체의 일부 연료관이 손상되고 이로 인해 냉각재와 감속재가 칼란드리아와 원자로 건물로 각각 누출되는 것으로 설정한다.
또한 ISAAC코드에는 정지냉각계통 펌프에 대한 모델이 없으므로 각 PHTS(Primary Heat Transport System) 루프의 펌프 discharge line에서 파단이 발생한 것으로 가정한다. 이때 각 루프의 파단 면적은 2.236 x 10-2 m2 이다. 이때 초기 총 누설량은 10.83 kg/s이 된다. 사고 시작 시 PHTS(Primary Heat Transport System) 압력은 601 kPa(a)이며, 냉각재 온도는 54℃(327 K)이다. 가압기는 사고 시작 전에 이미 PHTS(Primary Heat Transport System)와 격리되어 있고 증기발생기 이차측 온도는 54 ℃(327 K)이다. 상기 사고 진전에 따라 중대사고 영향을 파악하기 위해 증기발생기 급속 냉각, 비상노심주입, 지역공기냉각기, 살수, 차폐냉각계통 동작, 그리고 증기발생기 보조급수 등 각 계통의 기능이 유지되는 경우, 안 되는 경우를 평가한다.
안전계통 초기 조건에 있어서, 종단차폐 냉각계통 실패사고(LOS)는 종단차폐 냉각계통의 실패로 원자로격실과 종단차폐체의 냉각 기능이 상실되지만 운전원이 사고를 인지하지 못하여 원자로 정지에 실패하고 저수위에 의한 원자로 연속출력감발(SETBACK)이 모두 실패하는 사고이다. 기본사고에서는 증기발생기 급속냉각, 보조급수, 그리고 비상노심냉각계통은 실패하였고, 다만 원자로건물의 안전계통인 지역공기냉각기와 피동수소 재결합기는 가용하고 살수계통은 고려하지 않았다.
파단신호 확인부(120)는 종단차폐 냉각사고 시 원자로 냉각재 계통의 일차측 압력의 초기값을 제1 일정시간 동안 유지하다가 압력 감소신호가 발생시 수평 연료관 파단신호를 생성하는 구성이다.
급속 감압운전 확인부(130)는 원자로 냉각재 계통의 이차계통 압력이 초기 압력을 유지하다가 원자로가 정지되면서 일차계통 저압신호에 의한 압력이 감소시 급속 감압운전 실패신호를 생성하는 구성이다.
칼란드리아 파손신호 생성부(140)는 급속 감압운전 확인부(130)의 급속 감압운전 실패신호에 따라 제2 일정시간 이후 원자로격실의 차폐냉각수 증발로 인한 칼란드리아 파손신호를 생성한다.
제어부(150)는 위에서 언급한 구성들을 제어하는 구성으로, 이러한 제어부로 종단차폐 냉각사고의 중대사고 영향 평가방법을 설명하면 다음과 같다.
도 5는 본 발명의 일 실시예에 따른 종단차폐 냉각사고의 중대사고 영향 평가방법을 나타낸 흐름도이다.
먼저 제어부는 종단차폐 냉각사고 시 안전계통 초기 조건을 설정한다(a). 다음으로 원자로 냉각재 계통의 일차측 압력의 초기값을 제1 일정시간 동안 유지하다가 압력 감소신호가 발생시 수평 연료관 파단신호를 생성하는 파단신호 확인단계(b), 다음으로 원자로 냉각재 계통의 이차계통 압력이 초기 압력을 유지하다가 원자로가 정지되면서 일차계통 저압신호에 의한 압력이 감소시 급속 감압운전 실패신호를 생성하는 급속 감압운전 확인단계(c), 다음으로 급속 감압운전 실패신호에 따라 제2 일정시간 이후 원자로격실의 차폐냉각수 증발로 인한 칼란드리아 파손신호를 생성하는 단계(d)에 이른다.
여기서, 제어부는 제 a) 단계에서, 안전계통 초기 조건은 사고 시작 후, 제1 일정시간 동안은 100% 전출력으로 운전되며, 증기 발생기에는 급수가 공급되고 감속재 냉각계통도 가용하고, 종단차폐 냉각계통만 실패한 것으로 하고, 상기 제1 일정시간 이후, 종단 차폐체의 일부 연료관이 손상되고 이로 인해 냉각재와 감속재가 칼란드리아와 원자로 건물로 각각 누출되는 것으로 설정한다.
또한 제어부는 제 a) 단계에서, 안전계통 초기 조건에서 안전계통 중, 증기발생기 급속냉각이 가용한 상태인 경우, 상기 d) 단계 이후로 원자로 건물의 건전성을 유지한다.
또한 안전계통 초기 조건에서 안전계통 중, 지역공기냉각기가 실패한 경우, 상기 d) 단계 이후로 감속재 고갈시점이 단축되어 원자로 격실의 차폐냉각수가 가열 및 증발로 원자로건물이 파손된다.
또한 안전계통 초기 조건에서 안전계통 중, 증기발생기 보조급수가 가용한 경우, 상기 d) 단계 이후로 증기발생기 수위는 유지되나 PHTS 냉각재가 고갈되면서 이차측으로의 열전달이 급격히 줄어들면서 지역공기냉각기 실패로 인한 원자로건물이 파손된다.
안전계통 초기 조건에서 안전계통 중, 고압 및 중압 ECC(Emergency Core Cooling)가 가용한 경우, 상기 제 b) 단계에서 ECC 주입으로 사고진행이 지연되나 재순환모드인 저압주입이 실패하여 노심손상으로 진행된다.
안전계통 초기 조건 중, 증기 발생기에는 급수가 공급되고 감속재 냉각계통도 가용되는 경우 또는 지역공기냉각기의 가동되는 경우, 원자로 건물 파손이 방지된다.
이하, 종단차폐 냉각사고의 중대사고 영향 평가방법에 대한 상세한 설명을 첨부 도면을 참조하여 설명하기로 한다.
본 발명에서 사용된 중대사고 해석코드를 설명하면 다음과 같다. 월성1호기에서의 중대사고 모의를 위해 ISAAC 코드를 사용하였다. ISAAC 코드는 경수로에서의 종합적인 중대사고 모의를 위해 개발된 MAAO4/PWR을 참조코드로 하여, 중수로 고유의 중대사고 진행 특성을 모의하기 위한 380개의 수평 연료관, 두 개의 독립된 폐회로로 구성된 8자 모양의 일차계통(PHTS), 각 폐회로를 연결하는 가압기, 4개의 증기발생기와 증기발생기 이차측이 공유하는 증기모관(steam header), 수평 연료관이 잠겨있는 칼란드리아, 원자로 격실, 종단 차폐체, 탈기 응축기 그리고 사고 완화를 위한 각종 안전 계통들을 추가하였다. 따라서 ISAAC 코드는 사고 진행에 따른 연료봉과 수평 연료관에서의 온도 상승, 변형 및 감속재와의 반응, 지르칼로이와 수증기와의 산화반응, 수평 연료관의 손상, 노심 재배치, suspended debris bed 형성 및 열전달, 칼란드리아 바닥에서의 연료물질 거동 및 칼란드리아 손상 등 중수로 특성에 따른 사고진행을 예측할 수 있다. 이외에도 고압환경에서 압력관 파단으로 인해 종단이음관의 벨로우즈가 동시에 파단 될 경우와, 고압사고로 진행되는 공급배관 파단사고나 발전소 정전사고의 경우 벨로우즈가 파단되는 사고경위, 그리고 정지상태 조건에서 정지냉각계통의 냉각펌프 베어링에서 누설이 생겨 냉각재가 상실되는 사고를 모의할 수 있도록 ISAAC를 개선하였다. 본 발명에서는 ISAAC 버전 4.03을 이용하여 사고 분석을 수행하였다.
본 발명의 일 실시예에서는 월성1호기 PSA(Probabilistic Safety Assessment) 최신 결과에 PL(포인트레프로, Point Lepreau, 캐나다) 원전에서의 분석 방법론을 적용하여 초기사건을 검토하였고, 월성1호기 노심손상빈도의 약 15%를 차지하는 종단 차폐냉각계통 실패(LOS)를 6번째 초기사고로 추가하였다. 6가지 초기사고를 나열하면, 공급배관 정체 파단사고(SFB), 발전소 정전사고(SBO), 정지상태시 사고(SSA), 증기발생기 세관 파단사고(SGTR), 소형 냉각재 상실사고(SLOCA), 종단차폐 냉각계통 상실사고(LOS)이다. 여기서, 종단차폐 냉각계통 실패(LOS) 사고 시나리오 선정을 설명하면 다음과 같다. 종단차폐 냉각계통 실패(LOS) 사고는 기존 PL에서는 포함되지 않았던 초기사고로, 본 분석에서는 P-6로 구분하였다. 월성1호기의 경우 전체 노심손상 빈도 중 종단차폐 냉각계통 실패가 차지하는 분율이 약 15%이며, 등급4전원 상실사고, 냉각수계통 기능상실, 냉각재 분배관 파단에 이어 네 번째로 기여도가 높다. 따라서 P-6로 본 분석에 추가하였으며, 도 6(그림 7-13)의 종단차폐 냉각계통 상실사고(LOS) 발전소 손상군 사건수목(PDSET,Plant Damage State Event Tree)에 따라 분석 사고 시나리오 6개(LOS-1, LOS-1B, LOS-2, LOS-2B, LOS-2C, LOS-2D)를 선정하였다. 이러한 시나리오는 아래에서 설명하기로 한다.
사고분석을 위한 가정사항을 살펴보면 다음과 같다. 6가지 초기사건에서의 각 시나리오에 따른 가정은 각각 조금씩 다르므로, 대부분의 사고에서 공통적으로 적용할 수 있는 가정 사항과 함께 경우별 가정을 추가하였다.
- 원자로는 정지상태사고를 제외사고는 전출력(2157.5 MW(th)) 상태이다.
- 원자로건물 누설은 누설율에 의한 누설만 고려
- 소형 LOCA(Loss of Coolant Accident)의 경우 파단면적은 RIH 2.5%(5.325x10-3 m2), 파단 높이는 RIH 바닥높이인 10.696 m로 가정한다.
- SBO(Station Blackout) 사고를 제외하고는 등급4 및 3 전원 가용한다.
- 감속재 냉각계통과 주급수계통은 대부분의 경우 가용하지 않는다.
- 고압, 중압 및 저압의 3단계로 기동되는 ECCS는 대부분의 사고에서 가용하지 않지만 일부 사고에서는 고압 및 중압 주입이 가용하거나, 또는 열교환기가 실패한 저압주입이 가용한 경우도 있다.
- LOCA(Loss of Coolant Accident) 사고의 경우 PHTS(Primary Heat Transport System)의 두 개의 폐회로는 압력이 5.516 MPa(a)보다 낮아지면 폐회로 격리밸브를 통해 서로 격리되며, 건전한 폐회로에서는 오히려 고압으로 유지됨에 따라 압력관이 파손될 때까지 액체방출밸브 설정치에서 압력이 제어된다.
- 증기발생기는 주증기안전밸브(MSSV)의 설정 압력에서 이차측 압력이 제어되며, 증기발생기 급속감압(SGCC)이 가용한 경우는 LOCA 신호 후 30초지나 MSSV가 자동 개방된다.
- PHTS 펌프는 저압에서 기포에 의한 손상을 막기 위해 압력이 2.5 MPa(a)보다 낮아지면 2분후에 자동 정지되도록 모의하였다.
- 일차계통 내 냉각수가 상실되면 수평연료관은 가열되지만 연료관을 감싸고있는 외부의 감속재에 의해 붕괴열을 제거함. 그러나 일부 고압 사고의 경우 압력관이 부풀면서 변형되어 연료관으로부터 고압의 냉각수와 수증기가 칼란드리아로 방출되어 파열판이 터지고 원자로건물의 보일러실로 감속재가 방출된다.
- 압력관 내부의 냉각수가 고갈되고, 칼란드리아의 감속재수위가 낮아져 연료관이 안팎으로 노출되면 연료관은 변형되기 시작하고, 원래 위치에서 이탈하여 하부 공간의 건전한 수평 연료관 주위로 재배치되면서 응고되어 SDB(Suspended Debris Bed)를 형성한다. 감속재 수위가 지속적으로 낮아지면 노출되는 연료관이 점점 많아지고 SDB(Suspended Debris Bed)로 이송된 연료물질의 증가에 따라 하부의 건전한 수평연료관이 더 이상 지탱하지 못하게 되면 노심이 붕괴되어 재배치된 연료물질은 모두 칼란드리아 바닥으로 이송되는 것으로 가정한다.
- 칼란드리아 바닥의 연료물질은 감속재를 고갈시키고 칼란드리아 벽을 가열시키지만, 칼란드리아 외부의 원자로격실의 차폐냉각수를 통해 자연스럽게 외벽냉각이 이루어져 칼란드리아의 건전성을 유지함 그러나 이 과정에서 차폐냉각수는 증발되며, 원자로건물의 압력을 상승시켜 원자로건물의 건전성을 위협한다.
- 차폐냉각수 수위가 감소하여 칼란드리아 바닥의 연료물질이 노출되면 더 이상 외벽냉각은 이루어지지 않으며, 따라서 칼란드리아 파손이 예상된다.
- 칼란드리아가 파손되면 칼란드리아 내부의 연료물질은 원자로격실로 재배치되어 바닥의 콘크리트와 반응함. 초기에는 차폐냉각수를 증발시키고, 곧 이어 콘크리트 침식이 일어나 바닥이 뚫릴 때까지 진행된다.
- 원자로건물 살수계통은 피동계통으로 원자로건물 압력이 14 kPa(g)보다 높아지면 작동하고 7 kPa(g) 이하로 떨어지면 멈추도록 운전되며, 살수 주입량은 각 downcomer 당 1132 kg/s 정도임. 살수 가능한 냉각수량은 1,559 m3이다.
- 살수계통이 단기적인 원자로건물 열제거계통인 반면 지역공기냉각기(LAC)는 전원이 공급되는 한 장기적으로 원자로건물의 열제거 기능을 담당함. 모두 35개의 LAC이 있지만 용량이 큰 16개가 안전등급이며 주제어실에서 수동 조작이 가능하고 16개 중 12개를 성공기준으로 사용하여 모의한다.
- 월성1호기에는 원자로건물에서의 수소제어를 위해 모두 27개(소형 10개, 중형 15개, 대형 2개)의 피동수소재결합기(PAR)가 설치되어 있고, 설치 위치는 상부 돔에 소형 10개, 중형 5개, 보일러실에 중형 5개, 감속재실에 중형 3개, 그리고 각 연료 교체실에 중형 1개와 대형 1개씩이다. 운전 개수와 방식은 입력으로 조정이 가능하고 본 분석에서는 수소 농도가 2%에 도달하면 30분 지체하였다가 가동되며, 농도가 0.2% 이하로 낮아지면 멈추며, 재가동시에는 지체시간 없이 동작함. PAR가 동작하기 위해서는 적절한 산소가 공급되어야 한다.
- 원자로건물은 426 kPa(a)에서 파손되도록 모의하였고, 민감도 분석을 위해 358 kPa(a)도 병행하여 사용한다.
- 액체방출밸브(LRV) 개방 압력: 10.24 MPa(g)
새로운 사고분석을 위해 추가된 ISAAC 모델은 6가지 초기사건에서의 시나리오를 분석하면서 기존의 PSA 분석에서는 고려하지 않았던 종단이음관의 벨로우즈 파단에 따른 감속재 누설과 정지상태 조건에서 정지냉각계통의 냉각펌프 베어링에서 누설이 생겨 냉각재가 상실되는 사고 모의를 위해 다음의 새로운 모델이 ISAAC에 추가되었다.
①벨로우즈 파단 모델
PHTS(Primary Heat Transport System)가 고압으로 유지되는 사고에서 압력관이 파손되면 연료관에서의 압력 전파로 인해 종단이음관의 벨로우즈가 동시에 파손될 수 있다. 이러한 벨로우즈 파단은 공급배관 정체 파단사고(SFB)에서와 발전소 정전사고(SBO) 시에 동반될 수 있다.
ISAAC에서는 다음과 같은 입력 변수를 도입하여 압력관 파손과 동시에 감속재가 칼란드리아로부터 원자로건물로 누설되도록 모의하였다.
- AFAILBELLOW: 벨로우즈 파단 면적으로, 이 값이 0.0보다 큰 경우 칼란드리아로부터 원자로건물로 감속재 누출을 계산한다.
- ZFAILBELLO: 칼란드리아 바닥으로부터의 파단 높이
- JNFAILBELLOW: 벨로우즈를 통해 감속재가 누설되는 원자로건물 격실 번호
- ZNFAILBELLOW: 원자로건물격실(JNFAILBELLOW) 바닥에서의 파단높이
- ISTAGRUP(ICH,IL): SFB 이후의 수평연료관 압력관 파단 면적 제어변수
ISTAGRUP 변수값이 1인 경우는 압력관 파단 면적은 입출구 공급배관의 최대 유로면적으로 제한되고, 다른 값인 경우 압력관 파단 면적은 압력관 유로의 2배와 입출구 공급배관 유로의 합 중에서 작은 값을 택하되 해당 채널의 실제 연료관 개수를 곱하여 계산한다.
②정지상태 초기 모델
정지상태에서의 PHTS(Primary Heat Transport System) 조건은 전출력과 다르므로, PHTS 압력, 수위, 그리고 PHTS, 증기발생기, 가압기에서의 온도, 그리고 PHTS 냉각수가 증기와 분리되었음을 나타내는 변수의 도입이 필요하다. 이러한 입력 변수에 따라 ISAAC은 PHTS 초기 조건을 정의한다. 이러한 조건에서 PHTS 수위는 입출구 모관 높이에 위치하며, 붕괴열은 정지냉각계통에 의해 제거된다. 증기발생기와 가압기에서도 유사하게 초기조건이 정의된다. 사용변수는 다음과 같다:
- HALFLP: 정지상태 조건(half-loop operation) 제어변수
= 0 for normal operation
= 1 for half-loop operation
- TIHALF: 원자로 정지로부터 경과시간(s)
- TGHL(IL): 폐회로 IL에서의 기체 온도(K)
- XWHLB(IL): 폐회로 IL의 broken loop에서의 수위(칼란드리아 바닥 기준)(m)
- TWHLB(IL): 폐회로 IL의 broken loop에서의 냉각수 온도
- XWPBHLB(IL): 폐회로 IL의 broken loop pump bowl에서의 수위
- TWPBHLB(IL): 폐회로 IL의 broken loop pump bowl에서의 냉각수 온도
- XWHLU(IL): 폐회로 IL의 unbroken loop 수위
- TWHLU(IL): 폐회로 IL의 unbroken loop에서의 냉각수 온도
- XWPBHLU(IL): 폐회로 IL의 unbroken loop pump bowl에서의 수위
- TWPBHLU(IL): 폐회로 IL의 unbroken loop pump bowl에서의 냉각수 온도
- PPS0HL(IL): PHTS 압력(Pa)
- PPZ0HL: 가압기 압력
- TGPZ0HL: 가압기 초기 기체 압력
- TWPZ0HL: 가압기 초기 냉각수 온도
- TSG0HL(1): 폐회로-1 broken SG에서의 냉각수와 기체 온도
- TSG0HL(2): 폐회로-2 broken SG에서의 냉각수와 기체 온도
- TSG0HL(3): 폐회로-1 unbroken SG에서의 냉각수와 기체 온도
- TSG0HL(4): 폐회로-2 unbroken SG에서의 냉각수와 기체 온도
- MWSGHL(1): 폐회로-1 broken loop SG 냉각수 질량
- MWSGHL(2): 폐회로-2 broken loop SG 냉각수 질량
- MWSGHL(3): 폐회로-1 unbroken loop SG 냉각수 질량
- MWSGHL(4): 폐회로-2 unbroken loop SG 냉각수 질량
- PSG0HL(1): 폐회로-1 broken loop SG 압력
- PSG0HL(2): 폐회로-2 broken loop SG 압력
- PSG0HL(3): 폐회로-1 unbroken loop SG 압력
- PSG0HL(4): 폐회로-2 unbroken loop SG 압력
본 실시예에 따른 종단차폐 냉각계통 실패사고(LOS, Loss of Shield Cooling)는 종단차폐 냉각계통의 실패로 원자로격실과 종단 차폐체의 냉각 기능이 상실되지만 운전원이 사고를 인지하지 못하여 원자로 정지에 실패하고 저수위에 의한 원자로 setback이 모두 실패하는 사고이다. 이 사고는 1단계 PSA(Probabilistic Safety Assessment)에서 발생 빈도가 가장 높은 PDSET #49 사고를 기본으로 도출되었다. 이 기본사고에서는 증기발생기 급속냉각, 보조급수, 그리고 ECC(Emergency Core Cooling)는 실패하였고, 다만 원자로건물의 안전계통인 지역공기냉각기와 피동수소 재결합기는 가용하고 살수계통은 고려하지 않았다. 원자로건물 파손 압력은 426 kPa(a)을 가정하였고, 사고분석은 원자로격실 바닥의 콘크리트 관통까지 볼 수 있도록 사고 시작 후 50만초(약 139시간)까지 수행하였다.
본 실시예에 따른 기본 사고경위(LOS-1) 분석에 대해 설명하면 다음과 같다. 이 사고에 대한 상세한 열수력 해석 자료가 없으므로 AECL(Atomic Energy of Canada Limited)에서 수행했던 PSA(Probabilistic Safety Assessment) 결과를 활용하여 사고시작 후 1시간이 경과하여 종단 차폐체에서 연료채널이 손상되는 것으로 가정한다. 본 해석에서는 사고 시작 1시간동안은 100% 전출력으로 운전되며, 증기 발생기에는 급수가 공급되고 감속재 냉각계통도 가용하고, 종단차폐 냉각계통만 실패했다고 가정한다. 1시간이 지나면 종단 차폐체의 일부 연료관이 손상되고 이로 인해 냉각재와 감속재가 칼란드리아와 원자로 건물로 각각 누출되도록 모의하였다. 이를 위해 수평 연료관 #16에 파단을 가정하였고, 벨로우즈 파단 모델을 응용하여 감속재 누출을 반영하였다.
도 7(PHTS pressures for Case LOS-1 (Pa) )과 도 8(PHTS water masses for Case LOS-1 (kg) )은 일차계통의 압력거동과 냉각재 질량을 보여준다. 처음 1시간 동안은 종단차폐 냉각계통이 실패하여도 일차측 압력은 초기값인 10 MPa(a)을 유지하다가, 1시간 지나서는 인위적으로 원자로를 정지시키고 수평 연료관을 파단시킴으로 압력이 급격히 감소한다. 따라서 일차계통의 감속재 질량도 3,600초 지나면서 감소한다. 증기발생기 이차계통은 초기 압력을 유지하다가 원자로가 정지되면서 일차계통 저압신호에 의한 급속감압운전이 실패하여 압력은 서서히 감소하며, 증기발생기로의 급수는 중단되었지만 일차측의 냉각재 고갈로 이차측으로의 열전달이 감소하여 이차측 냉각수는 고갈되지 않지만 사고 완화에는 도움을 주지 못한다. 도 9(SG pressures for Case LOS-1 (Pa) )과 도 10(SG water masses for Case LOS-1 (kg) )은 이차계통의 압력거동과 냉각수 질량을 보여준다.
도 11(Corium masses in loops and calandria for Case LOS-1 (kg) )은 각 폐회로의 수평연료관에서 칼란드리아로 재배치된 연료물질의 양을 보여준다. Loop 1과 2에서 모두 약 6,340초에 노심이 붕괴되어 칼란드리아 바닥으로 연료물질이 재배치되고 칼란드리아가 파손되는 약 92,000초에는 다시 원자로격실 바닥으로 재배치된다. 도 12(Water masses in calandria and reactor vault for Case LOS-1 (kg))는 칼란드리아의 감속재와 원자로격실의 차폐냉각수 질량을 각각 보여준다. 감속재는 1시간 지나서부터 누설을 모의하였고, 원자로격실의 차폐냉각수는 감속재 고갈 이후 가열되기 시작하여 16,000초 부근부터 증발하며, 결국은 칼란드리아 바닥이 노출되면서 약 92,000초에 칼란드리아가 파손되고 동시에 차폐냉각수 질량도 용융물과의 반응으로 급감한다.
원자로건물 압력변화는 도 13(Boiler room pressure for Case LOS-1 (Pa))에 표시되어 있다. 초기의 압력 상승은 1시간 지나면서 수평 연료관 파단으로 인한 질량 전달 때문이며, 약 92,000초와 320,000초에서의 첨두압력은 칼란드리아 파손과 원자로격실의 바닥 콘크리트 관통으로 인해 연료물질이 냉각수와 반응하면서 생긴 증기 때문이다. 이 사고에서는 지역공기냉각기가 가동하므로 원자로건물 손상은 일어나지 않는다.
도 14(Noble gas release fraction into environment for Case LOS-1)와 도 15(CsI/CsOH release fraction into environment for Case LOS-1)는 불활성기체와 CsI 및 CsOH의 원자로건물 외부 방출율을 나타낸다. 원자로건물이 건전하지만 설계 누설율을 고려하여 방출 면적을 반영하였으므로 불활성기체는 약 0.82%, CsI와 CsOH는 초기량의 약 0.005%가 방출됨을 보여주고 있다. 도 16(Hydrogen mass generated from calandria and MCCI for Case LOS-1 (kg))은 칼란드리아 내부 및 노심용융물-콘크리트 반응(MCCI,Molten Core Concrete Interaction)에서 생성되는 수소 생성량으로 Loop 1과 2에서 각각 약 46 kg이 생성되어 칼란드리아 내부에서 약 92 kg이 생성되며, 원자로격실로 재배치된 노심용융물과 바닥 콘크리트와의 반응에 의해 약 2940 kg의 한 수소가 생성된다. 원자로격실 바닥이 관통된 이후 더 이상의 수소는 생성되지 않는다. 도 17(Total mass of hydrogen removed by PARs for Case LOS-1 (kg))은 피동수소 재결합기(PAR,Passive Autocatalytic Recombiner)에 의해 제거되는 수소량을, 도 18(Hydrogen and oxygen mole fractions in boiler room for Case LOS-1)은 원자로건물 보일러실의 수소 농도를 보여준다. 초기에는 노심에서 생성되는 양을, 후반에는 MCCI로부터 생성되는 양을 최대 180 kg까지 제거하지만, 180,000초 지나서는 원자로건물에서의 산소 고갈로 더 이상 수소는 제거되지 않는다. PAR(Passive Autocatalytic Recombiner)가 작동하는 사고초기에는 수소 농도가 4%를 넘지 않지만 산소가 고갈되면서 최대 33%까지 증가한다.
민감도 사고경위를 설명하면 다음과 같다. 벨로우즈 파단, 증기발생기 급속 감압, 비상노심주입, 지역공기냉각기, 살수, 종단차폐 냉각계통, 그리고 증기발생기 보조급수 등 각 계통의 기능이 일부 유지되는 경우에 대하여 분석을 수행한 민감도 계산결과는 다음과 같이 요약할 수 있다. 표 1은 종단차폐 냉각계통 실패 시나리오별(LOS-1, LOS-1B, LOS-2, LOS-2B, LOS-2C, LOS-2D) 주요 사고 진행 요약을 나타낸 것이다.(계산시간: 500,000초)
압력관 파손 연료물질 재배치
(Loop 1/2)		 감속재
고갈		 원자로건물
파손		 칼란드리아
파손		 원자로격실 바닥 파손
LOS-1 5,460 5,532
/5,534		 7,107 No Fail 92,088 321,879
LOS-1B 5,452 5,527
/5,532		 7,119 No Fail 92,124 322,539
LOS-2 6,007 6,089 7,606 46,462 93,174 325,220
LOS-2B 6,064 6,155 7,658 48,934 92,709 324,136
LOS-2C 6,007 6,089 7,606 36,836 92,980 325,199
LOS-2D 13,685 13,765
/13,956		 20,873 65,459 116,522 361,538
- LOS-1B: 앞서 언급한 기본 사고경위(LOS-1)와 유사하나 증기발생기 급속냉각이 가용한 사고이다. 그러나 보조급수와 비상노심주입이 가용하지 않아 증기발생기 급속 냉각의 효과는 나타나지 않는다. 사고 진행은 LOS-1과 거의 유사하며, 지역공기냉각기의 가동으로 원자로건물은 건전성을 유지한다.
- LOS-2: LOS-1과 유사하나 지역공기냉각기가 실패한 사고이다. 사고 진행은 LOS-1과 거의 유사하며, 지역공기냉각기 실패로 원자로건물은 약 12.9시간에 파손된다. 원자로건물이 빨리 손상되는 이유는 감속재 고갈시점이 빠르며(약 7,600초), 이로 인해 원자로격실의 차폐냉각수가 가열되어 16,000초 지나서부터 증발하기 때문이다.
- LOS-2B: LOS-2와 유사하나 증기발생기 보조급수가 가용한 경우이다. 보조급수가 가용하여 증기발생기 수위는 유지되지만 PHTS(Primary Heat Transport System) 냉각재가 4,000초 지나 고갈되면서 이차측으로의 열전달이 급격히 줄어 사고진행은 LOS-2와 유사하다. 지역공기냉각기 실패로 원자로건물은 약 13.6시간에 파손된다.
- LOS-2C: LOS-2와 동일한 사고경위로 다만 원자로건물 파손 압력만 426 kPa(a)에서 358 kPa(a)로 바꾸어 약 12.9시간에 손상되던 원자로건물이 약 10.2시간에 손상된다.
- LOS-2D: LOS-2와 유사하나 고압 및 중압 ECC(Emergency Core Cooling)가 가용한 사고로, 고압은 약 3,610초에서 3,813초까지, 중압은 3,813초에서 약 7,037초까지 가동한다. ECC 주입으로 사고진행이 늦어지지만 재순환모드인 저압주입이 실패하여 결국은 노심손상으로 진행된다. LOS-2에 비해 감속재 고갈은 약 3.7시간, 칼란드리아 손상은 약 6.5시간, 그리고 원자로격실바닥 관통 시간은 약 10시간 늦어진다.
본 발명의 일실시예에 따른 종단차폐 냉각계통 실패사고(LOS)는 종단차폐 냉각계통의 실패로 원자로격실과 종단 차폐체의 냉각 기능이 상실되지만 운전원이 사고를 인지하지 못하여 원자로 정지에 실패하고 저수위에 의한 원자로 setback이 모두 실패하는 사고이다. 이 사고는 1단계 PSA에서 발생 빈도가 가장 높은 PDSET #49 사고를 기본으로 도출되었다. 그러나 이러한 사고에 대한 열수력 해석 자료가 없어 기존 PSA 결과로부터 사고시작 후 1시간이 경과하면 종단차폐체에서 연료채널이 손상되는 것으로 가정하여, 냉각재와 감속재 방출을 모의하였다.
1시간 후의 급격한 사고진행으로 감속재는 약 2시간 지나 고갈되고, 지역공기냉각기가 가용한 경우 원자로건물은 건전하지만, 그렇지 않은 경우 원자로건물은 약 10시간에서 18시간 사이에 파손된다. 증기발생기 급속냉각운전은 사고 진행에 영향을 거의 주지 않으며, 고압 및 중압 ECC(Emergency Core Cooling System)가 가용한 경우에는 시고진행이 4시간에서 10시간 정도 늦어진다. 이 기본 사고에서는 보조급수도 사고를 완화시키지 못하며않으며, 이는 사고 초기부터 두 개의 폐회로 모두 손상되어 이차 측으로의 열전달이 미미하기 때문이다.
원자로건물이 건전한 경우 외부로 누출되는 불활성기체와 CsI 및 CsOH는 0.8%와 0.005% 정도로 미미하지만 원자로건물이 손상되는 경우는 불활성기체는 거의 대부분이, CsI 및 CsOH는 초기량의 최대 1.5% 정도 방출된다. 원자로건물의 수소농도는 PAR(Passive Autocatalytic Recombiner)가 작동하는 사고초기에는 수소 농도가 4%를 넘지 않지만 산소가 고갈되면서 MCCI(Molten Core Concrete Interaction)로부터 발생되는 후반기 수소 생성으로 최대 33%까지 증가한다. 그러나 원자로건물 내부에서의 수소 폭발은 산소고갈로 발생되지 않을 것으로 판단된다.
본 발명은 상술한 내용에서 본 발명의 실시예 및 첨부된 도면에 의해 한정되는 것은 아니며, 본 발명의 기술적 사상을 벗어나지 않는 범위 내에서 여러 가지 치환, 변형 및 변경이 가능함은 통상의 기술자에게 명백할 것이다.
110 : 안전계통 설정부
120 : 파단신호 확인부
130 : 급속 감압운전 확인부
140 : 칼란드리아 파손신호 생성부
150 : 제어부

Claims (7)

  1. 종단차폐 냉각사고의 중대사고 영향 평가방법에 있어서,
    a) 상기 종단차폐 냉각사고 시 안전계통 초기 조건을 설정하는 단계;
    b) 원자로 냉각재 계통의 일차측 압력의 초기값을 제1 일정시간 동안 유지하다가 압력 감소신호가 발생시 수평 연료관 파단신호를 생성하는 파단신호 확인단계;
    c) 상기 원자로 냉각재 계통의 이차계통 압력이 초기 압력을 유지하다가 원자로가 정지되면서 일차계통 저압신호에 의한 압력이 감소시 급속 감압운전 실패신호를 생성하는 급속 감압운전 확인단계; 및
    d) 상기 급속 감압운전 실패신호에 따라 제2 일정시간 이후 원자로격실의 차폐냉각수 증발로 인한 칼란드리아 파손신호를 생성하는 단계;를 포함하는 종단차폐 냉각사고의 중대사고 영향 평가방법.
  2. 제1항에 있어서,
    상기 제 a) 단계에서, 안전계통 초기 조건은 사고 시작 후, 제1 일정시간 동안은 100% 전출력으로 운전되며, 증기 발생기에는 급수가 공급되고 감속재 냉각계통도 가용하고, 종단차폐 냉각계통만 실패한 것으로 하고, 상기 제1 일정시간 이후, 종단 차폐체의 일부 연료관이 손상되고 이로 인해 냉각재와 감속재가 칼란드리아와 원자로 건물로 각각 누출되는 것으로 설정하는 종단차폐 냉각사고의 중대사고 영향 평가방법.
  3. 제1항에 있어서,
    상기 제 a) 단계의 상기 안전계통 초기 조건에서 안전계통 중, 증기발생기 급속냉각이 가용한 상태인 경우, 상기 d) 단계 이후로 원자로 건물의 건전성을 유지하는 종단차폐 냉각사고의 중대사고 영향 평가방법.
  4. 제1항에 있어서,
    상기 제 a) 단계의 상기 안전계통 초기 조건에서 안전계통 중, 지역공기냉각기가 실패한 경우, 상기 d) 단계 이후로 감속재 고갈시점이 단축되어 원자로 격실의 차폐냉각수가 가열 및 증발로 원자로건물이 파손되는 단계;를 포함하는 종단차폐 냉각사고의 중대사고 영향 평가방법.
  5. 제1항에 있어서,
    상기 제 a) 단계의 상기 안전계통 초기 조건에서 안전계통 중, 증기발생기 보조급수가 가용한 경우, 상기 d) 단계 이후로 증기발생기 수위는 유지되나 PHTS 냉각재가 고갈되면서 이차측으로의 열전달이 급격히 줄어들면서 지역공기냉각기 실패로 인한 원자로건물이 파손되는 단계;를 포함하는 종단차폐 냉각사고의 중대사고 영향 평가방법.
  6. 제1항에 있어서,
    상기 제 a) 단계의 상기 안전계통 초기 조건에서 안전계통 중, 고압 및 중압 ECC(Emergency Core Cooling)가 가용한 경우, 상기 제 b) 단계에서 ECC 주입으로 사고진행이 지연되나 재순환모드인 저압주입이 실패하여 노심손상으로 진행되는 단계;를 포함하는 종단차폐 냉각사고의 중대사고 영향 평가방법.
  7. 제1항에 있어서,
    상기 제 a) 단계에서, 상기 안전계통 초기 조건 중, 증기 발생기에는 급수가 공급되고 감속재 냉각계통도 가용되는 경우 또는 지역공기냉각기의 가동되는 경우, 원자로 건물 파손이 방지되는 종단차폐 냉각사고의 중대사고 영향 평가방법.
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