OPR1000 중대사고시 원자로냉각재계통 감압전략의 MELCOR 분석과 효율적인 안전주입을 위한 노심출구온도 활용 MELCOR analysis of RCS depressurization strategy and application of core exit temperature for effective safety injection under severe accident of OPR1000원문보기
일본 후쿠시마 원자력발전소의 중대사고 발생으로 중대사고 예방을 위한 방법론 개발 등 관련된 많은 연구들이 수행되고 있다. 특히, 사고관리의 관점에서 실용적인 중대사고 완화전략의 평가, 개발, 향상에 대한 연구는 필수적이라 할 수 있다. 중대사고가 발생하면, 운전원이 사고완화를 위해 조치할 시간이 부족하기 때문에 사고에 대한 즉각적인 대응이 필요하고, 이와 관련된 내용들이 중대사고관리지침서에 명시되어 있다. 그 중에서, 발전소의 상태를 파악할 수...
일본 후쿠시마 원자력발전소의 중대사고 발생으로 중대사고 예방을 위한 방법론 개발 등 관련된 많은 연구들이 수행되고 있다. 특히, 사고관리의 관점에서 실용적인 중대사고 완화전략의 평가, 개발, 향상에 대한 연구는 필수적이라 할 수 있다. 중대사고가 발생하면, 운전원이 사고완화를 위해 조치할 시간이 부족하기 때문에 사고에 대한 즉각적인 대응이 필요하고, 이와 관련된 내용들이 중대사고관리지침서에 명시되어 있다. 그 중에서, 발전소의 상태를 파악할 수 있고 완화전략에 도움이 되는 미리 계산된 그래프와 공식들의 활용은 쉽고 용이 하여야 한다는 특징이 있다. 따라서 본 연구에서는 중대사고관리지침서의 원자로냉각재계통 감압전략을 평가하고, 노심출구온도를 활용하여 효율적인 안전주입전략을 위한 유량을 계산하는 것이 목적이다.
원자로냉각재계통 감압전략 평가를 위하여 대상발전소는 OPR1000으로 선정하였으며, 사고시나리오로 중대사고 발생가능성이 높은 안전주입이 없는 소형/중형/대형냉각재 상실사고와, 전원상실사고, 완전급수상실사고를 선정하였다. 먼저 이 사고들의 진행과정을 중대사고 해석코드인 MELCOR1.8.6을 이용하여 전산해석 하였다. 특히 소형냉각재상실사고, 전원상실사고, 완전급수상실사고는 고압사고로, 사고 진행 중 압력이 높게 평가되었고, 따라서 이 사고들에 대하여 냉각재계통 감압전략을 도입하여 전산해석을 다시 수행하였다. 냉각재계통 감압전략으로 원자로용기 파단시간이 지연되었으며, 원자로용기 파단시 냉각재 계통의 압력이 2.86 MPa 보다 낮아 감압전략의 목표압력을 만족하였다. 따라서 원자로 냉각재계통 감압전략의 수행으로 용융물의 고압분출로 인한 격납건물직접 가열을 예방할 수 있을 것으로 예상된다. 또한 효율적인 안전주입을 위하여 단순유량모델을 제안하였다. 이 모델은 노심의 상태를 확인할 수 있는 변수인 노심출구온도를 활용하고, 원자로용기 파단시점까지 발생하는 산화열이 특정 노심출구온도 구간에서 모두 발생한다고 가정하였기 때문에 보수적이다. 단순유량모델을 이용하여 안전주입을 위한 유량을 계산을 하기 위하여, 노심출구온도증가율, 총 발생가능한 산화에너지 등MELCOR의 계산결과를 활용하였다. 계산된 유량을 노심출구온도와 함께 도식하여 노심냉각지도를 작성하였고, 이 노심냉각지도는 운전원에서 직관적 정보를 제공하여 효율적인 사고관리에 도움을 줄 수 있을 것으로 기대된다.
일본 후쿠시마 원자력발전소의 중대사고 발생으로 중대사고 예방을 위한 방법론 개발 등 관련된 많은 연구들이 수행되고 있다. 특히, 사고관리의 관점에서 실용적인 중대사고 완화전략의 평가, 개발, 향상에 대한 연구는 필수적이라 할 수 있다. 중대사고가 발생하면, 운전원이 사고완화를 위해 조치할 시간이 부족하기 때문에 사고에 대한 즉각적인 대응이 필요하고, 이와 관련된 내용들이 중대사고관리지침서에 명시되어 있다. 그 중에서, 발전소의 상태를 파악할 수 있고 완화전략에 도움이 되는 미리 계산된 그래프와 공식들의 활용은 쉽고 용이 하여야 한다는 특징이 있다. 따라서 본 연구에서는 중대사고관리지침서의 원자로냉각재계통 감압전략을 평가하고, 노심출구온도를 활용하여 효율적인 안전주입전략을 위한 유량을 계산하는 것이 목적이다.
원자로냉각재계통 감압전략 평가를 위하여 대상발전소는 OPR1000으로 선정하였으며, 사고시나리오로 중대사고 발생가능성이 높은 안전주입이 없는 소형/중형/대형냉각재 상실사고와, 전원상실사고, 완전급수상실사고를 선정하였다. 먼저 이 사고들의 진행과정을 중대사고 해석코드인 MELCOR1.8.6을 이용하여 전산해석 하였다. 특히 소형냉각재상실사고, 전원상실사고, 완전급수상실사고는 고압사고로, 사고 진행 중 압력이 높게 평가되었고, 따라서 이 사고들에 대하여 냉각재계통 감압전략을 도입하여 전산해석을 다시 수행하였다. 냉각재계통 감압전략으로 원자로용기 파단시간이 지연되었으며, 원자로용기 파단시 냉각재 계통의 압력이 2.86 MPa 보다 낮아 감압전략의 목표압력을 만족하였다. 따라서 원자로 냉각재계통 감압전략의 수행으로 용융물의 고압분출로 인한 격납건물직접 가열을 예방할 수 있을 것으로 예상된다. 또한 효율적인 안전주입을 위하여 단순유량모델을 제안하였다. 이 모델은 노심의 상태를 확인할 수 있는 변수인 노심출구온도를 활용하고, 원자로용기 파단시점까지 발생하는 산화열이 특정 노심출구온도 구간에서 모두 발생한다고 가정하였기 때문에 보수적이다. 단순유량모델을 이용하여 안전주입을 위한 유량을 계산을 하기 위하여, 노심출구온도증가율, 총 발생가능한 산화에너지 등MELCOR의 계산결과를 활용하였다. 계산된 유량을 노심출구온도와 함께 도식하여 노심냉각지도를 작성하였고, 이 노심냉각지도는 운전원에서 직관적 정보를 제공하여 효율적인 사고관리에 도움을 줄 수 있을 것으로 기대된다.
Severe accident of the Fukushima Daiichi nuclear power plant has promoted relevant researches such as methodology development for severe accident prevention. Especially, it is essential for development,improvement and evaluation of practical accident mitigation strategies in terms of accident manage...
Severe accident of the Fukushima Daiichi nuclear power plant has promoted relevant researches such as methodology development for severe accident prevention. Especially, it is essential for development,improvement and evaluation of practical accident mitigation strategies in terms of accident management. The time for operator’s action is limited under severe accident. Immediate actions are needed for accident mitigation. Therefore, the related information are established in the Severe Accident Management Guidance (SAMG). Among these, pre-calculated graphs and formulas for understanding of plant status are essential for ease of application. There are two objectives in this study. The first objective of this study is to evaluate the effectiveness of Reactor Coolant System (RCS) depressurization strategy of SAMG. And second objective is to figure out the required flow rate utilizing Core Exit Temperature (CET) for efficient safety injection strategy under severe accident.
In order to achieve objectives of this study, accident analysis were performed for the SB/MB/LBLOCA without safety injection, SBO and TLOFW scenarios of OPR1000 using severe accident code MELCOR1.8.6. And assessment of Reactor Coolant System (RCS) depressurization strategy of SAMG was simulated for SBLOCA, SBO and TLOFW scenarios. The RCS depressurization strategy leads to significant delay of the Reactor Pressure Vessel failure (RPV). And RCS pressure at RPV failure was lower than the SAMG target pressure of2.86 MPa. Thus high pressure melt ejection and direct containment heating is expected to avoided effectively.
In addition, the coolability map using simple flow injection model was suggested for calculation of necessary injection coolant for removal of core heat using CET which is a significant role in the simple model and the map. And the simple model is conservative because of assumption that entire oxidation heat is generated in the range from start point oxidation to detectable range. In order for utilization of the simple model, some variables were introduced from MELCOR calculation results such as increasing rate of CET, total oxidation energy, and so on. It is considered that the map for safety injection is decisive and intuitive information to operators for more effective accident management.
Severe accident of the Fukushima Daiichi nuclear power plant has promoted relevant researches such as methodology development for severe accident prevention. Especially, it is essential for development,improvement and evaluation of practical accident mitigation strategies in terms of accident management. The time for operator’s action is limited under severe accident. Immediate actions are needed for accident mitigation. Therefore, the related information are established in the Severe Accident Management Guidance (SAMG). Among these, pre-calculated graphs and formulas for understanding of plant status are essential for ease of application. There are two objectives in this study. The first objective of this study is to evaluate the effectiveness of Reactor Coolant System (RCS) depressurization strategy of SAMG. And second objective is to figure out the required flow rate utilizing Core Exit Temperature (CET) for efficient safety injection strategy under severe accident.
In order to achieve objectives of this study, accident analysis were performed for the SB/MB/LBLOCA without safety injection, SBO and TLOFW scenarios of OPR1000 using severe accident code MELCOR1.8.6. And assessment of Reactor Coolant System (RCS) depressurization strategy of SAMG was simulated for SBLOCA, SBO and TLOFW scenarios. The RCS depressurization strategy leads to significant delay of the Reactor Pressure Vessel failure (RPV). And RCS pressure at RPV failure was lower than the SAMG target pressure of2.86 MPa. Thus high pressure melt ejection and direct containment heating is expected to avoided effectively.
In addition, the coolability map using simple flow injection model was suggested for calculation of necessary injection coolant for removal of core heat using CET which is a significant role in the simple model and the map. And the simple model is conservative because of assumption that entire oxidation heat is generated in the range from start point oxidation to detectable range. In order for utilization of the simple model, some variables were introduced from MELCOR calculation results such as increasing rate of CET, total oxidation energy, and so on. It is considered that the map for safety injection is decisive and intuitive information to operators for more effective accident management.
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