$\require{mediawiki-texvc}$

연합인증

연합인증 가입 기관의 연구자들은 소속기관의 인증정보(ID와 암호)를 이용해 다른 대학, 연구기관, 서비스 공급자의 다양한 온라인 자원과 연구 데이터를 이용할 수 있습니다.

이는 여행자가 자국에서 발행 받은 여권으로 세계 각국을 자유롭게 여행할 수 있는 것과 같습니다.

연합인증으로 이용이 가능한 서비스는 NTIS, DataON, Edison, Kafe, Webinar 등이 있습니다.

한번의 인증절차만으로 연합인증 가입 서비스에 추가 로그인 없이 이용이 가능합니다.

다만, 연합인증을 위해서는 최초 1회만 인증 절차가 필요합니다. (회원이 아닐 경우 회원 가입이 필요합니다.)

연합인증 절차는 다음과 같습니다.

최초이용시에는
ScienceON에 로그인 → 연합인증 서비스 접속 → 로그인 (본인 확인 또는 회원가입) → 서비스 이용

그 이후에는
ScienceON 로그인 → 연합인증 서비스 접속 → 서비스 이용

연합인증을 활용하시면 KISTI가 제공하는 다양한 서비스를 편리하게 이용하실 수 있습니다.

원자력발전소의 냉각재상실사고 특성DB를 활용한 중대사고 관리체계연구
A Study on Severe Accident Management Scheme using LOCA Sequence Database System 원문보기

한국안전학회지 = Journal of the Korean Society of Safety, v.29 no.6, 2014년, pp.172 - 178  

최영 (한국원자력연구원 원자력융합기술개발부) ,  박종호 (충남대학교 기계공학과)

Abstract ▼ AI-Helper 아이콘AI-Helper

In terms of an accident management, the cases causing severe core damage need to be analyzed and arranged systematically for an easy access to the results since the Three Mile Island (TMI) accident. The objectives of this paper are to explain how to identify the plant response and cope with its vuln...

주제어

#nuclear power plant   #safety   #management   #system design  

AI 본문요약
AI-Helper 아이콘 AI-Helper

* AI 자동 식별 결과로 적합하지 않은 문장이 있을 수 있으니, 이용에 유의하시기 바랍니다.

문제 정의

  • 본 논문은 국내 표준원전의 냉각재 상실사고 분석결과 및 사고특성DB를 활용한 사고관리 진행과정을 보여준다. 다양한 사고조건(파단부위 및 크기) 및 안전변수는 사고 진행에 상당한 영향을 미치는 것을 보여 주었다.
  • 본 논문의 목적은 원전의 냉각재상실사고를 분석하여 도출한 사고특성결과를 정량화하여 중대사고 DB관리시스템(Severe Accident Risk Database management system, SARD)3)을 위한 사고특성DB를 구축하며 PSA 결과와 중대사고 시나리오 사고특성DB를 통해 원전의 취약성을 식별하여 적절하게 중대사고 대응방안을 제공하는 것이다. DB관리시스템의 주요 기능은 사용자가 사고관련 정보를 입력하면 중대사고 시나리오를 진단하고, 데이터베이스에 저장된 중대사고 사고특성DB를 그래픽으로 제공한다.

가설 설정

  • 소형냉각재상실사고(SLOCA)는 원자로 냉각재계통(RCS)의 압력경계에 소형의 파단이 발생된 사고로서 사고초기에 안전주입탱크(SIT)의 냉각수가 주입되지만 고압 및 고압안전주입이 안되어 냉각수가 주입되지 못하는 경우이다. 본 해석에서는 2 인치의 파단사고가 저온관(Cold Leg)에서 발생하여 냉각재가 격납건물로 방출되며, 안전주입탱크를 제외한 모든 안전계통은 그 기능을 수행하지 못하는 것으로 가정하였다. 사고가 발생하면 냉각수가 방출되어 RCS의 압력은 낮아지고 격납건물의 압력과 온도는 상승하게 되어 원자로 정지 신호가 발생한다.
  • 중형냉각재상실사고(MLOCA)는 원자로 1차 계통(RCS)의 압력경계에서 4 - 6 인치 사이의 파단이 발생된 사고로서 운전원의 조치가 없는 경우에도 1차 계통의 압력강하에 의해 안전주입탱크(SIT)의 냉각수가 주입되지만 저압안전주입(LPSI)이 이루어지지 못하거나 재순환의 실패로 중대사고로 진행되는 경우이다. 본 해석에서는 6 인치의 파단사고가 저온관(Cold Leg)에서 발생하여 냉각재가 격납건물로 방출되며, SIT와 LPSI를 제외한 모든 안전계통들은 그 기능을 수행하지 못하는 것으로 가정하였다, 사고가 발생하면 냉각수가 방출되어 RCS의 압력은 낮아지고 격납건물의 압력과 온도는 상승하게 되어 원자로 정지신호를 발생시킨다. 소형냉각재상실사고(SLOCA)는 원자로 냉각재계통(RCS)의 압력경계에 소형의 파단이 발생된 사고로서 사고초기에 안전주입탱크(SIT)의 냉각수가 주입되지만 고압 및 고압안전주입이 안되어 냉각수가 주입되지 못하는 경우이다.
본문요약 정보가 도움이 되었나요?

질의응답

핵심어 질문 논문에서 추출한 답변
원전의 설계상 특징은? 원자력 발전소(원전)는 비상사고가 발생하여도 사고를 예방할 수 있도록 다중․심층방어개념으로 설계가 되어있다. 그러나 발생확률이 비록 아주 낮을 지라도 냉각재상실사고(LOCA)에 따른 비상노심냉각계통(ECCS)의 고장과 감압계통(Depressurization system) 고장이 동시에 발생할 수 수 있다.
중형냉각재상실사고란? 중형냉각재상실사고(MLOCA)는 원자로 1차 계통(RCS)의 압력경계에서 4 - 6 인치 사이의 파단이 발생된 사고로서 운전원의 조치가 없는 경우에도 1차 계통의 압력강하에 의해 안전주입탱크(SIT)의 냉각수가 주입되지만 저압안전주입(LPSI)이 이루어지지 못하거나 재순환의 실패로 중대사고로 진행되는 경우이다. 본 해석에서는 6 인치의 파단사고가 저온관(Cold Leg)에서 발생하여 냉각재가 격납건물로 방출되며, SIT와 LPSI를 제외한 모든 안전계통들은 그 기능을 수행하지 못하는 것으로 가정하였다, 사고가 발생하면 냉각수가 방출되어 RCS의 압력은 낮아지고 격납건물의 압력과 온도는 상승하게 되어 원자로 정지신호를 발생시킨다.
중대사고 사고특성DB자료를 위한 첫 단계에서 먼저 고려해야할 사항은? 중대사고 사고특성DB자료를 생산하기 위한 첫 단계는 분석하고자 하는 대상 발전소를 선정하는 일이다. 이때 우선 고려해야 할 사항은 대상 발전소에 대한 확률론적 안전성 평가(PSA)의 수행여부이다. 이는 제2장에서 기술된 바와 같이 개발하고자 하는 중대사고 해석 DB의 시나리오 선정방법에서 PSA 분석결과를 이용하기 때문인데, 대상발전소에 대한 PSA가 수행된 경우는 그 결과를 활용하는 것이 바람직하며 그렇지 않는 경우에는 PSA 방법론에 의하여 주요 중대사고 시나리오를 체계적으로 개발할 필요가 있다.
질의응답 정보가 도움이 되었나요?

참고문헌 (8)

  1. USNRC, "Severe Accident Risks: An Assessment for Five US. Nuclear Power Plants", NUREG-1150, 1989. 

  2. KOREA HYDRO & NUCLEAR POWER CO., LTD, "Probabilistic Safety Assessment for Hanul Units 3&4 [Level 1 PSA for External Events : Main Report]", 2004. 

  3. K. I. Ahn and D. H. Kim, "Development of the Severe Accident Risk Information Database Management System, SARD", Korea Atomic Energy Research Institute, Vol. 35, pp. KAERI/TR-2378/2003, 2003. 

  4. J. C. Lee and N. J. Mc Cormick, "Risk and Safety Analysis of Nuclear Systems", Wiley, 2011. 

  5. KOREA HYDRO & NUCLEAR POWER CO., LTD, "Final Safety Analysis Report for Hanul Units 3&4", 2004. 

  6. MAAP4: Modular Accident Analysis Program for LWR Plants, Code Manual Vols.1-4, Fauske & Associates, Inc., Burr Ridge, IL, Palo Alto, CA, USA, 1994. 

  7. KEPRI, "Preliminary Study for Development of Accident Management Plans in Nuclear Power Plants", TR.96NJ11. 97.77, 1997. 

  8. K. R. Kim, "Development of a Severe Accident Training Simulator: SATS," 2002 ANS Annual Meeting, Hollywood, 2002. 

저자의 다른 논문 :

관련 콘텐츠

오픈액세스(OA) 유형

BRONZE

출판사/학술단체 등이 한시적으로 특별한 프로모션 또는 일정기간 경과 후 접근을 허용하여, 출판사/학술단체 등의 사이트에서 이용 가능한 논문

저작권 관리 안내
섹션별 컨텐츠 바로가기

AI-Helper ※ AI-Helper는 오픈소스 모델을 사용합니다.

AI-Helper 아이콘
AI-Helper
안녕하세요, AI-Helper입니다. 좌측 "선택된 텍스트"에서 텍스트를 선택하여 요약, 번역, 용어설명을 실행하세요.
※ AI-Helper는 부적절한 답변을 할 수 있습니다.

선택된 텍스트

맨위로