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국내 원자력발전소의 주제어실 화재 피난 리스크 평가를 위한 화재 시뮬레이션
Fire Simulations for the Abandonment Risk Assessment of Main Control Room Fire in Domestic Nuclear Power Plant 원문보기

한국안전학회지 = Journal of the Korean Society of Safety, v.29 no.4, 2014년, pp.199 - 207  

강대일 (한국원자력연구원 종합안전평가부) ,  김길유 (한국원자력연구원 종합안전평가부) ,  장승철 (한국원자력연구원 종합안전평가부) ,  유성연 (충남대학교)

Abstract AI-Helper 아이콘AI-Helper

In this paper, to systematically assess the abandonment risk of main control room (MCR) fire, fire simulations with Fire Dynamics Simulator were performed and abandonment probabilities were estimated for the MCR bench-board fire of domestic reference nuclear power plant. The fire simulation scenario...

주제어

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문제 정의

  • 본 논문에서는 주제어실 화재 피난 리스크를 체계적으로 평가할 목적으로, FDS를 이용하여 국내 참조원전의 주제어실 벤치보드 화재 모델링을 수행하고 피난확률을 평가하였다. FDS를 이용하여 화재 시뮬레이션은 주제어실 벤치보드의 비전파 화재와 전파 화재를 고려하였고, HVAC의 운전 여부도 고려하였다.
  • 본 연구에서는 위에서 언급한 기존 연구 제한사항을 개선하며, 주제어실 화재 피난 리스크를 체계적으로 평가할 목적으로, FDS를 이용하여 국내 참조원전의 주제어실 벤치보드 화재 모델링을 수행하고 피난확률을 평가하였다.
  • 본 연구에서는 주제어실 벤치보드 화재로 인한 운전원 피난 리스크를 평가하기 위해, FDS를 이용해 화재 시뮬레이션을 수행하였다. FDS는 version 5.
  • 에서는 주제어실 화재 피난 리스크 평가시 전파 화재 또는 비전파 화재 한가지만을 고려하였다. 본 연구에서는 화재전파 여부에 따른 화재시나리오를 파악하기 위해, Francisco Joglar 등12)와 NUREG/ CR-68505)의 연구를 토대로, 주제어실 화재 리스크 평가 논리를 Fig. 1처럼 제안하였다. Fig.

가설 설정

  • 서로 대칭인 각 패널에서의 발화에 대한 화재 모델링 결과는 동일하다.
  • 화재 발생 15분에 주제어실의 한 문은 소방대에 의해 열린다.
  • 화재 성장율은 연소시간 제곱에 비례한다. 열방출율이 최고치에 도달하는 시간은 12분이고, 최고치 지속시간은 8분이며 감소시간은 19분이다.
  • 화재 피난 리스크 평가에 기여하는 화재 시나리오는 전파화재 뿐이다.
  • 본 연구에서 운전원의 위치는 Fig. 2에서 첫 번째 운전원 콘솔(operator console)과 발전부장 책상(shift supervisor desk) 사이에 있다고 가정하였다. 운전원의 위치에 따라 화재 모델링 분석 결과가 달라질 수 있다.
  • 또 화재 발생위치에 따라 HVAC 이용가능 화재와 HVAC 이용불능 화재로 구분할 수 있다. 본 연구에서는 기본적으로 HVAC 이용가능 경우에는 발화지점이 PM06 패널과 PM03 패널, HVAC이 이용불가능 경우에는 발화지점이 PM02 패널이라고 가정하였다. 벤치보드 피난확률을 정확히 계산하려면 모든 패널에서의 화재 발생을 각각 고려해 화재 모델링을 수행해야 한다.
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질의응답

핵심어 질문 논문에서 추출한 답변
원자력발전소가 안전성을 확보하기 위해 가지고 있는 개념은? 원자력발전소(이하 원전)는 안전성을 확보하기 위한 수단으로 다중성(redundancy)과 다양성(diversity)의 설계 개념을 가지고 있다1) . 다중성 설계란 단일 기기의 고장에 대비해 동일 기능을 하는 기기들을 2대 이상 배치하는 것을 말한다.
다중성 설계란? 원자력발전소(이하 원전)는 안전성을 확보하기 위한 수단으로 다중성(redundancy)과 다양성(diversity)의 설계 개념을 가지고 있다1) . 다중성 설계란 단일 기기의 고장에 대비해 동일 기능을 하는 기기들을 2대 이상 배치하는 것을 말한다. 다양성 설계는 기기들의 형태를 서로 다르게 하는 것이다.
원전의 주제어실에서 화재는 어떤 문제를 발생시키는가? 원전의 주제어실(main control room)은 원전의 정상운전과 비상운전시 운전원이 상주하며 원전을 운전해야 하기에, 발전소의 운전과 안전에 필요한 모든 계통들의 제어/계측과 관련된 기기들이 주제어실 벤치보드(bench-board)와 전기 캐비닛에 배치되어 있다. 따라서 주제어실내에서 화재는 원전의 안전성을 확보하기 위한 다중성과 다양성의 설계 개념을 무력화시켜 원전의 안전에 커다란 위협요인이 될 수 있다. 주제어실 화재 발생 등으로 인해, 운전원이 주제어실에 거주하지 못하거나 원전을 안전정지 못하면 운전원은 주제어실 피난을 대비해 설계된 원격정지 제어반(remote shutdown pannel: RSP)에서 원전을 안전정지 시킨다.
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참고문헌 (21)

  1. H. J. Kim, "Nuclear Safety and Regulation", Hans House, Korea, 2012. 

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  5. B. Najafi, S. P. Nowlen, F. Joglar, D. Funk, R. C. Anoba, M. Kazarians, F. Wyant, A. Kolaczkowski, G. Hannaman and J. Forester, "Fire PRA Methodology for Nuclear Power Facilities", NUREG/CR-6850, USNRC, 2005. 

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  10. S. Zhong, "Abandonment Times Evaluation of Main Control Room at Daya Bay Nuclear Plant", 11th International Probabilistic Safety Assessment and Management Conference & the Annual European Safety and Reliability Conference, Finland, 2012. 

  11. D. Stroup et al., "Nuclear Power Plant Fire Modeling Application Guide(NPP FIRE MAG)", NUREG-1934, USNRC, 2012. 

  12. J. Francisco and R. Guy, "Modeling Main Control Room Fire", PSA 2013 Topical Meeting, USA, 2013. 

  13. W. Jones, R. Peacock, G. Forney and P. Reneke, "CFAST: An Engineering Tool for Estimating Fire Growth and Smoke Transport", Version 5 - Technical Reference Guide, NIST Special Publication 1030, National Institute of Standards and Technology, Gaithersburg, MD, 2004. 

  14. K. McGrattan, R. McDermott, S. Hostikka and J. Floyd, "Fire Dynamics Simulator (Version 5) User''s Guide", NIST Special Publication 1019-5, National Institute of Standards and Technology, FDS Version 5.5, Gaithersburg, MD, 2010. 

  15. D. Il. Kang, S. H. Han and S. Y. Yoo, " Development of the IPRO-ZONE for Internal Fire Probabilistic Safety Assessment", Nuclear Engineering and Design, Vol. 257, page 72-78, 2013. 

  16. K. Canavan and J.S. Hyslop, "Fire Probabilistic Risk Assessment Methods Enhancements", NUREG/CR-6850 Supplement 1, USNRC, 2010. 

  17. S.Lewis et al., "EPRI/NRC-RES Fire Human Reliability Analysis Guidelines", NUREG1-1921, USNRC, 2012. 

  18. SFPE , "SFPE Handbook of Fire Protection Engineering", 4th Edition, National Fire Protection Association, 2008. 

  19. Naeem Iqbal and Mark Henry Salley, "Fire Dynamics Tools (FDTs): Quantitative Fire Hazard Analysis Methods for the U.S. Nuclear Regulatory Commission Fire Protection Inspection Program", NUREG-1805, USNRC, 2004. 

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

  21. ASME, "Standard for Level 1/Large Early Release Frequency Probabilistic Risk Assessment for Nuclear Power Plant Applications", ASME/ANS RA-Sa-2009, ASME, 2009. 

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