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FDS 이용한 주제어실 화재시 케이블 기능상실시간 평가
Cable Functional Failure Time Evaluation for a Main Control Room Fire using Fire Dynamic Simulator 원문보기

한국화재소방학회 논문지= Fire science and engineering, v.30 no.3, 2016년, pp.79 - 85  

임혁순 (한국수력원자력(주) 중앙연구원) ,  김인환 (한국수력원자력(주) 중앙연구원) ,  김명수 (한국수력원자력(주) 중앙연구원)

초록
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원자력발전소의 방화지역에서 전기적인 단락, 지락, 전기회로 개방 등의 전기 문제로 화재가 발생할 수 있다. 전기 화재가 발생할 경우 안전계통 및 관련기기의 안전정지 기능이 상실된다. 이러한 사고를 예방하기 위하여 안전계통은 다중성, 독립성으로 설계되어 있다. 그러나 케이블 화재시 운전원은 오동작, 잘못된 지시 및 계측으로 발전소 상황을 잘 못 판단하여 적절한 조치를 하지 못할 수 있다. 따라서 주제어실 화재시 케이블 기능상실온도에서 최소 운전원 조치 요구시간인 5분은 매우 중요하다. 본 논문에서 주제어실 화재시 케이블의 기능상실온도 시간을 분석하여 운전원 조치시간이 충분한지 평가하여 주제어실 화재에 대한 안전성을 확인하였다.

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Serious electrical problems, such as shorts, ground faults, or circuits, often cause fire events in the fire proof zone of nuclear power plants. These would be directed to the loss of safe shutdown capabilities performed by safety-related systems and equipment. The fire event can be treated with the...

주제어

#Fire   #Cable fire   #Cable functional failure temperature   #Main control room   #Nuclear power plant  

표/그림 (17)

AI 본문요약
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문제 정의

  • 따라서, 원자력발전소를 안전하게 계속 운전하기 위해서는 전력, 계측 및 제어 케이블이 열화 및 전기화재 등에 대한 케이블의 건전성이 유지 되어야 한다(1). 본 논문에서는 원자력발전소 주제어실 화재시 케이블 상실온도 및 운전원 조치 시간을 평가하기 위해 화재 분석용 코드인 Fire Dynamic Simulator (FDS)를 이용하여 주제어실 화재모델링, 사고 시나리오 선정, 입력변수 모델링, 점화원 열방출률 등을 고려하여 모델링 한 후 주제어실 화재시 케이블 기능상실 온도 및 시간을 분석하여 안전성을 확인하였다.

가설 설정

  • ○ 화재 발생 시 주제어실 지역에 설치되어 있는 공기조화설비는 차단하였다. 일반적으로 환기부족 화재에서 화재 플럼(Plume)의 온도가 더 높아지기 때문에 보수적으로 온도측정 결과를 확인하기 위해 환기를 적용하지 않았다.
  • 주제어실 지역 화재 시 케이블 손상까지 소요되는 시간을 분석하기 위하여 FDS 전산코드를 이용하여 분석을 수행하였다. 두 개의 시나리오를 가정하였으며 시나리오 A 경우 케이블의 유형에 상관없이 열가소성 케이블 경우 340초, 열경화성 케이블은 456초, 시나리오 B 경우 열가소성 케이블 경우 296초, 열경화성 케이블의 경우 414초에 케이블 손상온도에 도달하였다. 주제어실 화재 시 운전원 조치가 가능한 최소 300초 이후에서 케이블 기능상실이 발생하여 주제어실 화재 시 운전원에 의한 충분한 조치 시간이 있는 것으로 분석되었다.
  • NUREG/CR-6850, Appendix E에서는 점화원 종류별 열방출률을 제시하고 있으며 이는 Table 5와 같다. 시나리오 A, B의 점화원은 모두 수직 캐비넷(Vertical Cabinet)이고 캐비넷 내부에 다수의 케이블 다발이 포설되어 있는 것으로 가정하였다. 따라서 Table 5의 2.
  • 화재는 “tsquared”로 성장하여 720초에 최대 열방출률인 702 kW(NUREG/CR- 6850)가 되어 1,200초까지 유지된 후 800초 이내에 0으로 줄어든다. 전기 캐비넷 내부에서 화재가 발생한 것으로 가정하며 연기, 열, 화염은 캐비넷 상부의 공기 환기구에서 배출된다고 가정한다. 화재의 복사분율은일반적인 연소화재와 동일하게 35%라고 가정한다(4).
  • 주제어실 지역 제어기기실의 전기 캐비넷(A)에서 0.24m2의 면적으로 화재가 발생한다고 가정한다. 화재는 “tsquared”로 성장하여 720초에 최대 열방출률인 702 kW(NUREG/CR- 6850)가 되어 1,200초까지 유지된 후 800초 이내에 0으로 줄어든다.
  • 주제어실 지역 제어기기실의 전기 캐비넷(A)에서 0.5 m2의 면적으로 화재가 발생한다고 가정한다. 그 외 적용 내용은 시나리오 A와 동일하다.
  • 필드 모델은 존 모델이 정확하게 모사하지 못하는 복잡한 해석을 수행할 수 있으며 다수의 제어체적을 분석하므로 존 모델에 비해 분석시간이 길다는 특징이 있다. 주제어실 지역의 화재시 FDS로 화재 모델링은 다음과 같이 가정하였다.
  • 화재의 복사분율은일반적인 연소화재와 동일하게 35%라고 가정한다(4). 화재 시 생성되는 그을음 생성량은 0.1이라 가정한다.
  • 전기 캐비넷 내부에서 화재가 발생한 것으로 가정하며 연기, 열, 화염은 캐비넷 상부의 공기 환기구에서 배출된다고 가정한다. 화재의 복사분율은일반적인 연소화재와 동일하게 35%라고 가정한다(4). 화재 시 생성되는 그을음 생성량은 0.
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질의응답

핵심어 질문 논문에서 추출한 답변
원자력발전소의 주제어실이란? 원자력발전소의 주제어실은 24시간 운전원이 상시 근무하는 장소로 원자력발전소의 정상운전과 비정상 운전시 원자로를 안전하게 운전하기 위한 장소이다. 주제어실은 원전안전운전에 필요한 모든 계통의 제어 및 계측 케이블이 관련된 주제어실 제어반과 전기 캐비넷에 연결되어 있다.
주제어실 화재시 케이블 기능상실온도에서 최소 운전원 조치 요구시간인 5분이 중요한 이유는 무엇인가? 원자력발전소의 방화지역에서 전기적인 단락, 지락, 전기회로 개방 등의 전기 문제로 화재가 발생할 수 있다. 전기 화재가 발생할 경우 안전계통 및 관련기기의 안전정지 기능이 상실된다. 이러한 사고를 예방하기 위하여 안전계통은 다중성, 독립성으로 설계되어 있다. 그러나 케이블 화재시 운전원은 오동작, 잘못된 지시 및 계측으로 발전소 상황을 잘 못 판단하여 적절한 조치를 하지 못할 수 있다. 따라서 주제어실 화재시 케이블 기능상실온도에서 최소 운전원 조치 요구시간인 5분은 매우 중요하다.
원자력발전소의 방화지역에서 화재가 발생하는 원인은 무엇인가? 원자력발전소의 방화지역에서 전기적인 단락, 지락, 전기회로 개방 등의 전기 문제로 화재가 발생할 수 있다. 전기 화재가 발생할 경우 안전계통 및 관련기기의 안전정지 기능이 상실된다.
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참고문헌 (7)

  1. KHNP, Nuclear system basic (II) (2005). 

  2. H. Lim, Y. K. Bae and M.-G. Chi, "Cable Functional Failure Temperature Evaluation of Cable Exposed to the Fire of Nuclear Power Plant", Journal of Korean Institute of Fire Society& Engineering, Vol. 26, No. 1 (2012). 

  3. NIST, FDS (Fire Dynamic Simulator) Users Manual (Version 6.0). 

  4. SFPE of Fire Protection Engineering Handbook I. 

  5. KHNP, Reassessment of Fire Hazard Analysis for Wolsong Nuclear Power Paln Unit 3&4 (2010). 

  6. KHNP, Evaluation of the fire-resistance capability and safe shutdown success path at MCR in Wolsong Unit 2,3,4 (2015). 

  7. NRC (2009), Fire PRA Methodology for Nuclear Power Facilities, NUREG/CR-6850. 

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