[논문]OPR1000형 원전의 최종열제거원 상실사고 대처전략 및 운전원 조치 시간에 따른 열수력 거동 분석

송준규

doi:10.14346/jkosos.2020.35.5.121

OPR1000형 원전의 최종열제거원 상실사고 대처전략 및 운전원 조치 시간에 따른 열수력 거동 분석
Thermal-hydraulic Analysis of Operator Action Time on Coping Strategy of LUHS Event for OPR1000 원문보기

한국안전학회지 = Journal of the Korean Society of Safety, v.35 no.5, 2020년, pp.121 - 127

송준규 (한국수력원자력(주) 중앙연구원)

Abstract ▼ AI-Helper

Since the Fukushima nuclear accident in 2011, the public were concerned about the safety of Nuclear Power Plants (NPPs) in extreme natural disaster situations, such as earthquakes, flooding, heavy rain and tsunami, have been increasing around the world. Accordingly, the Stress Test was conducted in Europe, Japan, Russia, and other countries by reassessing the safety and response capabilities of NPPs in extreme natural disaster situations that exceed the design basis. The extreme natural disaster can put the NPPs in beyond-design-basis conditions such as the loss of the power system and the ultimate heat sink. The behaviors and capabilities of NPPs with losing their essential safety functions should be measured to find and supplement weak areas in hardware, procedures and coping strategies. The Loss of Ultimate Heat Sink (LUHS) accident assumes impairment of the essential service water system accompanying the failure of the component cooling water system. In such conditions, residual heat removal and cooling of safety-relevant components are not possible for a long period of time. It is therefore very important to establish coping strategies considering all available equipment to mitigate the consequence of the LUHS accident and keep the NPPs safe. In this study, thermal hydraulic behavior of the LUHS event was analyzed using RELAP5/Mod3.3 code. We also performed the sensitivity analysis to identify the effects of the operator recovery actions and operation strategy for charging pumps on the results of the LUHS accident.

주제어

표/그림 (11)

표 Table 1. Major sequence of LUHS event
그림 Fig. 1. Nodalization diagram of OPR1000.
표 Table 2. Initial condition for LUHS
그림 Fig. 2. Reactor coolant system pressure (Operator action).
그림 Fig. 3. RCS hot leg temperature (Operator action).
그림 Fig. 4. Pressurizer level (Operator action).
그림 Fig. 5. Cladding surface temperature (Operator action).
그림 Fig. 6. Pressurizer level (CP operation strategy).
그림 Fig. 7. RCS hot leg temperature (CP operation strategy).
그림 Fig. 8. Pressurizer level (CP operation strategy).
그림 Fig. 9. Steam mass flow rate through RCGV ventilation (CP operation strategy).

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최종열제거원 상실사고는 취수구에 진흙의 과도한 유입 혹은 취수구 구조물 및 1차기기냉각해수계통 (Essential Service Water System, ESWS)의 손상 등의 원인에 의해 발생할 수 있다. 1차기기냉각해수계통을 통해 열제거하는 1차기기냉각수계통 (Component Cooling Water System, CCWS)은 사고 발생 시 일정시간 동안은 정상작동 가능하지만 보수적인 가정을 위해 사고발생 동시에 기능을 상실하는 것으로 가정했다. 또한 원전은 100% 출력으로 운전 중인 것으로 가정했다.
또 운전원 조치가 이루어지지 않아 충전펌프 2대가 사고 진행 중 작동되는 조건을 분석했다(case 2). 두 조건 모두 충전펌프 운전 조건 외에 원자로냉각재계통 냉각 및 감압을 위한 운전원 조치는 동일하게 사고발생 30분 후 이루어지는 것으로 가정했다.
1차기기냉각해수계통을 통해 열제거하는 1차기기냉각수계통 (Component Cooling Water System, CCWS)은 사고 발생 시 일정시간 동안은 정상작동 가능하지만 보수적인 가정을 위해 사고발생 동시에 기능을 상실하는 것으로 가정했다. 또한 원전은 100% 출력으로 운전 중인 것으로 가정했다. 원전내 전력공급은 외부전력 및 비상디젤발전기 등을 통해 공급받을 수 있으므로 1차기기냉각수계통을 사용하지 않는 모든 기기는 사용가능한 것으로 가정했다.
초기 운전원 조치시간이 원전 거동에 미치는 영향을 파악하기 위해 운전원 수동 조치 시간 조건에 따른 사고 시 원전의 열수력 거동에 대한 분석을 수행했다. 운전원 수동 조치 시간은 사고발생으로부터 10분에서 120분(2시간)까지 10분, 30분 및 120분으로 케이스를 나누어 분석 했으며 운전원 수동 조치 전까지 최종열제거원 상실사고 시 가용한 자동 작동계통과 피동계통만 작동된다고 가정했다. 원전 냉각을 위해 필요한 운전원 수동 조치 사항으로 원자로냉각재펌프 수동 정지, 주증기대기방출밸브 개방, 원자로냉각재배기밸브 개폐 운전 등을 운전원 수동 조치 시간까지 모두 수행한 것으로 분석했다.
사용 가능한 주요기기는 가압기안전밸브 (Pressurizer Safety Valve, PSV), 원자로배기계통 (Reactor Coolant Gas Vent System, RCGVS), 충전펌프 (Charing Pump, CP), 터빈보조급수펌프 (Turbine Driven Auxiliary Feed Water Pump, T/D AFWP), 주증기대기방출밸브 (Main Steam Atmospheric steam Dump Valve, MSADV), 냉각이 필요 없는 측정 및 작동기기 등 이다. 운전원 조치는 보수적으로 사고 발생 후 30분 후에 수행한다고 가정했다.
또한 원전은 100% 출력으로 운전 중인 것으로 가정했다. 원전내 전력공급은 외부전력 및 비상디젤발전기 등을 통해 공급받을 수 있으므로 1차기기냉각수계통을 사용하지 않는 모든 기기는 사용가능한 것으로 가정했다. 사용 가능한 주요기기는 가압기안전밸브 (Pressurizer Safety Valve, PSV), 원자로배기계통 (Reactor Coolant Gas Vent System, RCGVS), 충전펌프 (Charing Pump, CP), 터빈보조급수펌프 (Turbine Driven Auxiliary Feed Water Pump, T/D AFWP), 주증기대기방출밸브 (Main Steam Atmospheric steam Dump Valve, MSADV), 냉각이 필요 없는 측정 및 작동기기 등 이다.
위 시나리오 중 최종열제거원 상실사고는 원전에서 발생하는 열을 최종적으로 발전소로부터 제거해주는 열제거원의 상실을 가정한다. 국내 원전의 최종열제거원은 해수이며 열교환을 통해 노심 및 냉각이 필요한 각종 기기에서 발생하는 열을 해수로 내보낸다.
최종열제거원 상실사고가 발생하면 순환수계통 (Circulating Water System, CWS)의 기능 상실로 인해 복수기의 기능의 상실을 가정한다. 복수기 기능 상실과 동시에 터빈과 주급수펌프 정지가 발생하고 이로 인해 발생하는 원자로계통(1차측)과 터빈계통(2차측)의 열제거 불균형이 발생한다.
사고 대응에 필요한 몇몇 기기는 장기간 운전을 위해서 냉각이 필요하다. 하지만 최종열제거원 상실사고는 열제거원의 상실을 가정하기 때문에 장시간 운전에 냉각수가 필요한 기기는 사고 시 불가용한 것으로 가정한다. 따라서 사고 시 대응에 필수적인 기기에 대한 가용 여부를 고려하여 대응전략을 수립하는 것이 중요하다.

제안 방법

1은 본 연구에 사용한 OPR1000형 원전에 대한 계통 모델링이다. Fig. 1과 같이 OPR100형 원전은 1차측과 2차측으로 나누어서 모델링 했다. 1차측 계통은 원자로압력용기 (RV), 가압기 (Pressurizer, PZR), 고온관, 저온관, 원자로냉각재펌프, 1차측 증기발생기, 충전펌프, 가압기안전밸브 및 원자로냉각재배기계통 등으로 구성되어 있다.
먼저 충전펌프 1대를 정지하는 운전원 조치가 사고 발생 후 30분후에 이루어져 사고발생 30분 전까지 2대의 충전펌프가 운전 중이고 30분 후에는 1대의 충전펌프가 운전 중인 조건을 분석하였다(case 1). 또 운전원 조치가 이루어지지 않아 충전펌프 2대가 사고 진행 중 작동되는 조건을 분석했다(case 2). 두 조건 모두 충전펌프 운전 조건 외에 원자로냉각재계통 냉각 및 감압을 위한 운전원 조치는 동일하게 사고발생 30분 후 이루어지는 것으로 가정했다.
충전펌프 운전 전략에 따른 원자로냉각재계통의 열유체 현상의 변화를 분석하였다. 먼저 충전펌프 1대를 정지하는 운전원 조치가 사고 발생 후 30분후에 이루어져 사고발생 30분 전까지 2대의 충전펌프가 운전 중이고 30분 후에는 1대의 충전펌프가 운전 중인 조건을 분석하였다(case 1). 또 운전원 조치가 이루어지지 않아 충전펌프 2대가 사고 진행 중 작동되는 조건을 분석했다(case 2).
본 연구에서는 OPR1000형 원전에 대한 다중고장사고 중 최종열제거원 상실사고에 대해서 운전원 조치및 충전펌프 운전 전략에 따른 원전의 열유체 거동을 열유체 계통 코드를 이용하여 분석했다.
본 연구에서는 최종열제거원 상실사고 시 미국 NRC 가 개발한 RELAP5/MOD3.3 코드를 이용하여 원전의 거동을 분석했다⁵⁾. 초기 운전원 조치시간과 충전펌프 운전전략에 따른 원전의 거동 변화를 검토 및 분석하여 최종열제거원 상실사고 시 대처 한계시간 및 대처 전략의 적절성을 검토했다.
운전원 수동 조치 시간은 사고발생으로부터 10분에서 120분(2시간)까지 10분, 30분 및 120분으로 케이스를 나누어 분석 했으며 운전원 수동 조치 전까지 최종열제거원 상실사고 시 가용한 자동 작동계통과 피동계통만 작동된다고 가정했다. 원전 냉각을 위해 필요한 운전원 수동 조치 사항으로 원자로냉각재펌프 수동 정지, 주증기대기방출밸브 개방, 원자로냉각재배기밸브 개폐 운전 등을 운전원 수동 조치 시간까지 모두 수행한 것으로 분석했다.
후쿠시마 원자력발전소 (원전) 사고부터 많은 사람들이 지진, 홍수, 폭우 및 쓰나미 등 자연재해 조건에서 원자력발전소의 안전에 많은 관심과 우려를 가지게 되었다. 이에 따라 유럽, 일본, 유럽 및 러시아 등 원전을 가지고 있는 여러 나라에서 설계조건을 초과하는 극한 조건을 원전에 적용하여 안전 여유도를 확인하고 취약점은 보완하는 스트레스테스트 (Stress Test)를 수행했다. 우리나라도 정부와 기업의 주도로 전원전에 대한 스트레스테스트를 수행 중에 있다^1,2).
3 코드는 경수로 원전에 대해서 열유체 해석 코드로써 발생가능한 다양한 사고에 대한 분석에 사용되고 있다. 주요계통, 기기 및 제어 계통을 1차계통 및 2차계통을 모델링 하였다. Fig.
3 코드를 이용하여 원전의 거동을 분석했다⁵⁾. 초기 운전원 조치시간과 충전펌프 운전전략에 따른 원전의 거동 변화를 검토 및 분석하여 최종열제거원 상실사고 시 대처 한계시간 및 대처 전략의 적절성을 검토했다.
사고발생 시 운전원의 신속한 조치는 빠른 시간 안에 원전을 안전한 상태로 냉각 및 감압하는데 매우 중요한 요소 중 하나이다. 초기 운전원 조치시간이 원전 거동에 미치는 영향을 파악하기 위해 운전원 수동 조치 시간 조건에 따른 사고 시 원전의 열수력 거동에 대한 분석을 수행했다. 운전원 수동 조치 시간은 사고발생으로부터 10분에서 120분(2시간)까지 10분, 30분 및 120분으로 케이스를 나누어 분석 했으며 운전원 수동 조치 전까지 최종열제거원 상실사고 시 가용한 자동 작동계통과 피동계통만 작동된다고 가정했다.
충전펌프 운전 전략에 따른 원자로냉각재계통의 열유체 현상의 변화를 분석하였다. 먼저 충전펌프 1대를 정지하는 운전원 조치가 사고 발생 후 30분후에 이루어져 사고발생 30분 전까지 2대의 충전펌프가 운전 중이고 30분 후에는 1대의 충전펌프가 운전 중인 조건을 분석하였다(case 1).

대상 데이터

원전내 전력공급은 외부전력 및 비상디젤발전기 등을 통해 공급받을 수 있으므로 1차기기냉각수계통을 사용하지 않는 모든 기기는 사용가능한 것으로 가정했다. 사용 가능한 주요기기는 가압기안전밸브 (Pressurizer Safety Valve, PSV), 원자로배기계통 (Reactor Coolant Gas Vent System, RCGVS), 충전펌프 (Charing Pump, CP), 터빈보조급수펌프 (Turbine Driven Auxiliary Feed Water Pump, T/D AFWP), 주증기대기방출밸브 (Main Steam Atmospheric steam Dump Valve, MSADV), 냉각이 필요 없는 측정 및 작동기기 등 이다. 운전원 조치는 보수적으로 사고 발생 후 30분 후에 수행한다고 가정했다.

이론/모형

2차측은 2차측 증기발생기, 급수펌프(주/보조), 증기발생기 튜브, 주증기대기방출밸브, 주증기안전밸브 (MSSVs) 및 복수기 등으로 구성되어 있다. 붕괴열은 ANSI/ANS 4.1-1979를 적용했다

성능/효과

본 연구를 통해 OPR1000형 원전에 최종열제거원 상실사고 발생 시 노심을 안전한 상태로 냉각 및 감압하기 위해 적어도 약 1.4시간 이전에 사고완화를 위한 운전원 수동 조치가 필요한 것을 알 수 있다. 또한 가압기 수위 조절을 위해 필요한 충전펌프 운전 전략 중 충전펌프 유량을 조절하는 조치는 적어도 약 3.
Table 2는 원전 설계값과 해석 결과를 비교한 것이다. 정상상태 계산은 3,000초간 수행했으며 계산 결과는 설계값과 0.6% 미만의 차이를 보였다. 이를 통해 모델링한 원전 계통이 실제 원전 계통과 매우 유사한 것을 확인할 수 있다.

참고문헌 (5)

OCED/NEA No.7284, "Five Years after the Fukushima Daiichi Accident, Nuclear Safety Improvements and Lessons Learnt", Nuclear Energy Angency, 2016.
Korea Hydro and Nuclear Power Co. Ltd., "Stress Test Report for Hanul Unit 3&4 (an open copy)", 2018.
Nuclear Safety and Security Commission, "Stress Test Implementation Guide", 2016.
D. H. Kim et.al, "Development of Mitigation Strategy for Beyond Design Basis External Events for NRC Design Certification", Transactions of the Korean Nuclear Society Autumn Meeting, 2013.
Information Systems Laboratories, Inc., "RELAP5/MOD3.3 Code Manual", 2016.

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표제어: PCR

동의어: Packet Collision Rate

용어 설명 출처 목록 (6)

용어 설명: PCR은 세균 특이성이 있는 primer를 이용하여 적은 수의 세균이 있을지라도 쉽게 검출할 수 있는 유용한 방법이며, 이를 이용하여 구강 내 치면세균막이나 타액에서 직접 세균을 검출할 수 있게 되었다[8].

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