초록 ▼

일본의 후쿠시마 원자력발전소의 사고 이후 국내외 중대사고 연구가 활발하게 진행되고 있다. 국내에서도 중대사고 대비를 위한 연구를 활발히 수행해왔으며, 그 연구결과 중 하나인 PSA 1 보고서에서는 중대사고로 천이될 가능성이 높은 대표적인 사고들을 제시한다. 그 중 하나인 증기발생기세관파단사고는 핵분열생성물이 격납건물을 우회하여 대기로 방출될 수 있는 사고로 세심하고 신속한 중대사고 관리를 필요로 한다. 그러나 중대사고 관리전략의 효과와 부작용의 종류에 대한 연구에 비해 효과와 부작용을 정량적으로 제시하는 연구는 다소 부족한 상황이다

일본의 후쿠시마 원자력발전소의 사고 이후 국내외 중대사고 연구가 활발하게 진행되고 있다. 국내에서도 중대사고 대비를 위한 연구를 활발히 수행해왔으며, 그 연구결과 중 하나인 PSA 1 보고서에서는 중대사고로 천이될 가능성이 높은 대표적인 사고들을 제시한다. 그 중 하나인 증기발생기세관파단사고는 핵분열생성물이 격납건물을 우회하여 대기로 방출될 수 있는 사고로 세심하고 신속한 중대사고 관리를 필요로 한다. 그러나 중대사고 관리전략의 효과와 부작용의 종류에 대한 연구에 비해 효과와 부작용을 정량적으로 제시하는 연구는 다소 부족한 상황이다. 이에 따라 본 연구에서는 증기발생기세관파단사고와 밀접한 관계가 있는 ‘완화전략-01: 증기발생기 급수주입’에 대해 증기발생기 급수주입에 대한 민감도 분석을 통해 그 효과와 부작용을 정량적인 인자로 제시하고자 하였다. 이를 위해 PSA 1 보고서를 참고하여 노심손상빈도가 가장 높은 사고 시나리오가 선정되었으며, 이에 대한 MELCOR 입력자료를 구축하였다. 또한, 구축된 입력자료를 이용하여 급수주입 전략을 온전한 증기발생기에 수행한 경우, 파손된 증기발생기에 수행한 경우, 그리고 양 측 증기발생기 모두 수행한 경우에 대한 계산을 수행하고 이를 분석하였다. 분석결과, 1개 증기발생기를 이용한 경우에는 1차 계통 압력을 안전주입탱크의 주입치까지 감압하는데 실패하였으며, 원자로용기의 파손이 발생하였다. 파손 시간은 대략 8시간 수준으로 파손된 증기발생기에 수행한 경우와 온전한 증기발생기에 수행한 경우가 큰 차이를 보이지 않았다. 2개 증기발생기를 이용한 경우에는 1차 계통이 충분히 감압되어 안전주입탱크의 냉각재가 1차 계통으로 주입되었고 2차 측 열제거를 통해 노심손상이 억제되었다.

핵분열생성물 방출 측면에서 파손된 증기발생기에 급수주입을 할 경우, 에어로졸의 방출은 줄일 수 있었으나 불활성기체의 방출량은 급수주입을 하지 않은 경우보다 크게 나타났다. 온전한 증기발생기에 급수주입을 할 경우에는 대체적으로 급수주입을 하지 않은 경우보다 방출량이 적은 것으로 평가되었다. 결과적으로 증기발생기세관파단으로 인한 중대사고를 충분히 완화하기 위해서는 2개의 증기발생기에 동시에 급수주입을 하는 것이 필요하며, 한 개의 증기발생기만을 이용할 경우에는 온전한 증기발생기의 주입이 전체적이 핵분열생성물의 방출을 줄일 수 있을 것으로 예상된다. 추가적으로 에어로졸 형태의 핵분열생성물의 방출 저감이 보다 필요한 경우에는 파손된 증기발생기에 급수주입을 수행하는 것이 더 좋을 수 있다.

( 출처 : 요약 3p )

Abstract ▼

Since the Fukushima accident occurred in 2011, many countries operating nuclear plants have invested much effort to prepare for the severe accidents. Many researches related to severe accident analysis have been performed experimentally and numerically for the purpose of ensuring safety of the nucle

Since the Fukushima accident occurred in 2011, many countries operating nuclear plants have invested much effort to prepare for the severe accidents. Many researches related to severe accident analysis have been performed experimentally and numerically for the purpose of ensuring safety of the nuclear power plants. As well, in Korea, many experimental and analytical activities have been performed to investigate the thermal-hydraulic response of the Korean Optimized Power Reactor(OPR1000) against the postulated severe accidents. Among these, the probabilistic safety analysis (PSA) Level 1 of OPR1000 shows typical severe accident scenarios of high probability of a transition to severe accident for OPR1000. As typical severe accidents scenarios, steam generator tube rupture (SGTR) accidents may be progressed with possible direct release of the radioactive nuclides to the environment by bypassing the containment building. Thus it is of significance to investigate the SGTR accident with a sophisticated severe accidents management. Thus, the sensitivity anaylsis of injecting steam generator tube rupture was investigated in this study.

Depending on the location of injected SG, total 4 cases including base case were calculated by MELCOR code. The results of MELCOR calculation showed that injecting into all SG cases retained the RPV failure, but injecting into broken SG case and injecting into intact SG case were failed to prevent RPV failure. The RPV failure time of broken SG case and intact case was about 8 hours, and the difference of RPV failure time was not significant value. The release behavior of fission product between broken SG case and intact SG case was different. In the broken case, the released mass of xenon was increased, but released mass of cesium iodine was decreased by pool scrubbing effect. The overall released fission product mass in intact SG case was more higher than the that of base case. Consequently, injecting into all SGs should be performed for the effective severe accident mitigation. In case of injecting only one SG, injecting into intact SG could be reduced the overall fission product. For the effective reduction of aerosol, injecting broken SG may be better than other.

( 출처 : Abstracts 3p )

목차 Contents

• 표지 ... 1최 종 보 고 서 ... 2요 약 ... 3Abstract ... 31. 서 론 ... 42. OPR1000 SGTR사고 MELCOR 입력자료 구축 ... 5 2-1. MELCOR 모델링 및 정상상태 계산 ... 5 2-2. 입력자료의 정상상태 계산 검증 ... 6 2-3. 사고 시나리오의 선정 ... 73. 계산결과 및 토의 ... 8 3-1. 운전원의 조치가 없는 사고 계산결과 ... 8 3-2. 증기발생기 급수주입에 따른 민감도 분석 ... 134. 결 론 ... 17참고문헌 ... 17끝페이지 ... 17