초록 ▼

Ⅳ. 연구개발결과
본 연구에서는 SFR 원형로의 최상위설계요건(Top-Tier Requirements, TTR)이 요구하는 안전성, 경제성 및 성능측면의 목표치를 만족할 수 있는 SFR 원형로의 BOP계통 종합설계를 수행하였으며, 본 과제의 2단계(’16~’17)에서 수행한 BOP계통 종합설계의 연구개발 결과는 다음과 같다.

○ 설계종합
기존경수로 및 소듐냉각고속로 관련 국내외 인허가 규제요건 현황을 살펴보고, 2016년 12월31일 현재 유효한 검토대상 규제요건을 선정하여 설계 적용여부를 검토한 후 SFR

Ⅳ. 연구개발결과
본 연구에서는 SFR 원형로의 최상위설계요건(Top-Tier Requirements, TTR)이 요구하는 안전성, 경제성 및 성능측면의 목표치를 만족할 수 있는 SFR 원형로의 BOP계통 종합설계를 수행하였으며, 본 과제의 2단계(’16~’17)에서 수행한 BOP계통 종합설계의 연구개발 결과는 다음과 같다.

○ 설계종합
기존경수로 및 소듐냉각고속로 관련 국내외 인허가 규제요건 현황을 살펴보고, 2016년 12월31일 현재 유효한 검토대상 규제요건을 선정하여 설계 적용여부를 검토한 후 SFR 원형로 설계에 필요한 규제요건을 제시한 인허가규제요건검토보고서를 작성하였다.
공정표는 사업의 특성과 활용목적에 따라 개발되며 효율적인 설계관리를 위한 설계 시행공정표와 사업 전단계의 계획과 주요일정을 제시하기 위한 종합사업공정표, SFR 원형로의 안전에 영향을 미치는 모든 구조물, 계통 및 기기에 대한 설계 정보를 포함하고 있으며 총 19장으로 구성되는 특정설계안전성분석보고서(SDSAR)를 작성하였다.

○ 핵 설계
소듐보조계통인 일차소듐정화계통, 중간소듐정화계통, 소듐수급 및 이송계통, 불순물감시 및 분석계통, 잔열소듐정화계통, 일차불활성가스공정계통, 기체방사성폐기물계통, 액체방사성폐기물계통, 고체방사성폐기물계통, 방사성배수계통 등에 대한 주요 설계요건들을 NSSS 계통연계, 계통성능, 기능 및 운전 등을 고려하여 개발하였다. 각 계통에 대한 계통 구성도를 개발하였고, 콜드트랩, 이코노마이저, 플러깅미터 등의 주요 기기에 대한 기본사양을 개발하였다. 또한 각 계통에 대한 배관계장도를 개발하고 주요계통 및 부속계통에 대한 배관 연계설계를 기술하였다. 주계통, 부속계통 및 각 기기에 대한 설계기준서 및 계통설명서를 개발하였다. 사용후연료의 중간저장을 위한 사일로(Silo) 방식의 건식저장 시설의 피동냉각계통 설계 시연성 검토를 위해 냉각계통 설계요건 검토하였고, 전사유체역학(CFD) 해석기법을 이용하여 사용후연료 저장시설 피동냉각계통 성능 평가를 수행하였다. 또한, 사용후연료 저장시설 냉각계통의 설계타당성 검토 및 설계 개선방안 검토하였다. 또한, SFR 원형로 설계 특성상 불가피하게 발생하는 방사선에 대한 선원항 계산 및 차폐 계산을 수행하고, 차폐계산 결과에 근거하여 층고별 방사선구역도 및 방사선차폐 설계기준도를 작성하였다. SFR 원형로 가상의 부지에 대한 정상운전시 및 사고시 대기확산인자를 평가하고 이를 사용한 정상운전시 및 사고시 선량계산을 수행하여, 선량계산 결과에 따른 적정 제한구역경계 거리 및 저인구지대외곽경계 거리를 평가하였다. SFR 원형로의 설계 특성을 고려한 사용후연료 및 소듐기기에 대한 세정 및 공정계통 개념설계보고서를 작성하였다, 소듐화재분석과 관련된 특정기술주제보고서(TR) 및 PGSFR-CRBRP(Clinch River Breeder Reactor Project) 설계비교 검토보고서(핵분야) 등을 발행하였다.

○ 기계 설계
동력변환계통, 보조계통 및 공기조화계통에 대한 주요 설계요건들을 계통성능, 기능 및 운전 등을 고려하여 개발하였다. 각 계통에 대한 설계기준서, 계통설명서 및 주요 계통에 대한 배관계장도를 개발하였다. 설계기준서 및 계통설명서에는 설계요건, 계통구성, 규제요건 및 규격 및 표준요건을 기술하였다. 배관계장도에는 배관, 계측기기 및 기계설비간의 기능적 관계를 파악할 수 있도록 기기이름 및 수량, 배관크기 및 인식표, 계측기기와 기능 등을 표시하였으며, 원자로 및 보조건물의 공조계통에 대한 개념도를 작성하였다. SFR 원형로의 피동안전성 확보를 위하여 주제어실 및 전기계측기기실에 대한 피동냉각 설계적용성을 검토하여 보고서를 발행하였다. NSSS연계 계통을 고려한 원자로용기 콘크리트 냉각방안 검토보고서를 작성하였다. 또한 동력변환계통, 보조계통 및 공기조화계통 등에 대하여 참조발전소인 CRBR과 기계설계요건 및 기기설계 등을 비교검토 한 PGSFR-CRBRP 설계비교 검토보고서(기계분야)를 발행하였다.

○ 배관 설계
원자로건물 및 보조건물 기능을 지원하는 핵연료건물, 폐기물건물 및 출입통제건물 GA와 원자로건물 및 보조건물 주요 배관배치도를 작성하였다. 핵연료건물은 보조건물과 동일하게 면진시스템이 적용된 건물기초로 설계하였으며, 폐기물건물과 출입통제건물은 경제성을 고려하여 내진건물로 설계하였다. 각 건물배치는 건물의 기능과 연계건물을 고려하였으며, 핵연료건물은 핵연료이송을 위해 보조건물과 인접하게 배치하고, 폐기물건물은 보조건물과 핵연료건물 인근에 배치하였으며, 출입통제건물은 관리구역과 비관리구역의 접근을 위해 터빈건물과 보조건물 사이에 배치하였다. 또한 원자로건물 및 보조건물 주요 배관배치를 설계하여 GA 배치공간의 적정성 및 Physical 설계 가능성을 검토하였다. 배관 배치시 물배관과 소듐배관을 가급적 분리배치하여 배관파단 사고 시에 소듐-물반응으로 인한 사고 가능성을 최소화하도록 하였다. SFR 원형로의 안전계통 고온배관에 적용할 수 있는 상세 응력평가 방법론 및 및 크립피로 평가절차서를 개발하였고, 건물 및 배관배치 등에 대하여 PGSFR-CRBRP 설계비교 검토보고서(배관분야)를 발행하였다.

○ 토목 설계
2단계에 개정되어 각각 발행된 G/A 도면에 기준하여 내진해석 및 구조해석을 위한 3차원 유한요소 해석모델이 구축되었다. 또한 규제지침서 RG 1.60을 보강한 지진입력운동을 작성하였고, 면진시스템의 영향 평가를 위한 매개변수 검토보고서를 발행 하였으며, 구축된 해석모델을 활용하여 지진 및 구조해석을 수행하였다. 또한 면진장치를 위한 주요 특성값 결정, 면진장치의 배치작업 및 지반-구조물 상호작용(SSI) 해석을 위한 지반 모델링 구축 및 해석 방법을 검토하였다. 내진해석 결과는 연계자료로 NSSS에 제공되어 부계통에 대한 해석 및 주기기 설계에 활용되도록 하였다. 최종적으로 해석결과를 고려한 구조설계 업무 및 콘크리트 구조도면이 작성되었거나 작성중이다. 2단계 2차년도에 GA도면 개정 발생으로, 지진(면진)해석, 구조해석 및 항공기충돌 평가용 원자로/보조건물/핵연료건물에 대한 FEM 상세모델 재구축 및 모델 검증을 위한 시간 소요, 면진장치 재배치 등 해석과정에서의 반복적인 작업을 수행하였고, 후속업무인 구조설계, 설계보고서 작성 및 도면 작성 업무를 수행하였다. 최초 적용되는 면진설계에 대한 경험을 바탕으로 인허가 취득을 위한 특정기술주제보고서를 작성하였다. SFR의 참조호기인 CRBRP에 대한 토목분야의 설계, 건설, 인허가 등에 참고할 수 있는 고유 설계특성을 파악하기 위해 CRBRP와의 설계 비교를 수행하였으며 특히, 소듐화재방호 측면에서 CRBRP에서 채택한 소듐화재 완화설비의 건물별 구분 및 적용개념, 완화설비의 설계 특성에 대해서 비교검토가 수행되었다.

○ 건축 설계
SFR 원형로의 건물 및 구조물에 대하여 최적의 건축설계를 수행하기 위하여 각종요건 및 관련 자료를 분석하여 건축설계 보고서 작성 및 보안설계 전반에 대한 기준수립을 위한 보안설계기준서를 작성하였다. 또한 후속 상세 설계시 설계내용 및 도면작성의 기준이 될 수 있도록 실명칭, 보안방벽, 동선 및 출입관리에 대한 설계기준도를 작성하였고, 원자로 및 보조건물의 평면계획을 수립하여 건축평면도 작성을 수행하였다. 또한, 건축 도장요건 등에 대하여 PGSFR-CRBRP 설계비교 검토보고서(건축분야)를 발행하였다.

○ 전기 설계
1단계에서 개발된 설계기준서를 바탕으로 주전력계통, 보조 전력계통, 직류 전력계통, 필수 제어 및 계장 전력계통에 대한 주요 설계요건들은 계통성능, 기능 및 운전 등을 고려하여 계통설명서를 개발하였다. 계통설명서에는 계통 구성, 계통 운전, 계측 및 제어, 시험 및 검사 등을 기술하였다. 개발된 설계기준서(1단계), 계통설명서, 경수로 설계경험 및 설계자료를 근거로 주단선도, 154 kV SWYD 계통 단선도, 4.16 kV 고압차단기반 단선도, 직류 및 계측제어계통 단선도, 주전력계통의 계기 및 계전기 접속도, 전기계통 계기 및 계전기 접속도, 4.16 kV 안전급계통과 직류전력계통의 제어논리도를 개발하였다. 또한, CRBRP 노형의 소외전력계통, 소내교류전력계통, 직류 및 계측제어전력계통, 배관 가열계통에 대한 설계기준을 파악하여 SFR 원형로의 특성을 고려한 전력계통 적용에 위한 연구를 수행하였다.

○ 계측 설계
공학적안전설비작동계통 등에 대한 설계기준서 및 계통설명서를 작성하였으며, BOP계통의 감시계통 설계를 위해 배관계장도작성은 물론 이에 대한 설명문을 작성하였다. 또한 BOP계통의 제어계장도와 제어논리도 및 이에 대한 설명문도 함께 작성하였다. 플랜트의 안전성과 운전성을 향상시키는 첨단제어실 설계를 위하여 인간-기계연계계통(MMIS)설계를 하며, 이를 위한 구성도, Soft Control 설계검토서, 안전제어반 설계보고서 및 LDP 설계보고서를 작성하였다. 또한 인허가요건 만족하도록 인간공학 원칙을 반영하기 위하여 인간공학 계획서 및 기술보고서를 작성하여 계측제어의 디지털화를 수행하였다. 추가로 계측제어계통에 대한 PGSFR-CRBRP 설계비교 검토보고서(계측분야) 등을 발행하였다.

○ 제어계통 특정설계 기술 개발
소듐냉각고속로 원형로의 제어계통은 발전소 정상운전 중 출력, 온도, 압력 그리고 유량 등의 공정변수를 제어한다. 출력 30~100% 동안 부하 스케줄이 제공되었고, 운전과도 동안 발전소의 동적 응답은 제어신호를 적절히 조정하여 성취되며, 제어변수는 그 순간의 증기출력에 따른 부하 스케줄로부터 많이 벗어나지 않고 그리드 요구량에서의 변화 동안 거의 일정한 온도 목표를 만족시킬 수 있도록 설정되었다. 이를 위해 디지털출력제어계통 및 핵증기공급계통공정제어계통의 계통요건 및 연계요건을 설정하였다. 또한 소듐냉각고속로 원형로의 초기 제어논리를 검토하여 기능적인 측면에서 적절성을 확인하고, 필요시 개선 방안을 제시하였다.

○ 비안전 계측감시계통 특정설계 기술 개발
- 비안전 공정계측계통
비안전 공정계측은 발전소 공정변수의 물리적인 양을 전기신호로 변환하고 각 연계 계통에 신호를 전달한다. 공정계측의 주요 공정 변수로는 온도(Temperature), 압력(Pressure), 액위(Level), 유량(Flow), 소듐누설(Sodium Leak) 등이 있다. 비안전 공정계측은 일차열전달계통(PHTS), 중간열전달계통(IHTS), 잔열제거계통(DHRS) 및 소듐-물반응압력완화계통(SWRPRS)의 복잡하고 다양한 공정변수를 측정하여 발전소 비안전 계통에 전기적 신호로 제공해 준다. 비안전 공정계측의 설계요건을 코드요건과 더불어 분석하였으며 계통의 특정설계 기준을 설정하였다. 이를 바탕으로 비안전 공정계측의 계통설명서, 계통요건서, 기능블럭도, 및 연계요건서를 작성하였다.
- 비안전 노외중성자속감시계통
비안전 노외중성자속감시계통은 원자로 제어 및 지시를 위하여 원자로 용기 외부로 누설되는 중성자속을 감시함으로써 원자로의 출력을 감시한다. 비안전 노외중성자속감시계통의 설계요건을 코드요건과 더불어 분석하였으며 계통의 특정설계 기준을 설정하였다. 이를 바탕으로 비안전 노외중성자속감시계통의 계통설명서, 계통요건서, 기능블럭도, 및 연계요건서를 작성하였다.
- 증기발생기누출감지계통
증기발생기누출감지계통은 증기발생기 전열관 파손으로 누출된 소듐이 물 또는 수증기와 반응하는 것을 이용하여 소듐 누출을 감지한다. 증기발생기누출감지계통에 대한 특정설계 기준을 설정하고 계통설명서, 계통요건서, 기능블럭도, 및 연계요건서를 작성하였다.
- 금속파편감시계통
금속파편감시계통은 운전원에게 일차열전달계통 및 중간열전달계통 내부의 부유하는 금속파편을 감지하고, 금속파편에 관련된 경보 및 정보를 제공하는 감시계통이다. 금속파편감시계통의 설계요건을 코드요건과 더불어 분석하였으며 계통의 특정설계 기준을 설정하였다. 이를 바탕으로 금속파편감시계통의 계통설명서, 계통요건서, 기능블럭도, 및 연계요건서를 작성하였다.

○ 다양성보호계통 특정설계 기술 개발
다양성보호계통은 원자로정지불능 예상과도상태 (Anticipated Transient Without Scram, ATWS)의 영향을 감소시키기 위하여 발전소보호계통 (Plant Protection System, PPS)의 원자로정지 부분의 고장을 동반한 예상운전과도사건 (Anticipated Operational Occurrence, AOO) 발생시 보호동작을 개시한다. 또한, 발전소보호계통과 공학적안전설비기기제어계통 (Engineered Safety Feature - Component Control System, ESF-CCS) 내부의 디지털 컴퓨터 논리로 인한 공통원인고장 (Common Cause Failure, CCF)을 동반한 설계기준사건 (Design Basis Events, DBEs)으로부터 발전소를 보호하는 기능을 수행한다. 다양성보호계통에 대한 기능 및 연계 요건을 설정하기 위하여 설계요건서, 계통설명서, 연계요건서 및 계통 기능블럭도를 작성하였고, 이를 기반으로 특정설계안전성분석보고서를 작성하였다.

○ 안전 계측제어계통 특정설계 3자검토
소듐냉각고속로 원형로의 보호계통은 예상운전과도사건 중 기 설정된 설계 제한치 초과와 원자로냉각재 경계 상실에 대한 보호를 위해 원자로정지를 개시하고 사고를 완화하기 위해 작동되어야 하는 공학적안전설비작동계통에 대한 개시신호를 발생시킨다. 발전소보호계통의 원자로보호계통은 핵증기공급계통의 상태를 지속적으로 감시한다. 공학적안전설비작동신호는 잔열제거작동신호와 원자로건물격리작동신호, 그리고 잔열제거계통 댐퍼폐쇄신호가 있다. 상기 내용을 바탕으로 발전소보호계통 설계요건서 및 특정안전성분석보고서에 대해서 3자검토를 수행하였으며, 결과물로 보호계통 특정설계 3자검토 보고서를 작성하였다.

(출처 : 요약문 8p)

Abstract ▼

Ⅳ. Result of Project
The study of phase 2 is performing to develop the comprehensive design of BOP system for Prototype Gen-IV Sodium Cooled Fast Reactor(PGSFR) in order to meet the PGSFR Top-Tier Requirements such as safety, economical efficiency and performance, etc. Results of the research and

Ⅳ. Result of Project
The study of phase 2 is performing to develop the comprehensive design of BOP system for Prototype Gen-IV Sodium Cooled Fast Reactor(PGSFR) in order to meet the PGSFR Top-Tier Requirements such as safety, economical efficiency and performance, etc. Results of the research and development for the comprehensive design of BOP system during phase 2 (’16~’17) are as follows:

○ Design Integration
The requirement review report issued using the present status of the regulatory requirements for domestic and overseas pressurized water reactors and sodium-cooled fast reactors to be considered as of December 31, 2016, and applied regulatory requirements for designing the PGSFR.
The process schedule is developed according to the nature of the project and the purpose of the project. It is an EWS(Engineering Working Schedule) for implementing efficient design management, an IPMS(Integrated Project Milestone Schedule) for presenting the schedule and major schedules of the project. The SDSAR includes the design information of structure, system and component to safety impact and consists of 19 chapters.

○ Nuclear Design
Major design requirements for the Sodium Auxiliary Systems such as Primary Sodium Purification System, Intermediate Sodium Purification System, Decay Heat Removal Purification system, Impurity Monitoring and Analysis System, Sodium Receiving and Transfer System, Primary Inert Gas Processing System, Gas Radwaste System, Liquid Radwaste System, Solid Radwaste System, Radioactive Drain System were developed considering NSSS interface requirements and their performance, function, and operations. The overall system configuration and the basic specifications for major component like as the cold trap, economizer, and plugging meter were also developed. Piping and Instrument Diagrams (P&IDs) for each system including information on piping layout design have been developed. The functional descriptions of the system, subsystems and components were prepared. The design requirement for passive cooling system of spent fuel storage facility has been reviewed and its performance has been evaluated by using CFD analysis method, in order to review the design feasibility of the passive cooling system in the silo type pent fuel dry storage facility. The feasibility study and design improvement plan of the cooling system of spent fuel storage facility were also included. In addition, calculation of radiation source term and shielding for SFR were performed, and the radiation area drawing and the radiation shielding design base drawings were prepared based on the result of the shielding calculation. Normal operation and accident dose calculations for PGSFR were also performed with the evaluation of atmospheric dilution factor at a postulated PGSFR site during normal operation and accident and the result was used for the estimation of site boundary. A conceptual report was prepared for spent fuel and sodium equipment cleaning system considering PGSFR design feature. A review reports for comparison of PGSFR versus CRBRP design and a topical report for sodium fire analysis methodology were also prepared.

○ Mechanical Design
The design requirements for BOP mechanical systems have been developed based on considerations that include performance, function, and operations. System design criteria (SDCs), system functional descriptions (SFDs) and P&IDs have also been developed for the BOP mechanical systems. The SDCs and SFDs include design requirements, system configuration, regulatory requirement and code and standards. P&IDs indicate equipment with names and numbers, piping sizes and their identifications, instrumentation and designations and etc. to identify the functional relationship between piping, instrumentation and equipment and components. A conceptual HVAC diagram of the reactor containment and the auxiliary building was prepared. In order to apply the passive safety of the PGSFR, the design feasibility study report for the passive cooling of the main control room and the electrical and I&C equipment room was prepared. A review report was prepared for the reactor concrete cooling method in consideration of the NSSS interface systems. In addition, a review report for comparison of PGSFR versus CRBRP design were prepared.

○ Plant Design
The general arrangement drawings for fuel building, radwaste building and access control building supporting the reactor containment and the auxiliary building were prepared and the major piping layout of the reactor containment and the auxiliary building were designed. Fuel building is located on a common seismic isolation mat with the reactor containment and the auxiliary building while the radwaste and the access control building are designed as a earthquake-resistance building in consideration of economics. In consideration of function of each building and associated buildings, the fuel building is located close to the auxiliary building to transfer fuel, while the radwaste building is located close to the auxiliary building and the Fuel building, and the access control building is located between the auxiliary building and the turbine building for providing the entrance of controlled area and non-controlled area. The major piping arrangement in the reactor containment and the auxiliary building is designed to review the adequacy of space and the applicability of physical design at the reactor containment and auxiliary building. The water and sodium piping are arranged separately as far as possible to minimize potential water-sodium reaction in the event of piping rupture accidents. In addition, The report for comparison of PGSFR versus CRBRP design was prepared.

○ Civil/Structural Design
Based on the general arrangement drawings issued during Phase 2, each 3-Dimensional Finite Element models for Seismic analysis with adaptation of seismic isolator and structural analysis were constructed using ANSYS program. Seismic input motions were developed based on the design spectrum specified in RG. 1.60 of the NRC and enriched in the high frequency range. Design parameter review report for seismic analysis was prepared for evaluating seismic isolation system(SIS) effects on PGSFR, and seismic analysis and structural analysis were performed using three dimensional finite element model for NI buildings. Seismic isolator properties for the application of PGSFR were determined, and defined seismic isolators were arranged considering base isolated NI buildings by trial and error method. Underground soils are also modeled for SSI analysis using time domain direct method and proper analysis methodology was reviewed. Seismic analysis results were transferred as interface requirements to NSSS for sub-system analysis, and these results were also used as an input data for structural design, equipment verification, pipe stress analysis and support design etc. As final outputs, design of structural systems and related civil drawings were issued. The related analysis has been continuously performed because the detail FEM model of reactor containment/auxiliary/fuel building for seismic analysis, structural analysis and aircraft crash impact evaluation has been updated and verified and the seismic isolation system has been relocated due to the revision of GA drawing in Phase 2, second fiscal year. Structure design, design report and drawing had been prepared based on the analysis result. A topical report for the licensing process was prepared based on experience with the seismic isolation system design firstly applied in Korea nuclear facility. For the purpose of finding design features applicable to the scope of design, construction and license of PGSFR, comparison of those items between PGSFR and CRBRP were performed.

○ Architectural Design
A design report was prepared by investigating various requirements and related data in order to perform the best architectural design for the PGSFR and the security design criteria was prepared for establishing the guidance for overall security design. In addition, the design basis drawings for room numbers, security barrier, personnel circulation and access control were prepared and the plan drawings of the reactor and the auxiliary building were developed for the future detail design, In addition, the PGSFR-CRBRP design comparative review report was issued on the architectural coating requirements.

○ Electrical Design
SFDs for the electrical systems such as main power system, auxiliary power system, direct current power system, essential control and instrumentation power system have been developed based on several considerations that include performance, function, and operations. The SFDs include the descriptions for system configuration, operation, I&C, test and inspection. The electrical drawings such as 154kV SWYD system disconnection diagram, 4.16kV high voltage interrupter foundation disconnection diagram and DC and I&C control system disconnection diagram were developed. In addition, PGSFR-CRBRP design comparison report (electric field) was issued.

○ I&C Design
The system design criteria and system functional description for I&C system such as the engineering safety feature component control system were prepared. In addition, P&IDs and description were prepared for the BOP system monitoring system design. Control system and control logic of BOP system and description were also prepared. Man-machine interface system (MMIS) for the advanced control room design to improve the safety and operability of the plant were designed and the configuration diagram, the soft control design review report, the safety control panel design report and the LDP design report were prepared. In addition, to reflect the human engineering principles and comply the licensing requirements, human engineering plans and technical reports were prepared and digitalization of the I&C was performed. In addition, PGSFR-CRBRP design comparison report for I&C was issued.

○ NSSS Control System Design
- NSSS Control System: PGSFR control system controls process variables (reactor power, temperature, pressure and flow) during plant normal operation. The plant load schedule is presented over the range of 30-100% of full power. The control of the dynamic response of the plant for operational transient is achieved by appropriately trimming control signals such that the controlled variables do not deviate significantly from the load schedule values given instantaneous steam power and the control system is able to meet the objective of near-constant temperature for changes in grid demand. For these purposes, system design and interface requirements for the digital power control system and NSSS process control system are established. Also, the initial control logics are functionally investigated for a few improvements.

○ Non-safety Instrumentation and Monitoring System Design
- NSSS Non-Safety Process Instrumentation
NSSS Non-Safety process instrumentation senses process parameters and generate analog signals and transmit them for the related non-safety systems. These parameters include Temperature, Pressure, Level, Flow, and Sodium leak. Based on characteristics of these process parameters, preliminary structure of Process Instrumentation was developed.
- Non-Safety Ex-core Neutron Flux Monitoring Systems
The Non-Safety ENFMS provides a means to measure reactor power level by monitoring the neutron flux leakage from the reactor vessel for reactor startup, control, and information display. The design requirements for Non-Safety ENFMS with code requirements were analyzed and the specific design criteria of Non-Safety ENFMS was developed. Based on the requirements, system requirements, system description, functional block diagram, and interface requirements of LPMS were set up and established.
- Steam Generator Leak Detection Systems
The steam generator leak detection system(SGLDS) provides a means to detect steam-to-sodium leaks in the steam generator by monitoring hydrogen gas pressure from the sodium exit of the steam generator(SG) and the IHTS espansion tank(ET) for indication, alarm, and automatic action. The SGLDS comprises in-sodium hydrogen meter(ISHM), cover-gas hydrogen meter(CGHM), and signal processing drawer for the small leak(50mg/s – 10 g/s) detection, has interface with NSSS PI to detect intermediate leak(10 - 2,000 g/s).
- Loose Parts Monitoring System
The Loose Parts Monitoring System (LPMS) detects the drifted metallic loose parts in Primary Heat Transport System(PHTS) and Intermediate Heat Transport System (IHTS), and provides operators with information including alarm of loose parts. The design requirements for LPMS with code requirements were analyzed and the specific design criteria of LPMS was developed. Based on the requirements, system requirements, system description, functional block diagram, and interface requirements of LPMS were set up and established.

○ Diverse Protection System Design
- Diverse Protection System:
The Diverse Protection System (DPS) is designed to reduce the risk of an Anticipated Transient Without Scram (ATWS). To cope with the ATWS, the DPS is required to initiate protective action during an Anticipated Operational Occurrence (AOO) that is followed by a failure of the reactor trip portion of the Plant Protection System (PPS). In addition, the DPS includes the functions to mitigate the effects of a potential Common Cause Failure (CCF) of the digital computer logic within the PPS and Engineered Safety Feature - Component Control System (ESF-CCS), concurrent with Design Basis Events (DBEs). The System Design Requirements, System Description, Interface Requirements, and Functional Block Diagram are issued to set up the function and interface requirements for the DPS, and the Specific Design Safety Analysis Report is created based on the system design documents.
- Third-party Review of Safety I&C system Design
The detailed system requirements and performance requirements of the reactor protection system, engineered safety features actuation system, and diverse protection system in the Prototype Gen-IV Sodium-cooled Fast Reactor (PGSFR) design are established, and the established requirements are utilized to generate the protection system configuration on a division basis level. Engineered Safety Feature Actuation Signal includes Decay Heat Removal Actuation Signal, Containment Isolation Actuation Signal and DHRS Damper Closing Signal. Based above description, third-party review for design requirements for plant protection system and SDSAR is performed, and the third-party review for Safety I&C System is issued.

(source: SUMMARY 18p)

목차 Contents

• 표지 ... 1
• 제 출 문 ... 3
• 보고서 요약서 ... 5
• 요 약 문 ... 7
• SUMMARY ... 17
• CONTENTS ... 31
• 목차 ... 33
• 표목차 ... 34
• 그림목차 ... 35
• 제1장 연구개발과제의 개요 ... 37
• 제1절 연구개발의 필요성 ... 39
• 제2절 연구개발 목표 및 내용 ... 42
• 제2장 국내외 기술개발 현황 ... 45
• 제1절 국외 기술개발 현황 ... 47
• 제2절 국내 기술개발 현황 ... 49
• 제3절 국내·외 기술개발 현황에서 차지하는 위치 ... 50
• 제3장 연구개발수행 내용 및 결과 ... 53
• 제 1 절 SFR 원형로 BOP계통 설계 ... 55
• 제 2 절 SFR 원형로 비안전 계측제어설계 ... 197
• 제4장 목표달성도 및 관련분야에의 기여도 ... 219
• 제5장 연구개발결과의 활용계획 ... 233
• 제6장 연구개발과정에서 수집한 해외과학기술정보 ... 239
• 제7장 연구개발성과의 보안등급 ... 245
• 제8장 연구장비의 구축 및 활용 결과 ... 249
• 제9장 연구개발과제 수행에 따른 연구실 등의 안전 조치 이행 실적 ... 253
• 제10장 참고문헌 ... 257
• 부 록 ... 265
• [부록 1] Ernd 연구성과 ... 267
• [부록 2] 연구성과실적서 ... 339
• 서지정보양식 ... 341
• BIBLIOGRAPHIC INFORMATION SHEET ... 343
• 끝페이지 ... 345