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FSAR 14.0

과도 및 사고해석
by

JUNG JONGPIL

on 6 February 2014

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Transcript of FSAR 14.0

운전영역(절차서)
- 정상운전
- 압력/유량, 출력편차 없음
운영기술지침서(T/S)
- COLSS에 의해 감시
- 사고해석 초기조건
- LCO(Limiting Conditions
for Operation)
<Analysis LCO
발전소 정지(Trip)
- CPC에 의한 정지
- 사고해석 시점
- LSSS(Limiting
Safety System
Setpoint)
AOO발생
(Anticipated Opeational Occurences)
CPC는 ESFAS를 발생시켜 가상사고 발생시
ESF(Engineering Safety Features)를
보조하여 사고결과를 완화시킴.

대부분의 발전소 사고시 핵연료는 원자로보호계통(RPS)작동으로 손상없이 보호 가능함

그러나, 심각한 사고 발생시 RPS 작동만으로는
핵연료 손상방지가 어려워 연료손상 완화를 위한
ESF 필요
결국, RPS는 ESF의 보조 수단임

LOCA에서 RPS 역할은 작음
이유 : 대형 LOCA시 증기의 생성은 음의 반응도 삽입
원전의 고유 안전성(Inherent Safety)
따라서, 붕괴열을 제거하는 ESF가 더 중요함

LOCA 발생시 잔열 제거위해 ESF 설계
LOCA의 중요성 고려, 허용기준 명시 : 10CFR50.46
연료 피복재 온도 : < 2,200℉
연료피복재 건전성 보장(가장 중요한 기준)
지르칼로이 용융온도 3,300℉
지르칼로이와 증기와의 산화반응(2,200℉초과시 급증)
Zr + 2H2O → ZrO2 + 2H2 + 열(1,800 ℉에서 시작)
연료 피복재 산화 : < 17%(국부 피복재 두께)
수소생성 : < 1% (노심내 총 Zr 반응시 생성량의)
노심배열(기하학적 구조) : 노심냉각 가능 형상유지
장기 노심냉각 : 장기 노심 가능
중대사고
- 적색비상
- 후쿠시마, TMI, 체르노빌
DBA(Design Basis Accident, 설계기준사고)
- 원자로의 건설 및 가동의 인허가 과정에서 사업자는
원자로의 정상적인 동작 및 안전성 또는 주민 안전성
을 설명하기 위해 가상적인 사고를 해석해야 하는데
이러한 예상되는 최악의 상태에서 발생할 수 있는
가상사고를 DBA라 함
- 대처설비 : 공학적안전설비(노심의 건전성 유지)

- FSAR 의미/중요성
운영허가 서류(운영허가 신청서의 첨부 서류)
- FSAR 작성기준
US.NRC RG 1.70 ‘원자력발전소 SAR 표준양식 및 내용에 관한 지침’ Rev.3(’78)에 따라 작성됨
“Standard Format and Content of Safety Analysis Reports for Nuclear Power Plants”
단, 18장 인간공학은 NRC RG 1.70에 표준양식이 없어 NRC SRP 0800의 양식과 목차에 따라 작성함
(18장은 RG1.70 Rev.3 요구사항은 아님)
- FSAR 적용 기술기준
원자력법 및 관계법령
US.NRC 10CFR/US.NRC SRP
Regulatory Guide - Generic Letter & Bulletin.
SAFDL
(Specified Acceptable Fuel Design Limit)
- 허용핵연료 설계제한치
DNBR : 1.21
LPD : 689 w/cm(21Kw/ft)
핵비등 이탈(Departure from Nucleate Boiling)
증기기포가 연료봉을 에워 싸서 연료봉과 냉각재간의 온도차를 급속히 증가시키는 현상
원자로 출력을 증가시킨 결과 몇 개의 연료봉에 증기차폐(Blanketing)가 발생한 상태
임계열속 도달시 노심이 핵비등 이탈하여 막비등 상태로 천이
임계열속과 실제 국부열속이 동일하면 DNB 발생(DNBR = 1)
핵비등 이탈은 곧 핵연료 피복재 손상 시점 이라 할 수 있음
핵비등이탈률(Departure from Nucleate Boiling Ratio)
“핵비등 이탈이 예상되는 국부열속/실제 국부열속”
실제 운전 국부열속은 DNB가 예상되는 국부열속에 비해 매우 낮음
정상운전 중 DNBR : 약 1.7~1.9
임계열속을 예상하는 실험적 상관식
기포의 표면이탈은 압력,유속,기포분포 등에 좌우되기 때문에 “DNB가 시작되는 국부열속 즉, 임계열속의 정확한 해를 찾는 것은 불가능함
원자로의 운전조건과 유사한 조건서 실험 반복, 임계열속 측정
실험치에 상응하는 수학적 모델을 만드는데 이것은 반복실험 및 오차 보정방법에 의해 얻어지기 때문에 예상값이 실제값과 잘 부합되어 “실험적 상관식”이라 부름 (예 : W-3, CE-1)
예상 임계열속을 측정 임계열속보다 낮은 점에서 잡는 것이 안전도 측면에서 유리함
MDNBR은 CE-1 Correlation에 의해 계산됨
DNB가 정확히 예측되면 안전운전에 요구되는 모든 것이 DNBR >= 1.0을 유지할 것임
그러나 실제상관식처럼 부정확하기 때문에 발생가능한 오차들을 모두 고려한 보수적인 평가가 필요함
CE-1상관식에서는 DNBR=1.3일 때 전체 연료봉이 최고 5%만 핵비등이탈을 일으킨다고 정의함
상관식 논의시 또 다른 변수, 신뢰도(Confidence Level)
신뢰도란 측정치들간 일치정도(이전 측정결과와 상이한 임계열속과 불일치)
95% 신뢰도는 100회 실시한 측정값 중 95번 일치함을 의미
DNBR 제한치 : >=1.21
DNBR=1.21인 연료중 95%의 확률이 DNB를 피할 수 있음을 의미함
95/95 DNB 기준 : 95% 신뢰도에서 최소한 95%의 확률을 갖고 노심내 고온
연료봉에서 DNB 발생하지 않음.
선출력밀도
정의 : 핵연료 단위 길이당 발생 열량 (kW/ft)
핵비등이탈 : 핵연료 피복재 건전성 판단 기준
정상운전 조건 선출력밀도 : 약 12.36 kW/ft
대표적인 선출력밀도 고려 사고 : LOCA
울진 3,4 최대 선출력 밀도 : 13.5 kW/ft (여유:1.14 kW/ft)울진 5,6 최대 선출력 밀도 : 13.6 kW/ft
핵비등이탈 발생 또는 선출력밀도 제한치 초과시
노심 열제거 감소 및 노심 손상 초래 가능
제한치 감시는 노심운전제한치감시계통(COLSS) 실시간 지시 및 경보 발생
제한치 초과시 원자로 트립시켜 노심을 보호함.
보통의 수단에 의해 노심 냉각이 적절히 이루어지지 않는, 구조물이나 계통 등의 실패를 야기하는 원자력발전소의 설계기준을 충분히 초과하는 사고
1. 이차계통에 의한 열제거 증가
-급수온도 감소 (MF)
-급수유량 증가 (MF)
-주증기 유량증가 (MF)
-증기발생기의 대기방출밸브 개방 (MF)
-격납건물 내,외부의 증기계통 배관 파단 (사고)
2. 이차계통에 의한 열제거 감소
-외부 부하상실 (MF)
-터빈 정지 (MF)
-복수기 진공상실 (MF)
-주증기 격리밸브 폐쇄 (MF)
-발전소 보조계통용 비안전 교류전원상실 (MF)
-정상급수 유량상실 (MF)
-주급수계통 배관 파단 (사고)
3.원자로냉각재 유량 감소
-원자로냉각재 유량 완전상실 (MF)
-소외전원상실을 동반한 단일 원자로냉각재펌프 회전-자 고착(사고)
-소외전원 상실을 동반한 단일 RCP 파손 (사고)
4.반응도 및 출력분포 이상
-미임계 또는 저출력 기동상태에서 제어되지 않은 제어봉 집합체 인출 (MF)
-출력상태에서 제어되지 않은 제어봉집합체 인출 (MF)
-단일 전강 제어봉집합체 낙하 (MF)
-비작동 RCP기동 (MF)
-부주의한 붕소희석 (MF)
-부적절한 위치로의 부주의한 핵연료 집합체 장전 (MF)
-제어봉집합체 이탈 (사고)
5.원자로냉각재 재고량 증가
-SIS의 부주의한 작동 (MF)
-CVCS의 오작동(LOOP PLCS 오작동) (MF)
6.원자로냉각재 재고량 감소
-PSV 또는 방출밸브의 부주의한 개방 (사고)
-격납건물 외부의 유출관 양단 파단 (MF)
-SGTR (사고)
-LOCA (사고)
7.부속계통이나 기기로부터 방사성물질 방출
-액체방사성폐기물계통 누설 또는 파단 사고(대기방출) (사고)
-액체방사성물질 함유탱크 파손으로 가상적인 방사능 방출사고 (사고)
-핵연료 취급사고 (사고)
-사용후 연료 캐스크 낙하사고 (사고)
8.정지불능예상과도상태
-적용하지 않음
SAR 15.0
THANK YOU
▶ 설계기준사고

- 안전해석을 통한 고려
- 결정론적 사고분석
- 노심손상의 방지를 위한 설계
- 인허가 설계기준
(Licensing Design Basis)
- 안전등급 설비이용
▶ 중대사고

- 미 해석 사고
- 확률론적 접근
- 노심손상이 사고의 시점
- 안전여유도 기준
(Safety Margin Basis)
- 안전/비안전등급 설비이용
급수온도 감소
- 사건개요 및 원인
고압 급수가열기(HP HTR)의 상실
주급수계통 고장으로 최대 급수엔탈피 감소[100 Btu/1bm (60kcal/kg)]
소외전원 상실(기본 가정) : 터빈트립 3초후 전원상실
- 사건경위 및 계통운전
급수온도감소→RCS온도감소→(-)MTC 원자로출력증가→RCS와 S/G압력감소→CPC원자로 Trip(저DNBR 또는 고LPD 한계 초과 안됨)
- 영향분석 및 결과
S/G ADV의 부주의한 개방사건(IOSGADV)시 얻어진 노심출력 증가보다 더 큰 노심출력 증가 발생하나, 저DNBR/고LPD에 의한 조속한 CPC원자로 Trip을 야기시켜 핵연료 성능 저하를 중지시킴.
과도상태동안 DNBR은 1.3이상 유지
RCS압력은 2750 psia(199.33kg/㎠)보다 낮고,
S/G압력은 1397 psia(98.2kg/㎠A)보다 낮음.

안전성 보장위해 기기의 품질 및 성능이 보장된 비안전등급 및 안전등급 기기 및 계통 기기 수행



단일 고장(Single Failure) 가정
-어떤 사고 발생시 1개 기기 고장 가정

비안전 등급 기기 및 계통
-부정적인 방향 작동 기기 : 인정
-긍정적인 방향 작동 기기 : 불인정
-RCS 압력 감소사고 : 가압기 살수 작동 가정
-RCS 압력 증가사고 : 가압기 살수 작동 불능 가정
사고해석 방법
FSAR 15.0(사고해석)
사고해석 원칙
사고해석 범위
사고해석 수행 코드
사고해석 프로그램
발전소 전계통과 노심을 수학적으로 모델링한 복잡한
컴퓨터 코드에 의해 수행
NSSS 거동모사(CESEC-III)
원자로냉각재 유량감소(COAST)
연료봉내 열전도도 및 표면 열전달 모사(STRINKIN-II)
핵비등이탈 계산(CETOP)
단일 RCP 회전자 고착 및 RCP 축 파단사고의 핵비등이탈 계산(TORC)
원자로 물리 관련 전산 프로그램
유량상실사고 및 제어봉집합체 이탈사고 분석
코드를 이용한 사고분석시 중요한 것
사고이전의 상황을 제대로 모사하는 것이 중요함.
사고분류
일반적인 사고 분류는 발생경험 또는 간접적 평가에 의해 얻는 발생 빈도에 따라 분류하며,
사고분류는 사고분류를 하는 기관에 따라 달라짐
-10CFR, 규제지침서(Regulatory Guide)
-미국원자력학회 표준(ANSI/ANS N18.2)
ANS N18.2
Condition I : 정상, 비정상운전시 발생하는 과도현상
FSAR에는 불포함,기동/정지/출력운전/연료재장전 등

Condition II : 자주 발생(1~2회/년) 경미한 사고
최악의 경우도 원자로 트립만으로 충분

Condition III : 발전소 전수명 기간동안 1번 발생
약간의 초래 사건(10CFR100 제한치 이내)
소형 LOCA,냉각재 강제순환유량상실, 소형주증기관 파단사고
공학적안전설비 작동으로 사고수습 가능

Condition IV : 발전소 수명기간중 불가능한 사고
대형 LOCA/MSLB, Rod Ejection, RCP1대 펌프구동축고착/절단
10CFR의 상세한 규제지침(Reg. Guide 1.7)
보통 빈도사건(Moderate frequency events or Incidents of moderate frequency)
희귀 빈도 사건(Infrequent events or Infrequent Incidents)
사고(Accidents or limiting faults)
ANS N18.2와 Reg. Guide 1.7 비교
Condition II (보통 빈도사건)
Condition III (희귀 빈도사건)
Condition IV (사고)와 일치함.
ROPM
(Required Over Power Margin)
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