원자로냉각재 상실사고 전개와 완화계통

Atomic Wiki
이동: 둘러보기, 검색
▼ 원자로 냉각재상실 사고해석
  원자로냉각재 상실사고 전개와 완화계통
  원자로냉각재 상실사고 정의와 대상
  원자로냉각재 상실사고 해석목적과 설계기준


개요

원자력발전소에서 발생할 수 있는 원자로냉각재 상실사고(Loss of Coolant Accident; LOCA)는 원자로냉각재 재고량의 감소를 초래하는 사고로써, 이 유형사건의 대표적인 설계기준사고이다.

원자로냉각재 상실사고의 전개와 완화계통[1][2][3]은 원자로의 설계나 운전 특성에 따라 상이할 수 있으므로 여기에서는 우리나라 표준원전 모델인 OPR-1000을 중심으로 살펴보기로 한다.

원자로냉각재 상실사고의 전개

원자로냉각재 압력경계의 배관이나 기기의 파단 또는 손상으로 원자로냉각재 상실이 일어나면

- 원자로냉각재계통의 압력이 급속히 떨어지면서 경수형 원자로의 경우 일반적으로 가압기 ‘저’압력에 의한 원자로정지 신호가 발생하고
- 제어봉집합체는 노심 내로 낙하하기 시작한다.

대형 파단(대형 원자로냉각재 상실사고)의 경우에는

- 제어봉집합체의 삽입 이전에 원자로냉각재계통에서 압력의 급격한 감소로 생성하는 기포에 의한 음(-)의 반응도가 삽입되어
- 원자로를 미임계 상태로 유지하지 때문에 제어봉집합체의 삽입은 노심출력에 영향을 미치지 않는다.

가압기 ‘저’압력에 의하여 안전주입작동신호가 발생하게 되며, 이 신호에 의하여 비상노심냉각계통이 작동하면서 재장전수탱크로부터 붕산을 함유한 냉각수가 원자로냉각재계통으로 주입되고, 붕산수에 의한 음(-)의 반응도가 추가적으로 작용하게 된다.


대형 파단의 경우 사고의 진행과정에서 원자로냉각재계통의 압력이 매우 낮은 압력으로 감소하기 때문에 안전주입탱크, 고압 및 저압 안전주입펌프 등의 모든 안전주입계통이 작동하게 되나, 소형 파단의 경우에는 압력이 크게 감소하지 않으므로 고압 안전주입펌프만 작동하게 된다. 재장전수탱크의 수위 저하로 ‘저’수위에 의한 재순환작동신호가 발생하면 안전주입의 냉각수원은 재장전수탱크에서 격납건물 집수조(Sump)로 전환되고, 저압 안전주입펌프는 정지되기 때문에 고압안전주입 펌프로 냉각수를 주입하게 된다.


원자로정지에 따른 터빈정지와 소외전원 상실의 가정으로 원자로냉각재펌프는 관성서행(Coastdown)하게 된다. 소형 파단의 경우 노심 열제거는 원자로냉각재계통과 노심에서의 자연순환과 안전주입 냉각수에 의하여 이루어지는 반면에, 대형 파단의 경우에는 원자로냉각재계통 내의 조건이 자연순환 유동을 형성할 수 없기 때문에 안전주입 냉각수에 의하여 이루어진다. 또한 소외전원의 상실은 주급수펌프의 정지를 초래하면서 보조급수계통이 작동하게 된다.


사고의 전개에서 대개 가압기 ‘저’압력이나 격납건물 ‘고’압력에 의하여 격납건물 격리작동신호가 발생하며, 격납건물 ‘고-고’ 압력에 의하여 격납건물 살수작동신호가 발생한다. 격납건물 살수작동신호에 의하여 격납건물 살수펌프가 작동하면서 재장전수탱크로부터 격납건물 내로 냉각수를 살수함으로써 격납건물 대기의 온도와 압력을 감소시킨다. 또한 격납건물 격리작동신호는 방사성물질의 외부 유출을 제한하기 위하여 격납건물을 격리시키게 된다.


이상의 사고전개에서 살펴본 바와 같이 원자로냉각재 상실사고는 원자로냉각재계통의 압력감소, 가압기 수위감소, 충전유량의 증가, 원자로냉각재 온도의 포화온도 접근, 격납건물 내부의 압력과 온도 증가, 격납건물 집수조의 수위 증가, 안전주입작동신호 또는 격납건물 격리신호 발생, 방사선감시기 경보 등의 징후를 통하여 인지할 수 있다. 대형 냉각재상실사고의 경우 사고의 전개가 매우 빨라 초기에 운전원이 개입할 시간이 없으므로 사고의 대응이 전적으로 발전소의 안전계통에 의존하는 반면, 소형 냉각재상실사고는 사고의 전개가 비교적 느리기 때문에 운전원의 개입여부에 따라 다양한 사고 진행 과정을 나타낼 수 있다.


원자로냉각재 상실사고 완화계통

사고의 예방과 완화를 위하여 작동하는 계통과 기능은 다음과 같다.

• 원자로냉각재 재고량 확보와 노심냉각을 위한 고압 및 저압 안전주입계통과 안전주입탱크를 포함하는 비상노심냉각계통(안전주입계통)
• 사고 후의 장기냉각 기능 수행을 위한 정지냉각계통
• 격납건물 내의 압력 및 온도 감소와 핵분열생성물 제거를 위한 격납건물 살수계통
• 방사성물질의 외부 유출 차단을 위한 격납건물 격리계통
• 격납건물 내의 수소 혼합과 연소 방지를 위한 가연성기체 제어계통
• 2차 측의 냉각기능을 통한 원자로냉각재계통 열제거를 위한 보조급수계통


참고문헌

  1. ↑ USNRC, “Compendium of ECCS Research for Realistic LOCA Analysis”, NUREG-1230, 1988.
  2. ↑ AEA, “Deterministic Safety Analysis for Nuclear Power Plants”, Safety Standards Series, Specific Safety Guide, No. SSG-2, 2009.
  3. ↑ 김효정, “원자력 안전해석”, 정기획출판사. pp.842, 2016. 6.


이 자료의 최초 작성 : 김 효정(GINIS) kimhhoj@gmail.com, 등록 : 박 찬오(SNEPC) copark5379@snu.ac.kr

원본 주소 "https://atomic.snu.ac.kr/index.php?title=원자로냉각재_상실사고_전개와_완화계통&oldid=6683"