원자로냉각재 상실사고 해석목적과 설계기준

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개요

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

여기에서는 원자로냉각재 상실사고의 해석목적과 설계기준[1][2][3]에 대하여 살펴보기로 한다.


원자로냉각재 상실사고 해석의 목적

안전해석(Safety Analysis)이란 원자력 시설 및 활동에 연관된 잠재적 재해를 평가하는 것으로 정의하며, 안전해석의 목적은 원자력시설의 안전에 중요한 계통･기기 및 구조물에 대한 설계기준을 설정하고 규정된 허용기준을 만족하도록 설계되었음을 입증하기 위한 것이다. 이를 토대로 특정 설계기준사고로서 원자로냉각재 상실사고의 해석 목적은 다음과 같이 정리할 수 있다.

❍ 원자로냉각재 상실사고 발생에 따르는 원자로냉각재계통, 2차 계통, 비상노심냉각계통, 격납건물 살수계통 등의 거동을 평가하고,
❍ 비상노심냉각계통을 포함하는 관련 계통･기기의 성능요건(예로서 안전주입펌프 용량, 안전주입탱크 압력과 체적 등)을 결정하고,
❍ 원자로냉각재 상실사고 발생 후의 운전원 조치를 위한 비상운전절차서 개발에 유용한 정보를 제공하고,
❍ 발전소운전을 위한 기술지침서에서 관련 계통･기기의 운전제한조건의 설정에 대한 기술적 배경을 제공하고,
❍ 궁극적으로 비상노심냉각계통의 성능에 관한 허용기준과 방사성물질의 유출에 따른 소외 방사선 피폭선량에 관한 부지의 허용기준에 대한 만족여부를 입증하기 위하여 수행한다.


원자로냉각재 상실사고 설계기준

원자로냉각재 상실사고의 해석을 위하여는 다양한 계통과 연계를 가져야 하며, 또한 해석결과는 다양한 계통이나 기기의 설계기준 설정에 활용된다. 원자로냉각재 상실사고 발생에 따른 안전상의 우려와 이에 따른 설계기준 설정을 위한 안전해석의 주요 고려 사항 및 분야는 다음과 같다.

  1. 원자로냉각재계통의 배관 파단에 의한 냉각재의 급격한 방출로 원자로 내부의 기기나 부품(예로서 노심, 노심지지배럴, 핵연료 집합체, 노심하부지지 구조물 등)에 발생하는 압력 차이와 항력(Drag Force)은 기기나 부품의 손상을 초래하여 노심냉각을 위한 유체경로(Flow Path)의 구조적 건전성을 손상시킴으로써 노심냉각 기능을 상실하게 할 수 있다. 그러므로 해석에서는 사고 1~2초 후에 발생하는 방출하중(Blowdown Loads)을 고려하여 기기나 부품의 손상 가능성을 평가하여야 한다.
  2. 원자로냉각재 상실사고로 인한 노심냉각 기능의 저하로 야기되는 노심의 온도 상승은 핵연료의 손상을 야기할 수 있으므로 노심냉각을 위한 비상노심냉각계통의 성능을 평가하여야 한다. 이러한 계통의 열적 거동은 대형 냉각재상실사고의 경우 대개 사고 500초 후까지 그리고 소형 냉각재상실사고의 경우 3000~5000초까지 지속한다.
  3. 원자로냉각재 상실사고가 발생하여 붕산을 함유한 안전주입수가 노심에 공급되면 붕산의 침전(Boron Precipitation)으로 노심냉각을 위한 유체경로를 막음으로써 장기 노심냉각 기능을 손상시킬 수 있으므로 붕산 침전의 영향과 이의 예방을 위한 조치를 평가하여야 한다. 붕산 침전의 영향은 사고 발생 수 시간 후까지 지속한다.
  4. 원자로냉각재계통의 배관 파단에 의한 냉각재의 급격한 방출로 인하여 격납건물의 압력과 온도를 상승시켜 그 구조적 건전성을 손상시킬 수 있으므로, 방출되는 냉각재의 질량과 에너지 방출량에 의한 격납건물의 구조적 건전성을 평가하여야 한다. 이는 사고전개의 방출 및 재충수 기간까지 지속한다.
  5. 이 외에도 원자로냉각재계통의 배관 파단에 의한 냉각재의 급격한 방출로 발생하는 냉각재의 분출추력(Jet Thrust)이 원자로용기, 기기 또는 배관에 미치는 반동력(Reaction Force)에 의한 구조적 건전성을 평가하여야 하며, 원자로냉각재펌프 후류의 유동이 가속됨으로써 펌프의 속도 증가를 야기하여 펌프 관성바퀴(Flywheel)의 파손과 이에 따른 비산물의 발생 가능성을 평가하여야 한다. 또한 배관 파단에 의한 방사성물질의 외부 유출로 발생할 수 있는 소외 피폭선량을 평가하여야 한다.


참고문헌

  1. ↑ USNRC, “Standard Review Plan for the Review of Safety Analysis Reports for Nuclear Power Plants: LWR Edition”, NUREG-0800, 2007.
  2. ↑ IAEA, “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

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