원자로냉각재 재고량 증가사건

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  원자로냉각재 재고량 증가사건


개요

원자력발전소에서 발생할 수 있는 초기사건에는 기능적 사건분류에 따라 다양한 사건유형들이 있다. 기능적(유형별) 사건분류는 발전소의 기본안전기능을 저해하는 주원인에 따른 유형별 분류로서, 같은 유형의 사건들은 기본안전기능을 저해하는 요인이 동일하므로 같은 유형의 모든 사건들을 해석하지 않고 가장 심각한 영향을 미치는 사건에 대하여 경계치해석(Bounding Analysis)을 수행할 수 있는 특징이 있다.

여기에서는 기능적(유형별) 초기사건 분류에 따른 다양한 사건유형 중에서 원자로냉각재 재고량의 증가 사건유형의 특징과 그리고 사건 발생요인과 사례를 살펴보기로 한다.


원자로냉각재 재고량 증가 사건유형의 특징

원자로냉각재 재고량의 증가는 비상노심냉각계통의 우발적 작동이나 화학체적제어계통의 오작동에 의하여 원자로냉각재계통에 고농도의 붕산수가 주입되거나 붕산이 없는 냉각재가 주입되어 원자로냉각재계통 재고량의 증가를 야기하는 사건이다[1][2][3].

이 사건은 운전원의 실수나 의사신호(Spurious Signal)로 인한 계통의 오작동에 의하여 발생할 수 있다. 주입된 냉각재의 온도, 붕소농도, 그리고 자동제어계통의 반응에 따라 원자로 출력은 증가할 수 있으며, 적절한 제어가 없으면 핵연료봉의 손상이나 원자로냉각재계통의 압력 상승을 야기할 수 있다. 또한 경우에 따라서는 원자로 출력의 감소와 함께 압력의 감소를 나타내기도 한다.

이 유형의 사건은 원자로냉각재계통의 정상운전 압력이 고압 안전주입 펌프의 차단수두(Shutoff Head)보다 낮고 정지냉각계통이 격리된 상태에서 발생할 수 있으며, 원자로냉각재계통의 압력이 펌프의 차단수두에 도달하면 냉각재의 주입은 종료된다. 따라서 충전펌프가 안전주입 신호에 의하여 기동하고 비상노심냉각계통으로 배열되도록 설계된 발전소의 경우에만 원자로냉각재계통의 정상운전 압력에서도 냉각재를 주입시킬 수 있기 때문에 안전의 고려 대상이 된다.

이 경우 충전펌프의 차단수두는 원자로냉각재계통의 정상운전압력보다 크고 또한 가압기안전밸브의 개방 설정치보다 커야 하나, 원자로냉각재계통의 건전성에 대한 허용기준(설계압력의 110%)을 초과할 정도로 크지는 않아야 한다. 여기서 유의해야 할 것은 비상노심냉각계통은 안전주입신호에 의하여 일단 작동을 시작하면 자동으로 정지하지 않기 때문에 운전원이 비상운전절차에 따라 수동으로 정지시켜야 한다는 것이다.

안전주입의 의사신호(Spurious Signal)에 의하여 비상노심냉각계통이 예기치 않게 작동하는 경우 원자로는 안전주입 신호에 의해 자동으로 즉각 정지하기 때문에 핵비등이탈률에 의한 핵연료의 건전성은 안전의 고려 대상이 되지 않는다. 또한 즉각적인 원자로정지에 따라 노심출력과 증기유량의 불일치가 발생하지 않으며 주증기계통에 영향이 거의 없기 때문에 주증기계통의 압력 상승에 의한 안전의 우려는 발생하지 않는다.

비상노심냉각계통의 우발적 작동이 가압기가 물로 가득 찬(Water Solid) 상태에서 가압기 압력방출밸브의 개방을 야기하는 경우, 압력방출밸브는 일반적으로 비안전등급이기 때문에 개방고착(Stuck Open)될 수 있으므로 이 유형의 사고는 원자로냉각재상실사고로 진전될 수 있다. 그러나 예상운전과도는 더 심각한 사고조건으로 진전되지 않아야하기 때문에 사고의 전개에서 운전원이 충전펌프를 수동으로 정지하여 과도상태를 종결하기 전에 가압기를 물로 가득 찬 상태가 되지 않도록 함으로써 냉각재의 방출이 발생하지 않도록 하여야 한다.

비상노심냉각계통의 우발적 작동과는 달리 화학체적제어계통의 오작동 사건에서는 원자로정지가 즉각적으로 발생하지 않고 사건의 전개에서 나타나는 가압기 ‘고’압력 등의 신호에 의하여 원자로가 정지하기 때문에 원자로정지 이전에 발생하는 노심 출력에 의하여 핵연료의 핵비등이탈 가능성이 존재한다. 그러나 원자로냉각재계통의 압력 증가와 노심의 열적 여유도 감소에 따른 원자로보호계통에 의한 원자로정지는 이러한 가능성을 최소화하며, 또한 원자로냉각재계통과 주증기계통의 압력 상승에 대한 안전의 우려를 야기하지 않는다.


원자로냉각재 재고량 증가 사건 발생요인과 사례

이 유형에 속하는 사건들의 사례는 아래와 같다.

  • 예상운전과도 사건
- 비상노심냉각계통의 오작동(II)
- 화학 및 체적제어 계통 오작동(II)
- 가압기 수위제어계통 오작동(II) 등

여기서 괄호속의 수치는 예상되는 '발생빈도별 사건분류를 표시하고 있다.


참고문헌

  1. ↑ IAEA, “Accident Analysis for Nuclear Power Plants with Pressurized Water Reactors”, Safety Reports Series, No. 30, 2003.
  2. ↑ USNRC, “Standard Review Plan for the Review of Safety Analysis Reports for Nuclear Power Plants: LWR Edition”, NUREG-0800, 2007.
  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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