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한솔 진
5 years ago
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1 노심손상정도에따른비상발령조건에관한고찰 이훈주 Korea Institute of Nuclear Safety

2 목 차 I. 원자력발전소안전성확보 II. III. IV. 원자력발전소사고 / 고장 노심손상및용융 - 중대사고 방사선원항및방출량

3 I. 원자력발전소안전성확보

4 원자력발전소의안전목표 원자력안전성목표 방사선방출방지 방벽 핵연료및피복재건전성 원자로냉각재계통건전성 격납용기건전성 미임계 ( 반응도 ) 노심냉각 ( 안전계통 ) 열제거원 ( 열침원 ) 냉각재재고량 냉각재건전성 격납용기건전성 필수안전기능

5 심층방어개념및전략 전략 (1/2) 심층방어 가능한운전원의실수또는기계적고장을보상하기위하여, 방사성물질의환경으로의방출을방지하기위한연속된방벽을포함한다중방호에초점을맞추어시행하며, 이러한방벽들이충분히효과적이지못한경우라도공중과환경을보호할수있는폭넓은조치를포함하고있음. 사고방지 안전성확보를위한일차적수단즉사고, 특히중대한노심손상을야기할수있는사고의방지가우선적으로강구되어야함. 사고완화 발전소내및소외에대한완화조치가가능하여야하며, 또한방사성물질의우발적인방출에대한영향을충분히줄이기위한준비가되어있어야함.

6 심층방어개념및전략 전략 (2/2) Systematic Barriers Negative Reactivity Feedback + Reactor Control System + Reactor Protection System + Engineered Safety Features + Severe Accident Precaution/Coping Inherent Safety Precaution Prevention Mitigation Beyond DBA Event Frequency CDF

7 참고 : 원자력발전소고유안전성 핵분열증가 온도상승 우라늄 -238 이중성자를흡수하는비율이감소한다. 물의밀도가올라가서중성자의감속이잘된다. 물의밀도가내려가서중성자의감속이나빠지므로우라늄 -235 에흡수되는중성자의비율이감소된다. ( 보이드효과 ) 우라늄 -238 이중성자를많이흡수한다. ( 도플러효과 ) 온도저하 핵분열감소 냉각재온도가상승하면감속이잘되지않아핵분열이감소 핵연료온도가증가하면중성자흡수가많아져출력이감소

8 심층방어단계별설계목표 Levels of DID Level 1 Level 2 Level 3 Level 4 Level 5 Objective Prevention of abnormal operation and failures Control of abnormal operation and detection of failures Control of accidents within the design basis Control of severe plant conditions including prevention of accident progression and mitigation of the consequences of severe accidents Mitigation of radiological consequences of significant releases of radioactive materials Essential means for achieving objective Conservative design and high quality in construction and operation Control, limiting and protection systems and other surveillance features Engineered safety features and accident procedures Complementary measures and accident management Off-site emergency response

9 다중방벽과심층방어와의관계 Level 5 Level 4 Fourth / Fifth Barrier Level 3 Level 2 Level 1 Third Barrier Second Barrier First Barrier Protection System, ESFs & Special Safety Features Normal Operating System General Means of Protection, Conservative Design, Quality Assurance, Safety Culture Fuel Matrix Fuel Rod Cladding Primary Coolant Boundary Prevention of Deviation from Normal Operation Control of Abnormal Operation Control of Accidents in Design Basis Steel Liner / Containment Accident Management Including Containment Protection Off-Site Emergency Response

10 심층방어설계와사고방지 / 완화 Strategy Accident Prevention Accident Mitigation Plant State Normal Operation AOOs DBAs Severe Accidents Post-Severe Accidents Level of DID Level 1 Level 2 Level 3 Level 4 Level 5 Control Normal Operating Activities Control of Accidents in DBA Accident Management Procedures Normal Operating Procedures Emergency Operating Procedures Ultimate Part of Emergency Operating Procedures Response Normal Operating Systems Engineered Safety Features Special Measures Off-site Emergency Preparations Condition of Barriers Area of Specified Acceptable Fuel Design Limit Fuel Failure Severe Fuel Failure Fuel Melt Uncontrolled Loss Fuel of Melt Confinement Color code Normal Postulated Accidents Emergency

11 참고 : 기인사건발생빈도 예상 (expected): 발전소의수명기간중한차례이상발생할것으로예상되는사건 (f > 10-2 / 년 ) 소외교류전원상실 (LOOP), 급수유량상실, 증기발생기튜브누설, 사소한핵연료취급사건등 가능 (possible): 예상되지는않지만발전소의수명기간중발생할가능성이 1% 정도인사건 (10-4 / 년 < f < 10-2 / 년 ) 소형냉각재상실사고 (SBLOCA) 증가발생기튜브 1 개의완전파단등 희박 (unlikely): 발전소설계시고려되지만, 발전소의수명기간중발생가능성이극히낮은사건 ( f < 10-4 / 년 ) 대형냉각재상실사고 (LBLOCA) 등 11

12 안전성평가척도 : 안전여유도

13 II. 원자력발전소사고 / 고장

14 원자력안전위기수준 -비상발령 구분 관심 (BLUE) 주의 (YELLOW) 경계 (ORANGE) 심각 (RED) 판단기준 O 원자력발전소고장 1단계수준 : 기기고장, 종사자인적오류, 절차결함등으로운전요건을벗어난비정상상태 O 발생징후가있으나단기간내에국가위기로발전할가능성이낮은상태 O 원자력발전소사건 2등급 ( 백색비상 ) 수준 : 사고야기및확대가능성은나타나지않지만안전계통에심각한기능상실 O 발생징후가활발하게탐지되어국가위기로발전할가능성이있는상태 O 원자력발전소사건 3등급 ( 청색비상 ) 수준 : 사고야기및확대가능성있는안전계통에심각한기능상실 O 발생징후가구체적으로인지되어국가위기로발전할가능성이매우높은상태 O 원자력발전소사고 4등급 ( 적색비상 ) 수준 : 원자로노심의일부손상또는종사자들의치사량피폭사고 O 발생징후가현저하게임박하여국가위기로발전할가능성이확실시되는상태 비고 징후활동감시 협조체계가동및대응태세점검 대응태세돌입 즉각대응조치시행

15 원자력안전재난대응 -비상발령 구분구분 정의 백색백색비상비상 o o 방사성물질의방사성물질의밀봉상태의밀봉상태의손상손상또는또는원자력시설의원자력시설의안전상태안전상태유지를유지를위한위한전원공급기능에전원공급기능에손상이손상이발생하거나발생하거나발생할발생할우려가우려가있는있는등의등의사고사고방사선방사선영향이영향이원자력시설원자력시설건물내에건물내에국한될국한될것으로것으로예상되는예상되는비상사태비상사태 청색청색비상비상 o o 백색비상백색비상등에서등에서안전상태로의안전상태로의복구기능의복구기능의저하로저하로원자력시설의원자력시설의주요안전기능에주요안전기능에손상이손상이발생하거나발생하거나발생할발생할우려가우려가있는있는등의등의사고사고방사선방사선영향이영향이원자력시설원자력시설부지내에부지내에국한될국한될것으로것으로예상되는예상되는비상사태비상사태 적색적색비상비상 o o 노심의노심의손상손상또는또는용융용융등으로등으로원자력시설의원자력시설의최후방벽에최후방벽에손상이손상이발생하거나발생하거나발생할발생할우려가우려가있는있는사고사고방사성물질의방사성물질의누출로누출로인한인한방사선영향이방사선영향이원자력시설원자력시설부지밖으로부지밖으로미칠미칠것으로것으로예상되는예상되는비상사태비상사태

16 원전사고 / 고장등급분류 국제원자력사고고장등급 (INES) 사건의심각성정도에따라 1 등급부터 7 등급까지분류 상위등급 (4등급-7등급): 사고 (Accidents) 하위등급 (1등급-3등급): 고장 (Incidents) 안전에중요하지않는사건은 0 등급 ( 경미한고장, Deviation) 으로분류 안전과무관한사건은등급외사건 (Out of Scale) 으로분류 각회원국은아래의사건발생시 24시간이내에 IAEA에보고 2등급이상으로평가된사건 국제적관심사건

17 사고 / 고장등급평가기준 -Table 1 분류 등급 기준 1 대중 / 작업자및환경영향 기준 2 방사선방벽및통제영향 기준 3 심층방어약화 사건사례 7 대형사고 방사성물질의대량외부방출 (5 만 TBq 이상 ) o 구소련체르노빌원전사고 (1986 년 ) 6 심각한사고 방사성물질의상당량외부방출 (5 천 TBq 이상 ) 사고 Accident 5 광범위한영역에영향을주는사고 방사성물질의한정적인외부방출 (5 백 TBq 이상 ) 방사선에의한수명사망 원자로노심의중대손상 시설내방사성물질의대량방출 ( 임계사고및화재 ) o 영국윈드스케일원자로사고 (1957 년 ) o 미국 TMI 원전노심용융사고 (1979 년 ) 4 국소적영역에영향을주는사고 방사성물질의소량외부방출 (50 TBq 이상 ) 최소 1 인사망 핵연료용융또는손상 ( 노심의 0.1% 이상방출 ) 시설내방사성물질의상당량방출 o 프랑스생로랑원전사고 (1980 년 ) o 일본 JCO 핵임계사고 (1999 년 ) 3 심각한고장 종사자의법정연간선량한도 10 배초과피폭 방사선에의한화상 1 Sv/hr 이상의피폭가능 설계상고려되지않은심각한오염 안전조치가남아있지않는사고에가까운원전사건 o 스페인반델로스원전화재사건 (1989 년 ) 고장 Incident 2 고장 10mSv 이상의대중피폭 종사자의법정연간선량 50 msv/hr 이상의피폭가능한도 (50mSv) 초과피폭 설계상고려되지않은상당한오염 안전기능의중대고장 ( 실질적결과없음 ) o 스웨덴포스마크원전전원상실사건 (2006 년 ) 1 단순고장 심각하지않은안전기기고장 ( 심층방어유지 ) 등급이하 Below Scale 0 경미한고장 안전상중요하지않은사건 (no safety significant) [ 원전사건 ] 정상적인원자로정지, 시설의안전에영향이없는안전계통의오작동, TS 이내의냉각재누설, 정기검사또는시험시발견한단일기기의고장 ( 다중성존재 )

18 사고 / 고장등급평가방법 / 절차 기준 1 : 대중 / 작업자및환경영향 기준 2 : 방사선방벽및통제영향 기준 3 : 심층방어영향

23 Layer 접근방향 : 원자로출력과관련없는사건 * 사건으로인한최대잠재영향결정, 건전한안전방벽의수결정 * 안전방벽 (Safety Layer) - 피동설계 (Passive Design) - 능동기기 (Active Component) - 행정관리 (Admin. Controls) 최대잠재결과및남아있는안전방벽의수결정 등급하향요인고려 23 등급상향요인? 1) 공통원인고장 2) 부적절한절차 3) 안전문화결여

24 기준 3: 심층방어영향 기초등급결정후다음에대해서 1 등급상향조정가능 공통원인고장 단일사건이나원인으로발생한다수계통및기기의고장 부적절한절차 안전문화결여 운전제한조건위반 승인없이절차위반 품질보증활동부적절 인적오류의누적 연간선량한도를초과하는주민피폭 연간누적선량한도를초과하는주민또는작업자피폭 방사성물질의통제실패 ( 환경방출, 오염확산등 ) 첫번째사건이후시정조치불이행에의한동일사건의반복 24

25 INES 에따른국외사건사례 주민및환경영향 시설내방사선방벽및통제영향 심층방어영향 7 등급대형사고 1986 년체르노빌원전사고. 광범위한건강및환경영향. 노심재고량의상당량외부방출 6 등급심각한사고 1957 년러시아키스킴원전사고. 고준위방사성폐기물탱크의폭발에의한방사성물질의상당량환경방출 5 등급광범위한결과를초래하는사고 1957 년영국윈드스케일원전사고. 원자로노심화재에의한방사성물질의환경방출 1979 년미국 TMI 원전사고. 원자로노심의심각한손상 4 등급국소영향을초래하는사고 1999 년일본토카이무라시설사고. 원자력시설에서의임계사고에의한치명적인작업자피폭 1980 년생로랑원전사고. 노심내한채널의핵연료용융. 부지밖으로의방출없음. 3 등급심각한고장 예제사건없음 2005 년영국쉘라필드재처리시설사건. 시설내많은양의방사성물질방출 1989 년스페인발델로스원전사건. 화재에의한안전계통의상실사건으로사고에가까운사건 2 등급고장 2005 년아르헨티나아투차 (Atucha) 원전사건. 원전에서연간제한치를초과하는작업자 1 인피폭 1993 년프랑스까다라쉬 (Cadarache) 사건. 설게시고려하지않는지역으로의오염확산 2006 년스웨덴포스마크원전사건. 비상전원의공통원인고장요소가있는안전기능저하사건 1 등급단순고장 ( 이상 ) 원자력시설에서의운전제한위반

26 INES 에따른국내사건사례 1 등급이상사건목록 2 등급사건 월성 1 호기냉각재액체방출밸브고장에의한원자로정지및보호밸브개방에따른중수누출 ( 94) 1 등급사건 1. 울진 2호기비상정지논리시험중원자로정지차단기이상에의한원자로정지 ( 97) 2. 울진 1호기 1차기기냉각해수계통배관누수에의한원자로수동정지 ( 98) 3. 영광 2호기복수기덤프밸브고장에의한원자로정지 ( 99) 4. 고리 1호기시험중부적절한절차에의한원자로정지 ( 00) 5. 울진 4호기정지중증기발생기전열관누설에의한안전주입 ( 02) 6. 영광 5호기탈염수공급모관방사능오염 ( 03) 7. 월성1호기비상발전기실스프링클러오작동에의한원자로건물격리신호발생 ( 05) 8. 울진1호기원자로냉각재계통가열중부적절한안전주입발생 ( 06) 9. 울진 2호기가압기살수밸브고장개방에따른원자로미임계진입 ( 06) 10. 하나로공기조화계통필터뱅크누설성능시험중화재발생 ( 06) 11. 월성 2호기계획예방정비기간중예비디젤발전기 #2 기동 ( 09)

27 TMI/Chernobyl 사고조치요구사항 1. TMI Action Plan Task III.A: Emergency Preparedness and Radiation Effects Task III.A.2: Improving Licensee Emergency Preparedness -Long-term Task III.A.3: Improving NRC Emergency Preparedness Task III.B: Emergency Preparedness of State and Local Governments Task III.C: Public Information Task III.D: Radiation Protection Task III.D.2: Public Radiation Protection Improvement Task III.D.3: Worker Radiation Protection Improvement 2. Chernobyl Action Plan Task CH4: Emergency Planning 방재대책 / 대응능력제고 비상계획 / 안전문화강조

28 방사능방재대책 - 방사선비상계획서 안전계통동작 경보발생 비상운전 초과시재해석또는허가취소 원자로정지 정상운전 진행방향비정상운전 방사성물질방출사고해석범위 방사선비상계획요구 사고해석범위초과중대사고 시설별방사선비상계획구역 (EPZ) 구분발전용원자로및관계시설연구용원자로및관계시설사용후시험및연구목적이아닌처리시설핵연료저장시설저장 시험및연구목적의처리시설처리시설그밖의원자력시설 범위반경 8 내지 10 킬로미터개별적으로결정반경약 5 킬로미터반경약 1.5 킬로미터부지경계부지경계

29 III. 노심손상및용융 -중대사고 노심용융 : 원자로의노심냉각이불충분한상태가계속되거나노심의이상출력폭주에의해노심온도가상승하여노심및구성재료의융점에달한상태 중대사고 : 설계기준사건을초과하는원자로노심의손상을수반하는사고로서, 안전설계평가상가정하고있는수단으로는적절한노심냉각또는반응도제어가불가능한상태

30 TMI-2 사고증식후노심손상정도 - 노심의 70% 가손상되었으며, 35~40% 가용융된것으로추정 - 노심용융으로인하여수소가발생하면서소규모폭발발생

31 중대사고시노심재료융점 - 노심출구열전대 (CET) 온도 980⁰C 이하 : 피복재산화미미 -CET 온도 980⁰C~1300⁰C : 산화에의한피복재파손상태 -CET 온도 1300⁰C 이상또는저온지시 : CET 파손및노심용융

32 재료간반응속도정수온도의존성 - 이종혼합금속은공융현상에의해실제보다저온에서용융 - 핵연료보다저융점의노심구성재료가먼저용융되어집합체손상

33 중대사고시중수계통에의한열제거해석 ( 예 ) - 외부전원상실 + 안전밸브고착 + 붕괴열제거실패 = 노심노출 - 사고발생후 1000 초에노심수위가하부까지강하하였으나, 9000 초에서압력관팽창으로열제거가양호하여피복관최고온도는 750⁰C 에도달

34 중대사고시격납용기내거동 - 약 1000 ⁰C 에서피복재파손, 약 2800 ⁰C 에서핵연료용융 - 격납용기수소농도가 5% 를초과할경우원자로용기파손으로가정 - 약 800 ⁰C 에서격납용기콘크리트파손발생

35 확률론적중대사고평가절차

36 확률론적안전성평가 (PSA) 등급

37 확률론적안전성평가 (PSA) 절차 PSA : Probabilistic Safety Assessment

38 원자로냉각재파단사고사건수목 원자로냉각재파단 (DEGB : Double-Ended Guillotine Break) 사건수목분석 (ETA : Event Tree Analysis)

39 안전계통전원상실고장수목 ( 예 ) 고장수목분석 (FAT : Fault Tree Analysis)

40 사건별노심손상확률 노심손상확률 (CDF : Core Damage Frequency)

41 방사선량평가프로그램 노심손상도평가 핵종자료설계특성자료 노심출구온도 안전주입량평가 과냉각여유도평가 원자로건물방사선량률평가 PASS 방사능평가 노심노출시간평가 원자로건물수소농도평가 노심상태평가

42 방사선량평가프로그램 노심출구온도 노심출구온도에의한노심상태직접평가

43 방사선량평가프로그램 노심노출시간평가 노심노출시작시간 원자로냉각재수위 핵연료상부에도달 원자로냉각재온도 400 C 이상 노심충수완료시간 원자로냉각재수위 핵연료상부에재도달 원자로냉각재온도 300 C 이하 안전주입유량 안전주입요구량의 3배이상 노심노출시간 = 노심충수완료시간 노심노출시작시간

44 방사선량평가프로그램 안전주입량평가 정지후붕괴열제거에필요한안전주입냉각수요구량계산 F_lpsi, F_hpsi 측정값이용 안전주입냉각수량 (Q SI ) 안전주입냉각수요구량 (Q Req ) 비교 Q SI < Q Req 노심노출시작 Q SI > Q Req 노심충수완료 ( 노심노출 15분경과이전 ) Q SI > 3xQ Req 노심충수완료 ( 노심노출 15분경과이후 ) (Zr-증기반응열 (32 F/s) 고려 ) 노심노출시간 = 노심충수완료시간 노심노출시간 노심상태평가

45 방사선량평가프로그램 과냉각여유도평가 원자로냉각계통온도 압력조건에서원자로냉각재의비등여부를평가 T_rcs, CET, P_rcs 측정값이용 과냉각여유도 T sub T sat 과냉각여유도 < 0 원자로냉각재비등 노심노출시작 과냉각여유도 > 0 노심충수완료 노심노출시간평가 노심상태평가 T rcs

46 방사선량평가프로그램 노심노출시간과노심상태 노심손상상태 냉각재방출, 피복재손상, 노심용융, 압력용기파손 노심노출시간과노심손상분율 노심손상상태 냉각재방출 피복재손상 노심용융 압력용기용융 t u CDS 1 F CDS t CDS t 노심노출후노심손상시작시간 (t CDS-1 )(hr) 0.0 (0.0) 0.0 (0.0) 0.5 (2.0) 1.8 (8.0) 노심손상기간 (t CDS )(hr) 0.0 (0.0) 0.5 (2.0) 1.3 (6.0) 2.0 (16.0) *** PWR 의경우 NUREG-1465 참조, ( ) 안은 CANDU 에대한값으로 중대사고분석결과참조

47 방사선량평가프로그램 원자로건물방사선량률평가 노심상태에따른원자로건물방사선량률계산 원자로건물방사선량률측정값 (RL_ctmt) 을이용 살수제거, 차폐, 감시기효율등고려 노심상태평가 원자로건물방사선량률과노심상태

48 방사선량평가프로그램 사고후시료채취계통 (PASS) 방사능평가 노심상태및공학적안전설비작동상태에따른 PASS 측정예상값계산 원자로건물대기중방사능농도 원자로건물집수조방사능농도 PASS 실제측정값이용 핵종별예상되는노심상태중가장심각한경우선택 노심상태평가 원자로건물방사능농도와노심상태

49 방사선량평가프로그램 사고후감시설비평가 (CANDU) 노심상태에따른원자로건물대기방사능농도평가 PWR의 PASS 중대기중방사능농도를이용한평가방법과유사 사고후감시 (PAM) 설비에의한방사능 (cpm) 측정값 (AL_ctmt) 을이용 노심상태평가 원자로건물방사능농도와노심상태

50 방사선량평가프로그램 수소농도평가 원자로건물내수소농도 (H2_ctmt) 측정 Zr-증기반응분율 (F zs ) 평가 Zr+2H 2 O ZrO 2 +2H 2 +Q F zs m z H V c ( 100 / H 2 (%) 1) m z : 총 Zr 질량, H : 환산인자, H2 : 수소농도 Zr- 증기반응분율에따른노심상태평가 Zr-증기반응분율 0-5% 5-10% 10-20% 20-30% 노심상태정상운전피복재손상노심용융압력용기손상

51 방사선량평가프로그램 사고상태 노심손상도평가 설계기준사고평가 - 증기발생기전열관파단사고 - 기타사고 사용후연료저장조사고평가 핵종자료설계특성자료 계통방사선원평가 - 원자로냉각계통방사선원 - 핵연료간극방사선원 - 핵연료방사선원 - 이차계통방사선원 - 사용후연료방사선원 발전소상태평가 - 원자로건물격리상태 - 살수계통작동상태 - 증기발생기전열관노출상태 - 보조건물비상환기계통작동상태 - 사용후연료저장조상태 방사능환경방출량 / 방출률평가 (15 분간격 )

52 IV. 방사선원항및방출량 방사선원항 : 노심손상사고시노심으로부터방출될수있는핵분열생성물 (FP) 의핵종. 화학적형태및방출량을총칭하며, 원자로냉각재계통과격납용기의건전성이유지되더라도일정한핵분열생성물이환경으로방출됨.

53 방사능재난발생의선포기준 ( 시행령제 25 조 ) 원자력시설부지경계에서의전신선량이 10mSv/hr, 갑상선선량이 50mSv/hr 이상이상 원자력시설부지경계에서측정한공간방사선량률이 1R/hr 이상이상또는또는오염도가 1R/hr 이상에상당하는경우경우 교육과학기술부장관이필요하다고인정하는경우경우 주민보호조치를위한기준 ( 시행규칙제 15 조 ) 긴급주민보호조치대피소개갑상선방호약품일시이주영구이주 결정기준 10mSv 50mSv 100mGy 30mSv/ 처음 1월, 10mSv/ 다음 1월 1Sv/ 평생

54 주민보호대책을위한기준 ( 음식물섭취제한 ) 육류, 어류, 곡물 (Bq/kg) 야채, 과일 (Bq/kg) 물, 우유 (Bq/l) 유아식품 (Bq/kg) 1 군 Cs-134, Cs-137, Ru- 103, Ru-106, Sr-89 2,000 1, 군 I-131, Sr-90 1, 군 U-235, U 군 Am-241, Pu-238, Pu- 239, Pu-240, Pu 군 H-3 100kBq/l ( 반출 / 소비통제 ) 야채, 과일 (Bq/kg) 물, 우유 (Bq/l) 유아식품 (Bq/kg) 농축산물 (Bq/kg) 1 군 Cs-134, Cs-137, Ru- 103, Ru-106, Sr-89 1, ,000 2 군 I-131, Sr 군 U-235, U 군 Am-241, Pu-238, Pu- 239, Pu-240, Pu 군 H-3 100kBq/l

55 방사선원항평가방법론연구 연구 (1/2) 사고결말연구 (WASH-740), 1957 년 - 가상사고의이론적가능성과결말을분석 - 노심손상상태의심각성에따라 3 단계 Hazard State 로구분 - 10CFR100( 부지선정기준 ) 제정및 TID 연구의기초 최대가상사고연구 (TID-14844), 1962 년 - 최대가상사고 (Max. Credible Accident) 로서 LBLOCA 분석 - 방사선원항 : 노심내총방사능량중불활성기체 (Xe, Kr) 의 100%, 요오드의 50% 및방사성입자의 1% 가격납건물로방출되며, 격납건물설계누설률 (0.1v/o/ 일 ) 로방출된다고가정 원자로안전성연구 (WASH-1400), 1975 년 - 확률론적사고위험도분석및결정론적방사선원항평가 - 노심손상정도평가 : 기인사건, 고장수목분석, 사건수목분석활용 - 40 여개의주요사고경로도출및 9 개의방출군으로분류

56 방사선원항평가방법론연구 연구 (2/2) 방사선원항재평가연구 (NUREG-0956), 1986 년 - 중대사고시핵분열생성물데이터베이스개선 - 데이터베이스와 STCP(Source Term Code Package) 간차이분석 - 방사선원계산시불확실성고려및개선된선원항사용제안 원전위험도재평가연구 (NUREG-1150),1990 년 - 중대사고의확률과결말에대한연구를수행 - 노심용융사고분석에대한확률론적위험도평가방법사용 경수로형원전방사선원항연구 (NUREG-1456), 1992 년 - 노심에서격납건물까지시간에따른핵분열생성물방출단계 - 핵분열생성물방출단계 : 냉각재방사능방출 (Coolant Activity Release), 간극방사능방출 (Gap Activity Release), 초기원자로용기내방출 (Early In-Vessel Release), 용기외부방출 (Ex-Vessel Release), 후기원자로용기내방출 (Late In-Vessel Release)

57 핵분열생성물방출단계 냉각재방사능방출 (Coolant Activity Release Phase) 가상배관파단과동시에냉각재에용해되어있는방사성물질이방출 간극방출 (Gap Activity Release Phase) 사고후냉각재보충이불충분한경우, 핵연료피복재손상으로핵연료간극 (Gap) 내의방사성물질 ( 불활성기체, I, Cs등 ) 이방출 초기원자로내부방출 (Early In-vessel Release Phase) 핵연료용융이시작되고핵연료의기하학적구조가상실됨핵연료중의방사성물질이방출 원자로외부방출 (Ex-vessel Release Phase) 원자로압력용기의손상으로노심용융물이격납건물콘크리트와상호작용하며방사성물질이방출 후기원자로내부방출 (Late In-vessel Release Phase) 원자로냉각계통중의침적된방사성물질이재부유하여방출

58 냉각재상실사고시선원항특성비교 항목 기존방사선원항대체방사선원항 TID-14844(RG 1.4) NUREG-1465(RG 1.183) 적용원자로유형 PWR, BWR PWR, BWR, 개량형, 피동형 노심용융정도 100% 100% 방출시간 ( 설계기준사고 ) 격납건물대기로의방출분율 ( 노심재고량기준 ) 격납건물내부요오드의화학적형태 순간방출 간극방출 (0-0.5hr) 초기원자로내방출 ( hr) 핵종구분 3 개그룹 8 개그룹 격납건물내부방사성물질제거 불활성기체요오드기타 원소형유기형입자형 100% 50% - 91 % 4 % 5 % ANSI/ANS-56.5 SRP % 40% 30% (Cs, Rb) 4.85 % 0.15 % 95 % NUREG/CR-5966 NUREG/CR-6189

59 핵분열생성물방출지속시간및방출율 내용기존방사선원항 (TID-14844) 대체방사선원항 (NUREG-1465) 핵분열생성물방출특성및지속시간 핵분열생성물구분및방출율 사고즉시순간방출 3 그룹으로구분방출율 1Noble Gases : 100 % 2Iodine : 50 % 3Solid : 1 % 각단계별로연속방출 1 냉각재방출 : sec( 요오드스파이크고려 ) 2 간극방출 : 0.5 hr 3 초기노내방출 : 1.3 hr 4 원자로용기외부 : 2.0 hr 5 후기노내방출 : 10.0 hr 8 그룹으로구분 방출율 : 간극방출 / 초기노내방출 1Noble Gases : 0.05 % / 0.95 % 2Halogens : 0.05 % / 0.35 % 3Alkali Metals : 0.05 % / 0.25 % 4Te group : 0 % / 0.05 % 5Ba,Sr group : 0 % / 0.02 % 6Noble Metals : 0 % / % 7Ce Group : 0 % / % 8Lanthanides : 0 % / %

60 설계기준방사선원항 설계기준방사선원항은방사성폐기물계통의설계와발전소기기의집적선량의결정및차폐설계등에사용 설계기준방사선원항은정상운전시원자로냉각재의최대방사능해석을위한보수적모델에근거하여계산 노심출력준위 : 2,872 MWt 정화유량 / 붕소농도조절을위한정화유량 : 4.723/0.0 kg/sec 제거효율 ( 불활성기체 /Cs, Rb/ 음이온 / 기타핵종 ) : 0.0/0.5/0.99/0.98 탈기기운전 : 연속운전모드 ( 차폐설계기준 : 미운전모드 ) 가정 핵연료피복재손상률 : 1.0%( 차폐설계기준 : 0.25%) 가정 원자로냉각재내핵분열생성물의최대방사능은 DAMSAM 전산코드를이용하여계산됨. 방사성핵종의붕괴에너지, 반감기및존재량등을고려하여계산 설계기준사고시의방사선원은정상운전시원자로냉각재내에기포함되어있던방사성핵종의양에가상사고로인하여핵연료에서누출될것으로예상되는핵분열생성물량을추가

61 설계기준방사선원항 대형냉각재상실사고시방사선원항 대형냉각재상실사고후격납건물로누출되는원자로노심의핵분열생성방사선원은 2,872 MWt( 설계출력의 102%) 의출력준위와 54 GWD/MTU 의연소도가정 사고후액체상방사선원으로는노심핵분열생성물중불활성기체의 100%, 할로겐의 50% 와기타핵분열생성물의 1% 가고려되며, 기체상방사선원으로는불활성기체의 100% 와할로겐의 50% 를고려 ( 할로겐의경우 50% 가사고와동시에순간침적됨을가정 ) 감압된액체상계통의경우불활성기체는전량부유화됨을가정 배수조내액체상방사성핵종농도계산시에는원자로냉각재, 재장전수탱크및안전주입탱크냉각수의희석이고려되며, 격납건물대기내기체상방사성핵종농도계산시에는격납건물내공기희석고려 주제어실방사선원항 주제어실에대한차폐요건은대형냉각재상실사고후주제어실내운전원이받는피폭선량에근거하여설정 운전원이받는피폭선량은격납건물내방사선원, 외부방사능운, 사고후사용되는공기조화계통필터, 주제어실내공기중방사선원으로인한직접감마선피폭과주제어실내공기중방사성물질의호흡으로인한내부피폭고려

62 방사선원항 (Source Term) 계산과정 FPI(Fission Product Inventory) : 노심에저장되어있는핵분열생성물의양 노심손상정도및상태 노심방출분율 (CRF) SGTR 여부및 S/G 상태 발전소안전변수 격납용기살수작동여부 저감인자 (RDF) 방사선원항 (Source Term) 격납용기내보유시간 격납용기파손정도 방출인자 (EF) 방사선원항 (Source Term) = Ʃ ( FPIi * CRFi * RDFi * EFi )

63 노심방출율 (CRF) 계산 IF 원자로정지 and RV-Level 정상 and 포화여유도확보노심손상정도 and RCS 방사능및상태정상 (1~10 배 ) and CET 정상범위 (980⁰C) Normal 가장 발전소안전변수 IF CET 980~1300⁰C or RCS 방사능 10~1000 배 ) or 격납용기방사능 1000 배이상 IF CET 1300⁰C 이상 or RCS 방사능 1000 배이상 ) or 격납용기방사능 배이상 Gap Release In Vessel Melting 심각한사고단계 격납용기수소농도 5% 이상 Vessel Failure 선택 CRF : Core Release Fraction

64 저감인자 (RDF) 계산 SGTR 사고시 RDF 계산 - 격납용기거동을고려할필요성이없음. - S/G 내부에 2 차측냉각수가충분한경우 FP Scrubbing 고려 SGTR 이아닌타사고시 RDF 계산 - 격납용기살수계통과격납용기 FP 보유시간이중요한저감인자 - 따라서, 살수유량과격납용기내 FP 보유시간을고려 RDF 게산시고려할수있는저감요인및저감인자 - 저감요인에의한 RDF를합산한값이 0.001보다작은경우, 최소값인 0.001을적용 - RDF = 이란노심에서방출된 FP의 1/1000 만이격납용기로방출되어환경으로누설될가능성이있다는의미임. RDF : Reduction Fraction

65 방출분율 (Escape Fraction) 계산 SGTR 사고시 EF 계산 - 일차계통과이치계통간의압력차이가가장중요한방출량결정인자임. - 따라서, 계통간압력차이를기준으로방출량을계산 SGTR 이아닌타사고시 EF 계산 - 격납용기파손모드에따라다르게계산 - 건전성을유지하는경우, 설계기준누설률 (0.1v/o/day) 적용 - 격납용기설계압력이상시, 격리실패 (Isolation Failure) 로간주하여 24 시간내에모두방출되는것으로계산 - 격납용기파손압력에도달할경우, 1 시간내에모두방출되는것으로계산 방출경로별시간당방출분율 - 격납용기누출설계기준누설률 (0.1%/day) : 4E-5 격납용기격리실패 (100%/day) : 0.04( 밸브밀봉기능상실 ) 격납용기파손 : 증기발생기세관파열사고정상압력 ( 냉각재 500gpm 누설 ) : 0.35 저압상태, 충전펌프 1 대운전 ( 냉각재 500gpm 누설 : 0.03

70 방사능누출최종평가절차

71 결 어 노심손상정도는방사선비상시사고선원항평가를위한기본자료 노심손상도에따른비상선원항평가결과는특정시설또는부지에필요한방사선비상대응조치준위등에대한의사결정에사용 따라서사업자의신속한사고탐지및수습을위해노심출구온도, RCS 핵종농도, 격납건물수소농도등노심손상도평가와관련된주요인자를안전변수로도출하고방사선비상발령조건에반영하여평시지속적으로감시토록관련법령을통해규정하고있음. 그러나, 방사선원항평가에필요한변수와방사선비상발령조건에반영된안전변수의부합성등에대한추가검토필요 특히장기적인관점에서신규원전의추가건설, 선진핵연료주기연구등의국내원자력정책을고려하여, 장주기핵연료, MOX 핵연료, 사용후핵연료저장조등과관련된시설에대한사고선원항평가의방법과이에근거한방사선비상발령조건의개발등의준비가필요할것으로예상

Microsoft PowerPoint ±¹³»¿øÀüÁß´ë»ç°í´ëÃ³¼³°è(±èÇüÅÃ-NETEC)

Microsoft PowerPoint ±¹³»¿øÀüÁß´ë»ç°í´ëÃ³¼³°è(±èÇüÅÃ-NETEC) 국내원전중대사고대처설계 제 9회원자력안전기술정보회의 2004. 4. 9 한국수력원자력 원자력환경기술원 차 례 1. 중대사고의정의 2. 중대사고열수력현상 3. 중대사고대처설계 3.1 격납건물성능 3.2 수소제어능력확보 3.3 노심용융물 - 콘크리트반응완화및노심용융물냉각가능성확보 3.4 노심용융물분출및격납건물직접가열완화 4. 맺음말 2 1. 중대사고의정의 3 1.