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4 요약문 I. 제목 중대사고관리종합평가체제개발 II. 연구개발의목적및필요성 본연구의목적은첫째, 기존의최신중대사고해석코드를이용하여지금까지집적 된중대사고현상및사고진행에관련된자료를체계화한 DB 를구축하고, 이자 료를사용자의목적에따라필요한결과를손쉽게얻을수있는 DB 관리시스템 ( 사고진단시스템) 을개발하는것이고, 둘째는중대사고해석코드의국산화로, 데이 터전달구조가현대적으로개편된통합 MIDAS 의검증및개선, 그리고 MIDAS를 탑재한중대사고관리용그래픽시뮬레이터를개발하는것이다. 국내가동중원전에대한효과적인사고관리전략을수립하기위해서는최신연구결 과를토대로국내원전설계특성을반영한체계적인해석과, 중대사고평가및쟁점 전략분석과검증실험을통한불확실성의최소화등의최적화노력이필요하다. 또한 중대사고관리를위해서는기존의중대사고해석자료를체계적으로정리하고보완 한 DB 구축과, 데이터를효율적으로관리할수있는사고진단시스템이필요하다. 원자력발전소의수출산업화를달성하고원자력선진국으로발돋움하기위해서는 중대사고환경에서의원전의안전성을평가할수있는전산도구의국산화가절대 적으로필요하며, 여기에는모델개선및개발뿐아니라사용자편의성향상을위 한입출력 GUI 개발도포함되어야한다. DB 와사고진단시스템, 그리고사고해석 엔진인 MIDAS 와중대사고관리용그래픽시뮬레이터개발은중대사고의조기진단, 운전원훈련과사고관리전략수립에의활용기반을구축하기위해필요한분야이다. III. 연구개발의내용및범위 지난단계에서구축된 MAAP 기반 DB를보완하기위하여중요한사고경위를대 상으로 MELOR DB 를구축하였다. MELOR의특성상다양한사고경위를계산 하는대신주요대표사고에대하여 MAAP에서의사고진행특성을보완하는범위 에서 MELOR DB 를구축하였다. 기존의 MAAP DB에대해서도최신버전을이 i

5 용하여대형/ 중형/ 소형냉각재상실사고, 발전소정전사고, 소외전원상실사고, 급 수상실사고, 증기발생기세관파단사고, 그리고일반과도사고에대하여선정된각 시나리오에대한재계산을수행하였다. 사고진단시스템은기존의 MAAP DB 관리시 스템인 SARD/P 2.0을기반으로 MELOR DB 도관리할수있도록확장하였고, 네트워 크를통해다수의사용자가접근할수있도록환경을구축하였다. 국내기술로최신의데이터전달체계를접목하여개편된중대사고현상해석전산코 드인 MIDAS는이전의package별검증에이어통합package에대한검증을수행하였 다. 정지불능예상과도상태 (ATWS) 사고해석을위해점근사동력학모듈을 MIDAS 체제에도입하였고, 원자로용기내부에서의간극을통한열전달효과를사 용자가선택할수있도록입력변수를추가하였다. 또한 MIDAS의입출력기인 IEDIT과 IPLOT 을실용화하여사용자들의편의성을향상시켰다. 중대사고훈련시스 템인 SATS를이용한효과적인중대사고관리및훈련을위하여안전변수감시계통 모듈화, SATS 메뉴개편, 그리고중대사고관리지침서모듈과의연계강화등 SATS 의세부시스템을보완하였고, 중대사고현상해석엔진인 MELOR를 MIDAS로교 체하였다. IV. 연구개발결과 MELOR DB 을개발하였다. 구축을위해먼저한국표준원전대상의 MELOR1.8.5-OPR1000 입력 기존입력에서발견된너무오랜계산시간과계산도중에멈추는 문제점을개선하였으며, MAAP DB와의병렬활용을위해 MAAP 결과와비교 검 증하는방식으로개발되었다. 또한MAAP DB와의비교가가능한 MELOR DB용변 수를구성하기위하여기존의 MELOR 변수를수정, 보완하였다. 이상과같이개발된 MELOR 입력을이용하여고압사고경위와저압사고경위에대하여분석하였고, 기 본열수력진행이 MAAPDB 결과와유사하게예측함을확인하였다. MAAPDB는 원자로냉각재계통의열수력정보를포함한노심용융, 수소발생및연소, 원자로용 기파손, 격납건물열수력현상, 방사선원관련정보등약 840개의변수에대하여 구축되었으며, 발전소기기/ 계통과관련된영향평가와중대사고현상을모의하는 과정에서나타나는영향을판단하기위한민감도분석결과도 DB 에포함하였다. SARD/P 3.0은 MAAP DB 관리기능, MELOR DB 관리기능, 그리고 MAAP/MELOR DB의선별적지정에의한 MDB 자동생성및검색기능을포함하며, MAAP DB 관리기능과마찬가지로 MELOR DB 데이터뱅크를자동생성하며, MELOR 변수에대한자동검색도가능하도록개발되었다. 다수의사용자가네트워크 를통해 DB에점근할수있도록개발된 SARD/NET 시스템은 SARD가작동되는 ii

6 SARD/NET Server와이를원격구동하기위한다수의 lient 시스템으로구성되며, 각 lient는 Windows 운영체제에서제공하는 remote desktop connect" 라는원격 통신도구를사용하여서버에접속하여 SARD 를사용할수있도록개발되었다. GUI를통한편리한사용자환경을제공하기위해개발된IEDIT은MIDAS 코드의입력 파일을읽어각각의제어체적, 유로및열구조물에대한초기정보들을윈도우에패널형 태로디스플레이하고, 각항목에대한사용자정의값을수정할수있도록하였고, 또한 제어체적에대한그래픽디스플레이및조작기능으로중복작업에의해발생할수있는 오류를방지하고있으며, 메뉴방식에의한입력작성기능으로오류를원천적으로차단 하도록하였다. IPLOT 출력처리기는편리한변수검색과선택기능외에도다중소스 기능, 다중창기능, 작업환경및일괄작업저장기능등과그래프영역재지정, 줌인/ 줌 아웃기능, 변수추가및삭제기능, 그리고프로젝트파일을정의하여매번반복되는 비슷한작업인경우사용자의작업환경을저장할수있는기능을추가하여사용자 의편의성을대폭향상시켰다. MIDAS의개편검증작업은 부프로그램들의해당부분전체를개편한후 패키지별검증을종료한후다양한패키지를포함하는 MIDAS 1.0에통합하여재검증하는 순서로수행되었다. 개편전후결과를검토한결과 MELOR 자체의 BH, HS, 그 리고 RN1 패키지에서 bug 로기인한약간의차이가발견되었으며, 이를제외한 9 단계의통합과정에서확인된비교결과는잘일치하여개편이제대로수행되었음 을보여준다. ATWS 모의기능은 RETRAN 코드와의비교계산에의해검증되었으 며, MIDAS 1.2를이용하여완전급수상실사고에서의 ATWS 를해석하였다. 기존 코드에서는 ATWS가발생하면물성치에러로 201 초에서계산이종료되지만, MIDAS 1.2에서는 600 초쯤에계산이정상적으로종료됨을확인하였다. 또한 MIDAS OR00016 개편과정에서터득된지식을근거로간극냉각기능의작동여부를 카드입력으로조정할수있도록연계함으로써필요에따른모델추가 및입출력변수제어능력을갖추었다. 기존 MELOR1.8.5 코드는요오드수조화학모델을보유하고있지만, 오직수조 내부에서의요오드화학현상에의한 I 2 생성과대기로의분배만을고려하고, 유기 요오드 (H 3 I) 의생성과분배는고려하고있지않다. 따라서메탄과요오드이온 간반응에의한유기요오드생성관련 49개방정식을기존 MELOR1.8.5 코드내 요오드모듈에연결하였고, 또한수조내요오드화학현상에의한 I 2 생성과분배, 그리고수조내에서유기요오드가발생, MELOR 코드를개선하였다. 분배되는현상도함께고려할수있도록 iii

7 MELOR를엔진으로탑재한 SATS 1.0은압력이나온도같은변수를사용하기위 해해당변수의포인터값을가지고변수위치를계산하는복잡한과정이필요했 지만 MIDAS를엔진으로장착한 SATS 2.0은 MIDAS 데이터전달구조의현대화로 필요한데이터를직접불러사용할수있는장점을가지고있다. 또한 SATS에서 계산된주요안전변수의상태를감시하고경보를생성하여중대사고관리지침서모 듈 고 (HyperKAMG) 에전달하는기능과 SATS- HyperKAMG 연계프로그램개선, 그리 SATS 의메뉴개편작업을통해사용자의편의성이크게향상되었다. V. 연구개발결과의활용계획 중대사고현상해석 DB 는중대사고관리를위한새로운접근방법으로, 기존지식 을집대성한체계적인결과라는점에서그활용성이매우높다. 특히다사용자가 동시에네트워크를통해 SARD를접속할수있도록 SARD/NET 시스템을구성함 으로써 DB 에대한접근성이크게향상되었다. DB와 SARD를연계한사고진단시 스템은중대사고에대한훈련및최적의대응책을수립하는데활용될수있다. MIDAS 를국내기술로개편하면서구축된코드구조및모델에대한깊은이해와 특히 1.2를출시하면서수행된점근사동력학모델추가와원자로용기내간극모 델의입력변수도입능력은국내에서개발될모델의접목및입출력변수도입등 코드국산화에유용하게활용될것으로기대된다. 또한메뉴방식으로구동되는 IEDIT과 IPLOT 입출력기는사용자의숙달여부에상관없이 MIDAS의입출력을메 뉴화면을통해통제할수있어사용자들의코드접근성을높이고, 중대사고현상 및진행을이해시키는데도움을줄것으로기대된다. 중대사고현상해석그래픽시뮬레이터인 SATS 2.0은가시적으로사고진행을화면에 구현하고, 운전원의조치에대한즉각적인반응을볼수있도록전자문서화된중 대사고관리지침서와연계되어있으므로중대사고관리훈련용도구로의활용이가 능하다. iv

8 SUMMARY I. The Project Title Development of Integrated Evaluation System for Severe Accident Management II. The Objectives and Necessity of the Project The objective of the project is twofold. One is to develop a severe accident database (DB) for the Korean Standard Nuclear Power plant (OPR-1000) and a DB management system, and the other to develop a localized computer code, MIDAS (Multi-purpose IntegrateD Assessment code for Severe accidents) and severe accident graphic simulator. The systematic analyses reflecting the plant characteristics and an effort to minimize the uncertainty both through the strategy evaluation and the experimental verification are essential for the development of an optimized accident management strategy for the operating plants. The well-designed DB and the efficient DB management system are needed to assess the accident management strategy. In order to export the nuclear power plant and to stand firm as the nuclear developed country, it is vital to have a domesticated severe accident analysis computer code. The model improvement and a new model addition as well as the implementation of GUI for user-friendliness are the main keys for code domestication. Also the combined system of DB, accident management system, and a simulator with the MIDAS computer code for the accident analysis engine will be eventually needed for the early prediction of severe accident, operator training, and the development of optimized severe accident strategy. III. The Scope and ontents of the Project In order to set up the database set for the OPR-1000, MELOR DB as well as MAAP DB are combined. The MELOR DB has been constructed to support v

9 the MAAP DB developed in the previous phase. The typical representative sequences are targeted for MELOR as it takes time to simulate the accidents. The MAAP DB has been updated for the sequences of large LOAs, medium LOAs, small LOAs, station black outs, loss of off-site power, loss of feedwater and steam generator tube ruptures, using the recent version of MAAP The DB management system, SARD, has been upgraded to manage the MELOR DB in addition to the MAAP DB and the network environment has been constructed for multi-users to access the SARD simultaneously. The integrated MIDAS 1.0 has been validated after completion of package-wise validation. In this step, all subroutines which are connected with more than two packages are coupled and converted together, and compared against the original reference results. As the current version of MIDAS cannot simulate the anticipated transient without scram (ATWS) sequence, point-kinetics model has been implemented. Also the gap cooling phenomena after corium relocation into the RPV can be modeled by the user as an input parameter. In addition, the subsystems of the severe accident graphic simulator are complemented for the efficient severe accident management and the engine of the graphic simulator was replaced by the MIDAS instead of the MELOR code. For the user's convenience, MIDAS input and output processors are upgraded by enhancing the interfacial programs. IV. The Results of the Study To construct the MELOR DB, MELOR1.8.5-OPR1000 input deck has been newly developed, as the current input deck caused too much PU time or stopped the calculation sometimes. The new deck has been finalized by comparing with the MAAP results. In that process, MELOR variables are redefined in order to compare with the corresponding MAAP variables. With MELOR1.8.5-OPR1000, MELOR DB has been constructed for the typical high and low pressure scenarios and they were found to be similar in thermal hydraulic trend with the MAAP. Regarding the MAAP DB, about 840 variables including the thermal-hydraulic information of the reactor coolant system, hydrogen behavior (generation and combustion), reactor pressure vessel behavior (temperature, failure time, etc), containment behavior and source term are generated. Also the effect of the safety systems is analyzed by the sensitivity vi

10 study, which are added to the MAAP DB. SARD/P 3.0 has been developed and released. It can manage the MAAP DB and MELOR DB including the automatic MDB generation and DB search for the selected DB. Version 3.0 has been extended to generate the MELOR DB data bank and to search the DB from the given initial or boundary conditions. In order to maximize the SARD access for the remote users, SARD/NET environment has been set up by using the remote desktop connect utility. It allows the multi-users to use the SARD through the network at the same time. In order to provide a user-friendly input and output controller, IEDIT and IPLOT programs have been improved and version 2.0 has been released. IEDIT 2.0 can display the input information on window screen as a panel and the user can modify the inputs on screen and run the code. Also it provides an on-screen menu for the input generation. The IPLOT 2.0 provides the convenient variable search and selection for graphic display as well as multi-source function, multi-window function, one-step job access function, zoom-in and zoom-out, and restoration of the previous work environment. The integrated MIDAS 1.0 has a completely new data transfer structure using the Fortran 90 features which allocate the storage dynamically and use the user-defined data type, leading to an efficient memory treatment and an easy understanding of the code. During the code restructuring process, several bugs were found in the BH, HS and RN1 packages and they were reported to the code developers at SNL. The comparison before and after the code restructuring shows the almost identical results. MIDAS 1.2, which implemented the point kinetics and the gap cooling module, were tested against the RETRAN for the ATWS simulation and it showed the similar trend. The gap cooling module in MIDAS 1.2 can be turned on by the input. This technique can be applied to the addition of new models and to control input/output variables for user's convenience. The iodine chemistry model in MELOR has been evaluated. As only I 2 generation from the pool and its distribution to the air is considered, but organic iodide behavior was not modeled, 49 equations regarding the organic iodide generation were coupled to the existing balance equations to enhance the vii

11 capability of the iodine chemistry model in MELOR New version of SATS 2.0, severe accident graphic simulator, has been released with the MIDAS code as a severe accident simulation engine. Thanks to the restructured MIDAS, SATS 2.0 has an advantage to use the display variables directly from the code instead of using pointers. Also the interfacial program for the SATS-HyperKAMG system, which connects the online SAMG to the graphic simulator, and the SATS menu structure have been improved for user's convenience. V. The Proposal for Applications The DB for the severe accident progression information and the DB management system can be a useful tool to support the operator's decision to choose the appropriate response to the accidents and to evaluate the accident management strategy. In particular, SARD/NET, which allows multi-users to access the SARD system simultaneously through the remote desktop connect, is expected to play a role to provide the severe accident information to the users. The know-how accumulated from MIDAS restructuring and model/input variable implementation is expected to be a solid foundation for the domestic code development. Also the menu-driven IEDIT and IPLOT processors may guide MIDAS (or MELOR) users to access the input and output more conveniently, helping their understanding of the severe accident progression. As SATS 2.0 shows the accident progression on screen as well as the plant response following the operator's mitigation action through the coupling with the online SAMG, it is expected to be used as a training tool for severe accident management. viii

12 ontents hapter 1 Introduction 1 Section 1 Objectives of the Project 1 Section 2 Necessity of the Project 3 1. Severe Accident DB onstruction and Accident Management System Development 3 2. MIDAS and Severe Accident Graphic Simulator Development 4 Section 3 Scope of the Project 5 hapter 2 urrent Status of Technical Basis 8 Section 1 DB onstruction and DB Management System Development 8 Section 2 MIDAS and Simulator Development Localized MIDAS Development Severe Accident Graphic Simulator Development 11 hapter 3 ontents and Results of the Project 13 Section 1 Severe Accident DB onstruction for OPR MELOR DB onstruction MAAP DB onstruction MDB Generation 119 Section 2 Severe Accident DB Management System (SARD) Improvement Development of SARD/P 3.0 with MELOR DB Management onstruction of Network-based SARD/NET SARD Application to Severe Accident Management 136 Section 3 MIDAS 1.2 Development MIDAS Input/Output Processors Improvement MIDAS 1.0 Validation MIDAS 1.2 Development Organic Iodide Model Evaluation 156 Section 4 Graphic Simulator (SATS 2.0) Development SATS Subsystems Improvement SATS 2.0 Development 190 hapter 4 Achievement and ontribution of the Project 193 ix

13 Section 1 Achievement of Purpose DB onstruction for OPR SARD Improvement MIDAS 1.2 Development Graphic Simulator (SATS 2.0) Development 197 Section 2 ontribution DB onstruction and SARD Improvement MIDAS 1.2 and Simulator Development 198 hapter 5 Proposal for Applications 202 hapter 6 References 204 Appendix A Program for Initial ph alculation in the Pool 207 Appendix B Program for Thyroid Dose alculation at EAB during Severe Accidents 211 x

14 목차 제 1 장서론 1 제 제 1 절연구개발의목적 1 2 절연구개발의필요성 3 1. 한국표준원전중대사고해석 DB 구축및사고진단시스템개발 3 2. MIDAS 1.2 및중대사고훈련시뮬레이터개발 4 제3절연구개발의범위 5 제 2 장국내외기술개발현황 8 제 1 절한국표준원전중대사고현상해석 DB 구축및사고진단시스템개발 8 제 2 절 MIDAS 및증대사고훈련시뮬레이터개발 중대사고해석코드국산화를위한 MIDAS 개발 중대사고훈련시뮬레이터개발 11 제 3 장연구개발수행내용및결과 13 제 1 절한국표준원전중대사고현상해석 DB 구축 MELOR DB 구축 MAAP DB 구축 중대사고현상해석 MDB 생성 119 제 2 절사고진단시스템 (SARD) 개선 MELOR DB 관리기능이구현된 SARD/P 3.0 개발 네트워크기반사고진단시스템구성 중대사고현상해석 DB를이용한사고관리에의적용 136 제 3 절 MIDAS 1.2 개발 MIDAS 입출력기실용화 MIDAS 1.0 검증 MIDAS 1.2 개발 유기요오드모델영향평가 156 제 4 절중대사고훈련시뮬레이터 (SATS2.0) 개발 SATS 세부시스템보완 SATS 2.0 개발 190 제 4 장연구개발목표달성도및대외기여도 193 제 1 절목표달성도 한국표준원전중대사고현상해석 DB 구축 193 xi

15 제 2. 사고진단시스템 (SARD) 개선 MIDAS 1.2 개발 중대사고훈련시뮬레이터 (SATS 2.0) 개발 절대외기여도 한국표준원전중대사고해석 DB 구축및사고진단시스템개선 MIDAS 1.2 및중대사고훈련시뮬레이터개발 198 제 5 장연구개발결과의활용계획 202 제 6 장연구개발과정에서수집한과학기술정보 204 부록 A 수조내초기 ph 값계산프로그램 207 부록 B 중대사고시격납건물하단누출시 EAB에서갑상선피폭계산프로그램211 xii

16 표목차 표 표 표 MELOR1.8.5-OPR1000 일차계통기하학적입력 MELOR1.8.5-KSNP/MAAP 주요일 이차입력( 초기값) MELOR/MAAP 주요붕괴열입력( 초기값) 23 표 MELOR185-OPR1000 노심의초기붕괴열(Decay Power) 결과 24 표 MELOR1.8.5-KSNP 및 MAAP 노드별출력분포및면적비교 25 표 MELOR1.8.5-OPR1000 및 MAAP 노드별출력분포및면적비교 26 표 표 MELOR1.8.5-OPR1000 주요열수력입력( 초기값) MELOR1.8.5-OPR1000 주요핵분열생성물입력( 초기값) 29 표 MELOR에서정의하는부속물과재료물질 32 표 MELOR185-OPR1000 DB 변수표(MAAP 비교변수포함) 33 표 MELOR 현상해석 DB에구축된고압사고경위 59 표 MELOR 현상해석 DB에구축된고압사고경위의특성 59 표 민감도계통의 표 표 표 MELOR/MAAP 입력변수및초기값비교 60 MELOR 증기발생기이차측급수입력 61 MELOR 민감도해석및주요사고진행비교 SBO 기본사고진행주요시점비교표 64 표 MELOR 현상해석 DB에구축된저압사고경위 72 표 MELOR 현상해석 DB에구축된저압사고경위의특성 72 표 표 표 표 표 표 표 표 표 표 표 표 표 표 표 표 분석된대형냉각재상실사고시나리오특성 분석된중형냉각재상실사고시나리오특성 분석된소형냉각재상실사고시나리오특성 분석된발전소정전사고시나리오특성 분석된소외전원상실사고시나리오특성 대형냉각재상실사고시나리오별사고진행결과 중형냉각재상실사고시나리오별사고진행결과 소형냉각재상실사고시나리오별사고진행결과 발전소정전사고기본시나리오에대한사고진행요약 소외전원상실사고시나리오별사고진행결과 LL-015 시나리오에대한충진펌프가용개수관련민감도분석결과 LL-015 시나리오에대한파단면적관련민감도분석결과 LL-015 시나리오에대한파단위치관련민감도분석결과 LL-015 시나리오에대한안전주입탱크가용개수관련민감도분석결과 LL-012 시나리오에대한원자로외벽냉각민감도분석결과 ML-020 시나리오에대한충진펌프가용개수관련민감도분석결과 94 xiii

17 표 표 표 표 표 표 표 표 표 표 표 ML-020 시나리오에대한파단면적관련민감도분석결과 ML-020 시나리오에대한파단위치관련민감도분석결과 ML-020 시나리오에대한안전주입탱크가용개수관련민감도분석결과 ML-007 시나리오에대한원자로외벽냉각민감도분석결과 SL-070 시나리오에대한충진펌프가용개수관련민감도분석결과 SL-070 시나리오에대한파단면적관련민감도분석결과 SL-070 시나리오에대한파단위치관련민감도분석결과 SL-070 시나리오에대한안전주입탱크가용개수관련민감도분석결과 SL-045 시나리오에대한원자로외벽냉각민감도분석결과 SL-045 시나리오에대한이차측냉각시간관련민감도분석결과 고온관크립파손관련민감도분석결과 105 표 SBO-33 시나리오에대한 Feed& Bleed 운전관련민감도분석결과 107 표 SBO-78 시나리오에대한원자로공동용융물냉각도민감도분석결과 109 표 SBO-90 시나리오에대한 MI 민감도분석결과 110 표 표 표 SBO-33 시나리오에대한원자로외벽냉각민감도분석결과 LOOP-32 시나리오에대한이차측냉각시간관련민감도분석결과 LOOP-64 시나리오에대한이차측냉각시간관련민감도분석결과 114 표 LOOP-102 시나리오에대한 Feed& Bleed 운전관련민감도분석결과 116 표 LOOP-103 시나리오에대한 Feed& Bleed 운전관련민감도분석결과 117 표 LOOP-17& 103 시나리오에대한 IVR 관련민감도분석결과 118 표 MAAP MLOA에서의 SARD MDB index 목록 120 표 MAAP 발전소정전사고 (SBO) 에서의 SARD MDB index 목록 121 표 MELOR에서의 SARD MDB index 목록 123 표 MELOR DB 검색에사용되는 PMELOR.ini의예 126 표 표 표 표 발생빈도수로본대표사고경위 인공신경망종류와적용분야 IEDIT 기능별구현상황및개량계획 패키지개편전후의변수비교 148 표 통합 MIDAS 1.0의동력학모듈삽입전후의 PKINET/PKINETI 부프로그램비교 151 표 통합 MIDAS 1.0의동력학모듈삽입전후의 ORRN1 부프로그램비교 152 표 요오드에의한갑상선피폭량계산시적용한값목록 168 표 표 중대사고완화전략과관련된안전변수목록 완화전략수행에필요한제어기기및관련시스템 187 표 SATS2.0의 1차계통주요기기 Display를위한 MIDAS 변수 192 표 연구목표달성도 200 xiv

18 그림목차 그림 그림 MIDAS GUI 시스템 MELOR1.8.5-OPR1000 일차계통제어체적구성도 15 그림 MAAP 노심노드화구성도16 그림 MELOR1.8.5-KSNP 원자로용기구성도17 그림 MELOR1.8.5-OPR1000 원자로용기구성도18 그림 MELOR1.8.5-OPR1000 증기발생기( 이차측) 제어체적구성도 30 그림 SBO-094 경우, 주요 DB 현상변수대한 MELOR/MAAP 결과비교 65 그림 SBO-045 경우, 주요 DB 현상변수대한 MELOR/MAAP 결과비교 66 그림 MELOR ( 최신-OPR1000)/( 예전-KSNP) 및 MAAP 결과간일차계통및 가압기냉각수량변화비교 67 그림 LLOA-03 경우, 주요 DB 현상변수대한 MELOR 및 MAAP 결과비교 73 그림 LLOA-09에서의주요 DB 현상변수대한 MELOR 및 MAAP 결과비교 75 그림 SLOA-59에서의주요 DB 현상변수대한 MELOR 및 MAAP 그림 결과비교 MELOR DB 데이터뱅크자동생성기능구현 127 그림 사고경위기반 MELOR DB 변수정보자동검색기능구현 128 그림 사고증상기반사고경위및 MELOR DB 변수정보자동검색기능구현 129 그림 그림 그림 그림 그림 SARD/NET lient/server 시스템구성도 사고경위진단에사용된역전파인공신경망 입력변수이산화와입력패턴 이산화된대표사고경위패턴( 출력층) 단층퍼셉트론모델 134 그림 시나리오기반의사고진행정보구현 136 그림 사고증상기반의검색결과구현 137 그림 그림 그림 그림 그림 그림 MIDAS 사용자편의성향상을위한세부모듈간의구성도 IEDIT 입력관리시스템( 입력정보및그래픽설계화면) IPLOT 2.0으로구현한다중소스창기능 IPLOT 2.0으로구현한다중작업창기능 MIDAS 코드개편흐름도 MELOR 참조코드에서의포인터변수사용예 147 그림 통합 MIDAS 1.0 개편전후의주요결과비교 149 그림 동력학모듈삽입전후의결과비교(ATWS 사고분석) 153 xv

19 그림 간극냉각기능을입력처리할수있는 OR 패키지입력 154 그림 그림 간극모델에의한반구외벽위치별급냉과정 간극냉각모델적용여부에따른벽면온도변화 155 그림 MELOR 요오드수조화학반응모델구조 158 그림 메탄주입량에따른대기가스요오드농도 160 그림 완충용액및측정치입력에따른 그림 완충용액적용경우와 그림 그림 주입한 I 2 그림 I 2 그림 ph 예측치 162 ph값입력경우가스요오드농도비교 162 MELOR 입력을위한요오드및세슘측정치변화도 163 양에따른가스요오드농도 164 벽면부착계수값에따른가스요오드농도 165 Hetero 모델적용여부에따른가스요오드농도 166 그림 수조내방사선준위에따른가스요오드 (I 2 +H 3 I) 농도 167 그림 평형요오드준위및누설율에따른갑상선피폭량변화 169 그림 요오드수조화학모델별평형가스요오드농도비교 171 그림 중대사고훈련시뮬레이터(SATS) 구현화면 175 그림 그림 그림 그림 그림 그림 그림 SATS의안전변수감시시스템 새로운안전변수감시시스템모듈 SATS 메뉴 중대사고관리지침서모듈(HyperKAMG) SATS-HyperKAMG 연계시스템개념도 중대사고관리지침서의전략수행제어논리 전략수행제어논리모듈 186 그림 HyperKAMG의완화-01 가용기기선택화면 188 그림 완화-01에서의가용기기선택을위한 GUI 화면 188 그림 SATS-HyperKAMG 연계시스템작동구조 189 그림 MIDAS 1.x를엔진으로하는 SATS2.0의수행구조 190 그림 MELOR 배열변수저장과배열내위치계산 191 xvi

20 제 1 장서론 제 1 절연구개발의목적 원자력발전소에서고려되는중대사고는, 발생확률은지극히낮지만일단사고가발생하면공공대중에게미치는위해도가너무크기때문에, 그발생가능성을정량적으로분석하고사고진행과정을현상학적으로해석하며그결과를미리예측하는것은, 발전소의설계안전성을향상시킬뿐아니라원자력설비에대한안전성을국민에게입증하는데꼭필요한과정이다. 이러한분석은중대사고발생이후의격납건물로부터주위환경으로방출되는방사성물질을최소화하도록조치를취할수있는중대사고관리프로그램을개발하는데입력으로도활용된다. 따라서원자력발전소를소유한모든국가는발전소에서의중대사고진행및현상 을해석하기위한도구를개발하거나도입하여사용하고있다. 현재국내에서는미 국 NR에서개발하여세계적으로널리사용되고있는 MELOR 전산코드와미 국산업체에서사용하고있는 MAAP 전산코드를도입하여사고초기부터노심 노출, 노심용융및하부반구로의이송, 원자로용기파손, 그리고격납건물의건 전성판단까지를종합적으로다루고있다. 현상별상세해석코드가활용되고있다. 또한종합전산코드를보완하기위하여 중대사고에대한관심은 TMI 사고와체르노빌사고이후로 1990년초까지증대되 었으나, 예상보다낮은전력소비량증가로인한신규발전소에대한수요부진과 중대사고현상과발생여부의불확실성으로인한연구재원조달의부담, 그리고 경제성을강조한발전소운영전략으로, 세계적으로중대사고연구에대한관심이 감소하면서더불어투자도줄어들고있다. 중대사고현상에대한연구주체도개 별국가및연구소단위에서국제공동연구형태로전환되면서국가별재정부담 을최소화하려는형편이다. 그러나이러한환경에서도주목해야할부분은원자력 선진국가들은이미자국의원자력기술이자립되어있으며, 중대사고분야에서도 자국의현상해석코드에대한지속적인관리및개발이진행되고있다는점이다. 우리나라는다행히여전히신규원전에대한수요와건설이지속되고, 또한 2010년 운전을목표로국내고유의차세대원전인 APR1400에대한설계가진행되고 SMART 원전과수소생산을위한원자로개발등, 다른국가들과는달리여전히 원자력의필요성에대한인식을공유하며이에대한꾸준한연구가진행되고있다. 한편으로는, 신규원전건설부지확보의어려움을극복하기위해가동원전의운전 - 1 -

21 효율을높일수있는대안을찾고있으며, 그구체적인방법으로최근에는리스크 의개념을도입하여중대사고대처를위한안전지표로활용하고있다. 원자력발전 소에서리스크는사고발생빈도와그사고로인한결과 (consequence) 를곱한값으 로, 중대사고현상분석과확률론적안전성평가기법으로부터도출되는격납건물 건전성확률및방사선원항해석결과는리스크평가의입력으로활용된다. 본연구에서는기존의최신중대사고해석코드를이용하여지금까지집적된중대 사고현상및사고진행에관련된자료를체계적으로구축하고, 이자료를사용자 의필요성에따라필요한결과를손쉽게얻을수있는 DB 관리시스템을개발하는 것이첫째목적이다. DB 관리시스템은단순히구축된 DB를저장하고초기조건 에대한해석결과를검색하는수준을벗어나발전소반응결과, 즉사고증상자 료로부터발생가능한초기사건을기존 PSA 결과로부터확률적으로역추적하고이 로부터사고결말정보를제공하는지적능력을보유하는사고진단시스템이다. DB 관리시스템의핵심입력인중대사고정보 DB는한국표준원전에서의다양한중 대사고경위에서의리스크관련정보를제공하며, 이를위해 PSA 분석결과에근 거한발생가능한사고를대상으로 MAAP과 MELOR 전산코드를이용하여 DB를 구축하였다. 두번째목적은중대사고해석코드의국산화와이를엔진으로활용하는중대사고 훈련시뮬레이터를개발하는것이다. 코드개발은 MELOR를참조하여최신의 데이터전달체계를갖춘 MIDAS 1.0 개발및검증에이어, 원자로용기내벽에서의 간극냉각을모의하기위한모듈과정지불능예상과도 기위한동력학모델을통합한 MIDAS 1.2는기존의포인터를사용하는대신 (ATWS) 사고경위를해석하 MIDAS 1.2 를개발함으로국산화를도모하였다. fortran90 프로그램언어의특성을 활용한모듈과직접변수를사용하여최신의데이터전달구조를갖추고있으므로 기존모델의개선과새로운모델을용이하게추가할수있는기본체제를보유하 고있다. 또한기존코드의가장큰취약점인사용자편의성을향상시키기위하여 윈도우환경에서메뉴방식으로운용되는 MIDAS 전산코드의입출력 GUI를개발 하였다. 중대사고훈련시뮬레이터 SATS는중대사고진행을시각적으로모의하는 중대사고훈련용그래픽시뮬레이터로, 발전소계통의거동을모의하며또한모의 된사고시나리오를빠른시간내에반복재생하는 Replay 기능, 주요사고변수의 추이를한눈에알수있게디자인된 SPDS (Safety Parameter Display System) 와 SPDS Alarm, 강력한기능의그래프가제공되며, 시나리오저장, 온라인/ 오프라인 상호전환등의기능이갖추어져있다

22 제 2 절연구개발의필요성 1. 한국표준형원전중대사고해석 DB 구축및사고진단시스템개발 국내가동중원전에대한사고관리전략수립을위해서는최신연구결과를토대로국 내원전설계특성을반영한체계적인연구와, 특히지금까지연구되어온중대사고연 구결과를이용한중대사고평가및쟁점전략분석과검증실험을통한불확실성의최 소화등최적화노력이필요하다. 또한중대사고관리전략의최적화를위해서는먼저 기존의산재되어있는중대사고해석자료의체계적인정리와, 쉽게접근하여효 과적으로활용할수있도록 DB 구축방법론및데이터를해석할수있는 처리기술이필요하다. DB 이미국내에서는가동중원전에대한 2단계 PSA 까지수행되었고, 이과정에서중 대사고현상해석에대한기본역량이갖추어져있다. 은 PSA 그러나이러한해석결과들 목적으로수행되어제한된분석범위와수행결과에대한통일성이부족하 여, 사고관리에활용하기위해서는더많은사고경위에대한체계적인해석이요구 된다. 따라서사고관리를위한 DB 구축을위해서는국내의원자력유관기관들이 공통으로활용할수있는 DB 구축방법론이필요하며, 일단방법론이개발되면각 기관들은각자의필요에따라중대사고관련정보를구축하고공유함으로기관간 의중복된해석업무를피할수있는장점이있다. 일단 DB가갖추어지면그다음단계로효율적인 DB 관리가필요하다. 이를위해 서는사용자가손쉽게 DB 를관리할수있도록초기정보지정, 데이터저장및수 정, 그리고데이터검색기능이요구된다. 수많은 DB를저장하기위해서는한번 에여러데이터를저장할수있는다중저장기능이필요하며, 검색기능도사고초 기조건에의한단순한결과검색뿐아니라발전소반응에따른사고증상조건을 만족하는사고경위를검색하며확률론적개념에따라발생가능우선순위도제시 할수있는지능형검색기능도필요하다. 궁극적으로는현장이나규제기관에서 사고관리훈련이나사고관리전략평가에의활용성도고려되어야한다. DB 방법론과마찬가지로 DB 구축 관리를위한사고진단시스템개발도세계적으로미미한 형편으로, 이시스템이개발되면원자력발전소의중대사고에대한대처능력평가 로인한안전성이제고되어국내원전의수출에기여할것으로기대된다

23 2. MIDAS 1.2 및중대사고훈련시뮬레이터개발 원자력발전소의수출산업화를달성하고원자력선진국으로발돋움하기위해서는 중대사고환경에서의원전의안전성을평가할수있는전산도구의국산화는피할 수없는현실이다. 외국으로부터도입된코드는상용목적으로의사용이제한되고, 더군다나지적소유권문제로사정은더욱어려워지고있다. 또한, 국내대부분의 코드개발인력이외국에서개발된코드의이해및유지에투입되어외국에서새 로운판 ( 버전) 이출시될때마다기존의판을새로이설치하고다시검증하는작업 이되풀이되어사용코드에대한깊이있는연구의부족으로국내기술축적에어 려움이있었다. 이로인해, 사용모델에대한개선항목을즉각적으로코드에반 영할수있는코드분석및이해능력이제한되어모델개선및결과비교에어려 움이있었다. 특히, 국내에서수행되고있는중대사고실험결과를수용하여분석 하고, 그결과를다시실험에재투자할수있는자체분석코드의필요성이대두되 었다. 코드국산화를위해서는모델개발뿐아니라사용자편의성향상이필수적이다. 예로, MELOR에서는그림으로보여줄수있는변수가이미코드에내장되어있 어, 모델개선이나새로운모델을추가하는경우해당모델변수에대한출력방법 은지극히제한되어있다. 또한아직도코드사용자는지침서없이는이해할수없 는텍스트형태의파일을작성하여입력을준비하며, 결과구현을위한출력파일 을생산한다. 이와같은불편함을해소하기위해시각화를통해입출력을구현하기 위한입출력기개발은 MELOR 전산코드의취약점으로여겨졌던입출력제어를종 합적으로해결할수있다. 또한 MIDAS 코드와시뮬레이터와의연계를통하여, 운 전원의사고완화조치에대한발전소반응을실시간으로시각적구현이가능하므로 코드를이용한중대사고의조기예측뿐아니라, 운전원훈련과사고관리전략수립 에의활용기반을구축하기위해유용하게활용될수있는분야이기도하다. 이와같이 MIDAS 개발을통한중대사고해석코드의국산화노력은국내연구인 력의중대사고현상이해및모델개발능력을향상시킬뿐아니라개발된코드는 국내의가동중및설계중인발전소의안전성평가에기여할것으로판단된다. 한 MIDAS 개발을통한 경수로원전에서의중대사고현상해석코드국산화는원자 력선진국과상호동등하게협력체제관계를유지할수있는기반을제공하며, 중 대사고관리전략에필요한주요기술을상호교환에의해확보함으로서, 수입대체 효과도발생한다. 또한입력 GUI 개발과그래픽시뮬레이터를순수국내기술로개 발하여관련요소기술을확보함으로써, 대형전산코드를사용하는유사분야에긍 정적인파급효과를기대할수있다. 또 - 4 -

24 제 3 절연구개발의범위 중대사고관리종합평가체제개발과제는중대사고현상해석 DB 세트구축과중대 사고해석코드개발을목표로하고있다. 이를위해먼저표준원전을대상으로 MAAP4와 MELOR를이용하여 DB 세트를구축하고, DB를효율적으로관리하고 또한다사용자가동시에접속할수있도록사고진단시스템을개발하였다. 또한코 드국산화및기술자립을목표로통합 MIDAS 1.0 검증과이를기반으로새로운 모델을추가한 MIDAS 1.2 개발, 그리고 MIDAS를엔진으로사용하는중대사고훈 련시뮬레이터인 SATS 2.0 을개발하였다. 중대사고현상해석 DB는한국표준형원전의 1단계및 2단계 PSA 분석결과를검 토하여발생빈도가높은초기사건들을대상으로, 산업체에서널리쓰이는 MAAP4 와규제기관에서사용되는 MELOR 를이용하여구축하였다. MAAP DB는 MAAP4 의최신버전을이용하여지난단계에서개발한방법론에따라구축하였다. MELOR DB는 MAAP DB 를보완하기위한목적으로개발되었다. 결과호환을위 하여노심노드정의, 계통의기하학적입력, 운전조건등의입력을 MAAP과가 급적일치시킨 MELOR1.8.5-OPR1000 입력을먼저개발하였고, MELOR DB 변 수를정의하여대표적고압및저압사고를대상으로 DB 를구축하였다. 중대사고현상해석 DB를관리하기위한중대사고진단시스템 SARD/P 3.0은기존의 MAAP DB 관리기능뿐아니라새로이추가된 MELOR DB까지관리할수있도록개 선되었다. 즉SARD/P 3.0은 MELOR DB에대하여 SARD 2.0이가지고있던초기정 보지정, 데이터저장및수정, 그리고데이터검색기능을보유하고있다. 또한기존의 일인용사고진단시스템인 SARD 3.0을기반으로다수의사용자가네트워크를통해 동시에접속할수있도록 SARD/NET 환경을구축하였다. SARD/NET은 SARD가 작동되는중앙서버시스템과이를원격구동하려는다수의 lient 시스템을원격 데스크톱을이용하여접속함으로, 사용자가서버에위치한하나의응용프로그램을 공유하는방식을채택하였다. 국산화된중대사고현상해석용전산코드를개발하기위해 다. MIDAS 1.2를개발하였 먼저기존의중대사고해석코드들이해석할수없었던정지불능예상과도상태 (ATWS) 사고경위를해석하기위하여동력학모델을통합 MIDAS 1.0에추가하였 다. 또한기존 MIDAS 코드의 lower plenum 모델을통해모의할수없었던, 간극 내물침투와비등에의한 간극냉각모델을 조정할수있도록코드를개선하였다. debris와반구벽의동시냉각현상을모의할수있도록 MIDAS에접목하여사용자가입력으로간극냉각작동여부를 - 5 -

25 유기요오드는가스형태로서자연현상이나필터를통한제거가불가능하기때문에 격납건물이손상되거나누설시대부분이대기로방출되므로, 최근에는조기격납 건물손상이발생되지않은경우, 가능한격납건물내평형농도준위를낮게유지 하기위한전략, 즉요오드사고관리전략의중요성이대두되고있다. 따라서중 대사고후반격납건물내유기요오드를포함하여가스요오드농도변화를예측할 수있도록 MELOR 코드를보완, 개선하였고, 이개선된 MELOR 코드를 이용, 가스요오드농도관련변수들에대한민감도영향을평가하여가스요오드농 도가평형에이르는기구를이해하였고, 대기누출안전평가시의중요성을제시 하였다. 또한마지막으로매우낮은 ( 수 %) 평형가스요오드농도준위라도중대 사고후반격납건물손상시안전에매우큰영향을미칠수있음을분석하였다. MIDAS 코드의입력관리기인 IEDIT과출력관리기인 IPLOT을실용화함으로사 용자편의성을한단계더향상시켰다. IEDIT은 MIDAS 코드의입력파일을읽어초 기정보들을윈도우에패널형태로디스플레이하고, 사용자가정의값을수정할수도있 으며, 제어체적에대한그래픽디스플레이및조작기능으로중복작업에의해발생할수 있는오류를방지하고, 메뉴방식에의한입력작성기능은초보적오류를원천적으로차 단할수있는장점을가지고있다. MIDAS의20여패키지중입력의중요부분을구성하 는 VH, HS, FL, OR, F의 5개의패키지에대한입력 GUI 모듈이완성되어있다. IPLOT 출력처리기는윈도우기반프로그램으로사용자위주의사용환경을제공하며 출력데이터의비교분석작업에최대한의편의를제공할수있도록하였다. 편리한변 수검색과선택기능외에도다양한데이터를데이터원으로하는다중소스기능, 편리한 데이터비교를가능하게하는다중창기능, 작업환경을저장하여다음작업에이를사용 할수있도록하는작업환경및일괄작업저장기능등이개발되었다. 이외에도그래프 의형태를정의하는많은기능들이구현되어있으며, 작성된그래프프린터로출력하거 나그림파일로저장하거나클립보드로복사하여사용할수있도록하고있어, 궁극적으 로새로운형태의출력처리기형식을제시하고있다. SATS (Severe Accident Training Simulator) 는중대사고를시각적으로모의하는중 대사고훈련용그래픽시뮬레이터로, 1/2차계통과격납건물에서의전반적인열수력 및특히노심에서의용융물거동을자세히모의하는시스템이다. 또한 SATS는효 과적인중대사고관리및훈련을위하여안전변수감시계통모듈화, SATS 메뉴개 편, 그리고중대사고관리지침서모듈과의연계를위한 SATS의세부시스템을보강 하였다. SATS 2.0은이러한기본기능의향상뿐아니라기존의 MELOR 엔진대신 MIDAS 코드를엔진으로탑재하였다. 이상에서기술한내용을중심으로 2장에는한국표준형원전대상의중대사고현상 - 6 -

26 해석 DB 구축및사고진단시스템개발, 그리고 MIDAS 1.2 전산코드개발과중대 사고훈련시뮬레이터관련한전반적인국내외기술개발현황을수록하였다. 3 장에는구체적인연구개발수행내용및결과를크게네부분으로구분하여정리 하였다. 1절에는세계적으로널리쓰이는 MELOR와 MAAP 전산코드최신버전 을이용한한국표준형원전에서의중대사고현상해석 DB 구축내용을정리하였다. 여기에는표준원전에대한 MELOR 기본입력개발및검증, 결과구현을위한 MELOR DB 변수구성, 그리고고압및저압대표사고에서의분석결과를기술하 였다. 2절에서는 MELOR DB와 MAAP DB를동시에관리할수있도록개선된 사고진단시스템인 SARD/P 3.0 개발과다사용자가동시에 SARD를접속할수있 도록구성한네트워크기반사고진단시스템환경을소개하였다. 3장 3절에는 MIDAS 1.0 입출력기의실용화내용과 1.0 에대한검증, 그리고 MIDAS 1.2 에포함되어있는동력학모듈과원자로용기내부의간극냉각모듈접 목방법및영향평가결과를수록하였다. 랑스에서수행한 Phebus 또한유기요오드모델을사용하여프 실험을재모의함으로써기존모델과개선모델의영향을 평가하였다. 4절에는 MIDAS를엔진으로사용하는중대사고훈련시뮬레이터개발 과이를위한세부시스템보완내용을수록하였다. 4장에서는 3장에기술된상세한내용을목표달성도및대외기여도측면에서요 약하여재정리하였다. 특히, 목표달성도를평가하기위한세부분야별연구실적 을간단하게요약함으로전반적인연구내용을볼수있도록구성하였다. 5장은 연구개발결과의활용계획을, 6장에는연구개발과정에서수집한기술정보목록을 수록하였다. 그리고요오드거동분석과관련된수조내초기 ph 계산프로그램과 중대사고시 EAB 에서의갑상선피폭계산프로그램목록을부록으로추가하였다

27 제 2 장국내외기술개발현황 제 1 절한국표준원전중대사고현상해석 DB 구축및 사고진단시스템개발 국내의경우 2000년부터한국원자력연구소에서중대사고위해도관련데이터의관리 및사고진단을목적으로데이터베이스관리시스템개념을정립하였으며, 2002년부 터수행된원자력연구개발중장기 2 단계 ( ) 연구를통하여 P 윈도우기 반의중대사고위해도정보데이터베이스관리시스템인 SARD(Severe Accident Risk Database management system) 와SARD의 DB인 SARDB를본격적으로개발하기시작 하였다[ 박수용,01; 안광일,02]. 중대사고현상 DB 는한국표준형원전을대상으로구축하였으며, 대상사고경위를 선정하기위하여 1단계및 2단계 PSA 분석결과, 특히노심이손상된후에도영향을 미치는안전계통작동여부에대한정보를포함하고있는 을활용하였다. PDS 사건수목 (PDS ET) 이로부터여러가지기인사고중에서발생빈도가높은초기사건 들인대형/ 중형/ 소형냉각재상실사고, 발전소정전사고, 소외전원상실사고, 급수 상실사고, 증기발생기세관파단사고, 그리고일반과도사고에대한사고경위들이 선정되었고, 이들초기사건에대하여약 55개이상의기본사고시나리오가분석되 었으며, 이사고경위들은확률적으로대상원전에서의발생가능한사고의 95% 이상 을차지하고있다. 중대사고현상해석도구로는 MAAP 전산코드를사용하였으며, 원자로냉각재계통의열수력정보와노심용융, 수소발생및연소, 원자로용기파손, 격납건물열수력현상, 방사선원관련정보등약 840개의변수에대하여분석하였 다. 또한발전소기기/ 계통과관련된영향평가와중대사고현상을모의하는과정 에서나타나는불확실성의영향을판단하기위한민감도분석결과를 DB에포함하 였다 [ 최영, 06a; 최영, 06b]. 최근에는 MAAP 결과를보완할수있도록 MELOR 전산코드를활용하여 DB 를구축하였다 [ 송용만, 06]. 이렇게구축된 DB의효율적인관리를위하여중대사고위해도정보관리및사고진단시 스템SARD의초기버전을 1.0 을개발하였고[KAERI,03; 안광일,03a; 안광일,03b], 그이 후사용자의다양한의견과기존의데이터관리및검색기능을대폭개선하여버전 2.0을 개발하여사용하고있다[KAERI,04; 안광일,05; 안광일,04]. SARD2.0은1.0에비하여 데이터자동저장모듈의메모리저장기능을최대화하였고, 하나의프레임에여러변수 값을구현하도록그래픽기능을보완하고, 사고시나리오검색후검색된사고시나리오 에대한검색을바로할수있도록데이터검색모듈을연계기능을추가하였다. 최근에 개발된버전 3.0은 MAAP DB 관리기능뿐아니라 MELOR 변수에대한관리기능을구 현하여 MAAP과 MELOR DB에대한데이터뱅크자동생성및검색기능을가능하도록 - 8 -

28 확장하였다. 국외의경우2단계PSA 결과나특정중대사고현상학적정보에대한데이터베이스가 그보다훨씬이전부터개발되어왔지만,2단계PSA의일부정보나주요중대사고현상 에대한종합적인데이터를대상으로구축된데이터베이스관리용으로만제한될뿐본 연구와같은종합적인중대사고위해도정보데이터베이스관리시스템개발은아직시 작되지않은것으로조사되었다. 국외에서개발된대표적인중대사고정보데이터베이스로는 1999년개발이완료된IPE DB[NR, 97] 및 VASA(Virtual Assistant for Safety Analysis, JR)[Realini, 98] 의두가 지를들수있다. 전자는 IPE를수행한발전소별노심손상빈도및격납건물성능평가결 과에대한데이터베이스로써발전소계통특성, 계통간종속성, 설계특성등에따른PSA 결과에대한다양한정보등, 여러가지노심손상사고경위를유발하는발전소계통관련 확률론적정보를주로관리한다. 후자는PSA 분석가를지원하거나중대사고코드에대 한검증을목적으로수소폭발관련현상학적정보와실험데이터등특정중대사고현상 학적정보를주된관리대상으로다루며, 원자로유형, 발전소특징적인( 또는일반적인) 코드해석결과에대한정보를주로활용한다. 데이터베이스관리관점에서보면상기두 가지데이터베이스는P 윈도우환경에서운영되며메뉴구동방식에의하여특정정보 가관리되며이들은주로 MS Access 질의(query) 를통하여이루어진다.[KAERI, 05] - 9 -

29 제 2 절 MIDAS 및중대사고훈련시뮬레이터개발 1. 중대사고해석코드국산화를위한 MIDAS 개발 국제적으로지금까지관리되고개발되는주요중대사고해석코드로는미국의 MELOR와유럽의 ASTE 전산코드가있다. MELOR는미국 NR가지속적으 로후원하는중대사고현상해석종합프로그램으로, 미국샌디아국립연구소 (SNL) 는지금까지의중대사고해석연구의모든결과를이코드에접목시키기위하여모 든노력을경주하고있다. MELOR는그동안의개선된모델과사용자편의성을 향상시켜버전 1 시리즈에서 2 시리즈로 2006년 9월처음 MELOR 2.0 시험판을 출시하였고, 이와동시에사용자워크숍을개최하였다 [SNL, 06] 2.0의모델은 과거의동일하여, 수치해석적안정성, 노심재충수모델접목, MAS와의 연계프로그램개발, LHS (Latin Hypercube Sampling) 기법을이용한불확실성분 석입력기능보완, 그리고하부반구의실제형상반영과노심에서의용융풀형성 모델이반영된 OR 패키지개선등이포함된다. 이러한개선을통해 TMI 사고에 서나타난원자로용기내부에서의용융풀형성및재배치를모의할수있도록하 였다. 이와동시에 MELOR 입력 GUI를개발하여사용자들이입력요건을쉽게 배우며, 입력정보를쉽게수정하고화면으로제어할수있도록편의성을크게향 상하였고, 실행파일도메뉴화면에서수행할수있도록개발하였다. MELOR 2.0 정식판은아직출시되지않은상황이다. ASTE (Accident Source Term Evaluation ode) 은프랑스 IRSN과독일의 GRS가 공동으로각기관에서사용중인개별현상별코드들을모듈화하여, 결합시켜개 발한중대사고상세해석용전산코드로서중대사고전체영역, 즉사고초기부터 노심손상핵분열생성물방출, 이송, 격납건물로부터의방출까지를모의할수있는 종합전산코드이다. 2000년에 version 0 이발표된이후, 2002년에는 RS내이상유 동모델과노심손상부분에 IARE 코드내일부모델을각각보완하여 version 1 을발표하였다. 현재 EVITA 프로젝트나 PATEL, STORM 및 ERE 실험등을사 용하여검증계산을수행중에있으며, 실제원전에대해서는독일의 1300 MWe PWR 및동유럽의 VVER- 440/V230 에대한 ASTE 모델검증계산을수행하고 있다. ASTE 코드목적은 MELOR 코드와같이사용자편의성을가지며, 계산속 도가빠르고, 유럽고유의안전특징관련모델을보유하고, 충분히검증된중대사 고해석코드로서국제적으로신뢰성을확보하는데있다. 현상별 ASTE 코드의해 당주요구성모듈들을살펴보면, RS 열수력은 ESAR, 노심손상에서하부반구 손상까지는 DIVA, 핵연료로부터의핵분열생성물방출은 ELSA, RS내핵분열생성 물이송및부착은SOPHAEROS, DH는RUPUIUV, DH시열전달은 ORIUM, MI는 WEX, 격납건물내열수력거동은 PA, 격납건물내 iodine 거동은 IODE 그리고노심내방사능과붕괴열계산은 ISODOP 로각각구성되어있다

30 MIDAS (Multi-purpose IntegrateD Assessment code for Severe accidents) 드는지난 전산코 1997년부터코드국산화를목표로원자력연구소에서개발되기시작한코 드이다. MELOR 버전을참조코드로, 최신의중대사고현상해석을위한모 델개선/ 개발과획기적인사용자편의성향상을위한코드구조개편및입출력기 개발을병행하여왔다. MIDAS 전산코드는참조코드가가지고있는기본중대사 고현상해석모델을갖추고있을뿐아니라, fortran90 언어를이용한코드개편 과정을거쳐변수위치를나타내는포인터대신직접변수를사용하는최신의데이 터전달구조를갖추고있다[ 박선희, 06] 즉, MIDAS는기존모델의개선과새로운 모델의추가를용이하게수행할수있는기본체제를갖추고있다. 정지불능사고 (ATWS) 따라서발전소 해석을위한동력학모듈과원자로용기내부에서의간극냉 각모델의작동유무등을모의하기위한모델은새로운데이터전달체계하에서 모델접목이용이하게수행되었다. 이러한체제개편및모델개발과병행하여사용자의편의성을향상시키기위한입 출력 GUI가 2 단계에서개발되어이번단계에서는실용화수준까지개선되었다. 입 력관리기인 IEDIT은버전 2.0 을출시하여, 입력생성의기본패키지인 VH, FL, HS 등의입력을메뉴화면을통해사용자가준비할수있도록개발하였다. 또한 출력관리기인 IPLOT도 2.0 을출시하였고, 원자력유관기관의사용자들에게배포 하여출력을손쉽게관리할수있도록하였다. IPLOT 기능은아직 MELOR 2.0 에아직포함되지않은 MIDAS 고유의출력관리기능으로윈도우환경에서메뉴 화면으로운용함으로기존의낙후된코드결과분석기능을대폭향상시켰다. 2. 중대사고훈련시뮬레이터개발 다목적 GUI를이용한사용자의편의성향상노력은국내외의 Pre-, Post-Processor 개발을위한입력제어프로그램, 발전소 Visualization, 그래프처리자동화등다양 한연구개발로진행되고있다. RELAP의 SNAP, RETRAN의 RRE 등과같은전처 리기 (pre-processor) 와 MAAP-GRAAP, ATLAS, SIPA-Post Accident Simulator, NPA, SAMAT (Severe Accident Management and Training System) 등의후처리기 (post-processor) 들이국내외에서개발되어있으며, 일부는상용화단계에이르고있 다. 특히 MELOR 2.0에서보이듯이 GUI를이용하여입력준비및실행파일을 제어하는기능은이미개발되어사용되고있다. 실제로접하기힘든중대사고의경우사고의물리적현상을그래픽으로나타내는 방법은중대사고해석이나훈련에유효하다. 스템은선진외국에서도활발히개발되고있으며 그래픽을사용하는중대사고분석시 GRS의 ATLAS [Sonnenkalb, 97], KEMA의 MAAP-GRAAPH [Bakker, 97], EDF의 SIPA 등몇몇개발사례가있다. 그러나중대사고진행을모의할수있는분석기 ( 시뮬레이터) 개발과이를이용한 중대사고관리는아직세계적으로중요성이크게인식되어있지않으며, 중대사고관

31 리와맞물려유럽일부국가에서그필요성을인정하는정도이다. 미국에서도발전소현장요원에대한교육프로그램에아직시뮬레이터를이용한내용은포함되어있지않은형편이다. 오히려국내에서는중대사고관리에대한높은관심으로중장기과제초기부터중대 사고훈련시뮬레이터를개발하여초기버전인 SAMAT 가개발되었으며 [ 정광 섭,02a; 정광섭,02b; 김고려,02a; 김고려02b], 지난단계에서는기능이개선된 SATS 시뮬레이터와이를사고관리에적용하기위한연계프로그램인 HyperKAMG가개 발되었다 [ 김고려, 06]. 그림 은 MIDAS를이용한 GUI 시스템으로, MIDAS 를엔진으로중대사고를모의하고, HyperKAMG를통한운전원의운전조치가바로 훈련시스템인 SATS를통해그결과가구현되는 GUI 연계구도를보여준다. 기존 의그래프중심중대사고해석에서시각화를통한발전소거동구현, 실시간제어, 입출력 GUI 를통한입출력자동화시스템으로구성되어있다. 중대사고시 IPLOT IEDIT Display Input Edit Input MIDAS SATS Training Simulator Graphical Display Simulation of S.A. Scenario HyperKAMG Module 그림 MIDAS GUI 시스템

32 제 3 장연구개발수행내용및결과 제 1 절한국표준원전중대사고현상해석 DB 구축 1. MELOR DB 구축 가. 표준원전 MELOR 기본입력개발및검증 본연구에사용된중대사고해석전산코드의사양은다음과같다. - MELOR P 버전 [SNL, 05] - QZ Patch 3 보완 - Digital Fortran 컴파일러사용 대상발전소는표준원전 (OPR-1000) 이며, 기본입력은규제기관인한국원자력안전기술 원 (KINS) 의위탁과제 [ 박재홍/ 조성원, 02] 에서개발된 MELOR1.8.5-KSNP 입력을개 선한 MELOR1.8.5-OPR1000 입력 [ 송용만, 07b] 을사용하였다. 여기서, MELOR1.8.5-KSNP 입력은약 10 년전에국내에서 ( 원전의사고해석을위 한입력작성지침서수준으로) 작성되었던울진3/4호기의 MELOR 입력 [ 조 성원, 97] 을바탕으로 FSAR [KHNP, 97] 및 RELAP 입력/ 해석결과 [ 손영석, 97] 를 참조해개발된바있다. 본입력에서는기존의울진3/4-MELOR 입력에서발 견된문제점 ( 즉, 계산시간이너무오래소요된다든가또는계산도중에서멈추는 경우가발생하는단점) 을개선했으며, 아래의특성을지녔다: 단일입력으로다양한사고경위를모의할수있도록한다. 코드에관한깊은지식이없더라도사고경위를이해하고있으면사고모의를용 이하게수행할수있도록한다. SIT, HPSI, LPSI, SDS, AFWS 등안전장치들을많이취급함으로서사고해석을 수행할수있는범위를확대시킨다. 격납건물격실수를 4 개 (dome/annulus/cavity/inner cell) 에서 20 개로세분. 가능하다면실시간해석의수행이가능하도록하며, 실시간해석이불가능한경우 에도빠른해석이수행될수있도록한다. 한편, 본연구의입력개발목표는중장기연구개발 2 단계 ( ) 의결과물인 MAAP 표준원전 DB 에사용된입력 (MAAP4-OPR1000 으로명명) 과비교 검증하는방식으로 MELOR 동등입력을개발하는것이다. 여기서, 동등 입력은동일한원전에대한 기하학적/ 현상학적/ 옵션모델링에서가능한입력일치화 ( 결과일치화가아님) 작업이

33 수행되었다는의미이며, 본단계에서는주로일 이차계통에대해수행되었다. 특히, MAAP 입력은울진 3/4호기 2단계 PSA [KAERI, 96] 를통하여이미상당부분검증된입 력이므로, 동등한 MELOR 입력이개발되면 MAAP/ MELOR DB간의결과비교가용 이 ( 입력차이에의한결과차이는줄어들고, 코드특성및모델간차이에의한결과차이를 인식하기가용이) 해지고 DB 의신뢰성도높아질것으로판단된다. 다만 MELOR 입력 개발이후 MAAP 또는 MELOR 입력의오류가발견되면두코드의입력을동시에변경 하여야할필요성이발생하게된다. MAAP4-OPR1000 입력과의일차검증작업이수행된 MELOR1.8.5-OPR1000 입력에서 기하학적데이터및형태는표 및그림 에있으며특성은다음과같다: 1) 기존 4x10 노심노드에서세분된 7x10 유효노심노드화 (MAAP 7x10 노드와일치화) 2) 유효노심노드별기하학적형태, 출력분포및노심유로검증 3) 일차계통및증기발생기노드화및제어체적특성 ( 노드개수및기하학적형태) 검증 4) 핵분열생성물노심방출모델옵션 (ORSOR-M) 일치화 5) 원자로정지지연시간및핵연료조사기간일치화 6) 이차계통의보조급수공급및감압 (MSSV/ADV) 관련입력검증 여기서, 1) 번의노심노드화를살펴보면, MAAP 코드에서는그림 와같이노 심의반경방향을 7 개의노드 (ring) 로나누고, 축방향은핵연료가있는부분(10 개), 하부공간(2 개 = row1 (= core support plate) + row2 (= lower tie plate + lower gas plenum)), 핵연료상부(1 개 = upper tie plate and core structure + upper gas plenum) 등으로 13 개의노드로나누었는데, 노심모의특성은표 의노심모의 (MAAP) 란을참조하기바란다. MELOR 입력에서의노드세분화는 MAAP 코드 와비교의편의성을높이기위한방안으로수행되었다. 기존의 MELOR1.8.5-KSNP ( 그림 참조) 노심관련입력에서변경된입력은 cor.inp / hs.inp / rn4.inp 이며, 변경된부분은변경파일을 (cor-7ring-opr.doc / hs-7ring-opr.doc / rn4-7ring-opr.doc) 포함한기술보고서 [ 송용만, 07b] 를참조하기바란다

34 TURBIN (740) TURBIN (740) SG-B SEONDARY (700) SRV SDS SG-A SEONDARY (600) MFWS MFWS DOWN OMMER (710) PRESSURIZER (500) DOWN OMMER (610) MFWS MFWS SIT-B1 (482) OLD LEG-B1 (480) OLD LEG-B2 (490) SIT-B2 (492) INTERMEDIATE B1/B2 S/G lower plenum HOT LEG-B (410) 4.15 DOWNOMMER (130) UPPER PLENUM (260) ORE (170) (-2.28) ORE BY-PASS (180) S/G lower plenum HOT LEG-A (310) INTERMEDIATE A1/A2 SIT-A1 (382) OLD LEG-A1 (380) OLD LEG-A2 (390) SIT-A2 (392) LOWER PLENUM (150) 02 (-6.93) (-7.65) (3.0) UPPER PLENUM (260) ? DOWNOMMER (130) 17016? (-2.28) ORE (170) ORE BY-PASS (180)..? LOWER PLENUM (150) (-6.93) (-7.65) (-8.46) 그림 MELOR1.8.5-OPR1000 일차계통제어체적구성도

35 그림 MAAP 노심노드화구성도

36 (3.0) (3.385) 4.15 UPPER PLENUM (260) (-2.10) DOW NOMMER (130) (-2.28) ORE (170) ORE BY-PASS (180) (-6.302) LOWER PLENUM (150) (-6.93) (-7.65) (-8.46) 그림 MELOR1.8.5-KSNP 원자로용기구성도

37 이러한상세노드구성시에는노드세분화에따른기하 ( 면적/ 표면적/ 반경/ 유로), 출 력 (radial peaking factor), 구성물 ( 성분물질별질량) 및초기화 ( 초기온도) 입력의 조정이필요하다. 더불어노심상단지지구조물 (HS 패키지), 핵분열생성물방출경 로 (RN 패키지) 및하부노심 (lower head) 구조물및 penetration 입력의조정도필 요하다. MELOR1.8.5-OPR1000 ( 그림 참조) 원자로용기구성모습을아래의 그림에서보여준다. (3.0) UPPER PLENUM (260) ? DOWNOMMER (130) 17016? (-2.28) ORE (170) ORE BY-PASS (180)..? LOWER PLENUM (150) (-6.93) (-7.65) (-8.46) 그림 MELOR1.8.5-OPR1000 원자로용기구성도

38 다음으로, 2) 번의노심노드별형태를살펴보면, MELOR 노심의축방향은핵연료 가있는부분(10), 하부공간(3, core support plate), 핵연료의상부(1) 등으로 14 개 의노드로나누었다. 여기서, MAAP 코드가노심의하부공간을 2 개 ( 축방향노드 1/2 번) 의노심노드로구분하는데비해 MELOR 코드는 3 개 ( 축방향노드 1/2/3 번) 의노드로구분하며 MAAP 코드의하부공간이핵연료노심 (active core) 하단에서 가까운원자로하부 ( 원자로중심선에서 6.21m 거리까지) 를모사하는데비해 MELOR 는원자로하부전체 ( 원자로중심선에서 8.41m 거리까지) 를모의해 MAAP 코드의 1/2번노드는 MELOR의 3 번노드에포함된다. 또한 MAAP 및 MELOR 모두노심의상부공간을 1개의노심노드로구분하는데 MAAP 코드의상 부공간이핵연료노심상단에서약 0.6m 거리까지를모사하는데비해 MELOR는 핵연료노심상단에서약 0.3m 거리까지를모의해 MAAP 코드의 13번노드는 MELOR의 14 번노드를포함한다. 다음으로, 3) 번의일차계통및증기발생기노드화및제어체적특성을살펴보면, 표 및그림 에서일차계통및증기발생기 ( 이차측) 의기하학적형태및데이터 를 MAAP 과각각비교하였으며, MELOR1.8.5-OPR1000의입력에서매우잘일치 된것을알수있다. 다음으로, 4) 번의핵분열생성물노심방출모델옵션을살펴보면, 노심방출모델이상호달라서 MELOR1.8.5-OPR1000의입력에서 ORSOR-M 모델 로일치시켰으며, 여타주요초기값을표표 에수록하였다. 다음으로, 5) 번의 원자로정지지연시간및핵연료조사기간을살펴보면, MAAP 입력과상호달라서 MAAP의입력변경을통하여 MELOR 입력과일치시켰으며, 중성자포획대분 열비 련입력이 (capture to fission ratio) 및핵분열물질간출력기여비율등일부붕괴열관 MELOR1.8.5-OPR1000 의입력에서수정되었다 ( 표 참조). 한편, 노심의핵연료는 85.6 ton의 UO 2 와 23.9 ton 의지르카로이(Zr) 를포함하고있 다. 열출력은 100% 출력에해당하는 2825 MW t 이며, 이중에서 93.6% 는핵분열에의 해방출이고 6.4% 는붕괴열에의한것인데 MAAP 결과와거의일치한다 ( 표 참조 ). RP의작동시방출되는열은저온관의구조물에서방출되는것으로가정하 였다. MELOR1.8.5-KSNP/-OPR1000의노심노드별출력분포및면적을 MAAP과 비교하여표 및표 에각각보였다. MELOR1.8.5-OPR1000의입력이 MAAP 입력과반경(/ 면적) 을포함해노드의출력분포가정확히일치하는것을알 수있다. 또한, MAAP 코드와의입력비교에서노심의 Stainless-Steel의구성물비율 의차이가발견되어 MAAP 코드의입력 (Fe-0.78, r-0.16, Ni-0.06) 에맞추어조정 되었으며, 노심chnnnel 유로 (ORijj05) 가노심유로 (FL15001) 와상이한실수가발 견되어수정되었다 ( 표 참조). 핵연료및제어봉의전체지르칼로이질량이 MELOR (23,903 kg) 및 FSAR (24,031 kg) 값에비해 20% 이상작은값이 MAAP (18,887 kg) 에서사용된점이발견되어수정되었다 ( 표 및표 참조 )

39 표 MELOR1.8.5-OPR1000 일차계통기하학적입력 계통노드명제어하부상부옛체적연결유로유로체적높이높이 MAAP 유로 / 새체적체적면적길이 # [m] [m] [m 3 ] [m 3 ] # # [m 2 ] [m] Down / commer Lower /13.4 plenum Vessel ore (2.32) (6.13) /21.37 (1개) (LOAdummy) ore bypass / Upper plenum / (6.13) (13.55) 총합 (127.8) / Hot Hot-legA / Leg (SBO dummy) (2개) Hot-legB SGA-Rise SGB-Rise S/G SGA-Down (2개) / SGB-Down Inter-leg-A Inter-leg-A Inter-leg-B / Intermd Inter-leg-B Pipe Inter-leg-A (4개) Inter-leg-A Inter-leg-B / Inter-leg-B old-leg-a old old-leg-a Leg old-leg-b / (4개) old-leg-b 총합 (155.) /155.1 PRZ Pressurizer (1개) SGA-Down SGB-Down SG 2ndary SGA-2nd 600 SGB-2nd Turbin E

40 표 MELOR1.8.5-KSNP/MAAP 주요일 이차입력 ( 초기값) 주요변수단위 FSAR MELOR 입력변수 MAAP 입력변수 원자로노심열출력핵분열붕괴열냉각수온도노심입구노심출구압력용기입구냉각수유량압력용기입구노심 Bypass 노심모의 (MAAP) UO 2 Zr ( 핵연료+ 제어봉) W W W K K K kg/sec kg/sec kg/sec kg kg 2.825E ,309 14, (2.825E9) 2.644E E (15,351) 15, OR00004 " ORijj02 ORijj E9 QR0 13번노드 SS 질량 13번노드 Zr 질량 1번노드 SS 질량 2번노드 Zr 질량 1번노드높이 2번노드높이 3번노드하부고도 12번노드상부고도 13번노드높이핵연료집합체개수핵연료핀개수/ 집합체제어봉개수/ 집합체 (row 개수/ 집합체) 가로방향노드수가로방향노드수핵연료상부노드수핵연료상부노드수노심 shroud 반경핵연료표면적피복관표면적 (core+bypass) 유로 - core 유로 - bypass유로 - channel 유로 - 원자로하부-3 - 원자로하부-2 - 원자로하부-1 노심 steel Fe r Ni 증기발생기 1차측 입구온도출구온도증기발생기 2차측초기유량 높이 (Boild-up) 높이 (ollapsed) kg kg kg kg m m m m m m m 2 m 2 m 2 m 2 m 2 m 2 m 2 m 2 m 2 K K 톤/ 개 m m 번노드 3 번노드 4 번노드 14 번노드 ORijj06 ORijj06 FL15001 FL15101 ORijj05 " " " MPMATnnn * * V600/610A MU20 MZR0 MSSNFT(1) MZRNFT(1) MSSNFB(1) MZRNFB(2) XDZNFB(1) XDZNFB(2) ZRL ZRU XDZNFT(1) NASS NPIN NROD NROWS NHAN NAXNOD NNFT NNFB XRBF AR MFFESS MFRSS MFNISS 1-region 모델.log 파일 (S/G 초기화) MWSG0.log 파일 ( 초기화)

41 초기온도초기압력주급수유량주급수온도수증기유량수증기온도 가압기압력온도 K Pa kg/sec K kg/sec K Pa 1.582E7 K E E A3 V600/610A2 V610/ E5 PSG0-22 -

42 표 MELOR/MAAP 주요붕괴열입력 ( 초기값) 변수명 MELOR-KSNP MELOR-OPR MAAP Rx Trip 지연시간 전출력 -> 붕괴열지연시간 붕괴열계산방식 핵연료조사기간 노심출력, [MWt] 노심주기 재장전주기 / 초기장전핵연료농도 (weighted average atom fraction) 연소도 (Burnup), [MWd/MTU] apture to Fission Raio Ratio of total capture rate of U-238 to total absorption rate 핵분열출력분율 - U 235 (& PU 241 ) - PU U 238 붕괴열배분율 1) NOBLES 2) SI + RBI 3) TEO 2 4) SRO 5) MOO 2 6) SOH + RBOH 7) BAO 8) LA 2 O 3 + PR 2 O 3 + ND 2 O 3 + SM 2O 3 + Y 2O 3 9) EO 2 10) SB 11) TE 2 (USE SAME VALUE AS FQP(3)) 12) UO 2 + NPO 2 + PUO 2 총합나머지 ANS (DHDEPOW) 5.0E7(=578.7 일 ) (DHOPRTIME) 2825 (OR00004) EO equilibrium core 3-region(batch) core, 3.3% U (11000/22000/33000) 1/0.713=1.4 (DHNPSI) 2815 MWth 1822 (=0.6473) (DHFPOW) (=0.3106) (DHFPOW) (=0.0421) (DHFPOW) (=0.5296) 1099 (=0.3897) 222 (=0.0789) 4.6초 0.0 (TDSRM) 0.0 (TDPOWR) ANS (FQINHF) 7.776E7 5.0E7 (=900일) (TIRRAD) 2815 (QR0) 3.138% (ENRH) (EXPO) 1.3 (FALPHA) (FR) (FQFISS(1)) (FQFISS(2)) (FQFISS(3)) 0.03 (FQP(1)) 0.17 (FQP(2)) 0.02 (FQP(3)) 0.04 (FQP(4)) 0.02 (FQP(5)) 0.01 (FQP(6)) 0.02 (FQP(7)) 0.27 (FQP(8)) 0.03 (FQP(9)) (FQP(10)) 0.02 (FQP(11)) 0.16 (FQP(12)) (non-volatile)

43 표 MELOR185-OPR1000 노심의초기붕괴열 (Decay Power) 결과 노드 핵연료피복재핵연료피복재핵연료피복재핵연료피복재핵연료피복재핵연료피복재핵연료피복재 계 E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E E+08 계 9.52E E E E E E E+07 Note) ** ( 초록색) : MAAP코드 - ANS 이용결과 = 6.53% (MELOR 결과와약 3% 차이) at Time = 초) 1.79E+08W (6.36%) 1.84E+08W (6.53%-**)

44 표 MELOR1.8.5-KSNP 및 MAAP 노드별출력분포및면적비교 Y 축 면적 X축 계 FA 송 반경 면적 ORRii 반경 (R) M A A P M E L 표면적 = 2R * dz(=0.381) FPR FPA ORRii03 ORZjj Normalize 계

45 표 MELOR1.8.5-OPR1000 및 MAAP 노드별출력분포및면적비교 Y 축 면적 X축 계 FA 송 반경 면적 ORRii 반경 M A A P M E L 표면적 FPR FPA ORRii03 ORZjj Normalize 계

46 표 MELOR1.8.5-OPR1000 주요열수력입력 ( 초기값) 주요변수초기값 ore Power, MWt 2825 RP Net Thermal Power (Total), MWt 24.6 NSSS Thermal Power, MWt Bottom Elevation of Active Fuel, m 2.32 Top Elevation of Active Fuel, m 6.13 ore/lower Plenum Inventory (kg) - Mass of UO 2 - Mass of Zircaloy in lad - Mass of Zircaloy in Non-fuel Node - Mass of Stainless Steel Upper Non-fuel Node - Mass of Stainless Steel Bottom Non-fuel Node - Mass of Lower Support Structure - Mass of Zircaloy in Non-fuel Node - Mass of Stainless Steel Upper Non-fuel Node - Mass of Stainless Steel Bottom Non-fuel Node (Support Structure) - Mass of Stainless Steel Bottom Non-fuel Node(Non-Support Structure) Lower Plenum - Lower Head Inner Diameter, m - Lower Head Thickness, m Primary/Secondary Water Temperature, - PRZ - ore-region/upper-plenum/hot-leg + - SG-rise/ - SG-down/ - Downcommer/Lower-plenum/ore-bypass/Intermediate-leg/ old-leg - SG 2ndary - SG 2ndary Feedwater - Turbin Primary System Pressure (pressurizer), Mpa 85,629(ORijj02) 23,903(ORijj02) 2,256 21,108 5,477 26,000 0 (ORijj02A) 0 (ORijj02A) 7318 (ORijj02A) (ORijj02A) (HS18011)

47 - old-leg - Downcommer - Lower-plenum - ore-region/ore-bypass - Upper-plenum - Hot-leg - PRZ - SG-rise - Intermediate-leg - SG-down - SG 2ndary - Turbin

48 표 MELOR1.8.5-OPR1000 주요핵분열생성물입력 ( 초기값) 주요변수 MELOR185-OPR1000 MAAP 에어로졸 - 구성물개수 - 크기구분구간 (section) 개수 - - 흡습모델작동여부 노심내초기재고량 - 핵연료-피복재간갭초기재고량 갭방출시피복재파손온도 노심방출모델 방출시핵종군간결합 2 ( 증기 + 여타에어로졸) 5 (0.05~50 m) 2,256 비작동 표. 참조 표. 참조 1173 K ORSOR (S/ V option) ORSOR-M (S/ V option) s + I = si IDOR+Kelly ORSOR-M 에어로졸재부유및응축 2.32 에어로졸제거 냉각수조 필터 격납건물살수 에어로졸역학상수 - Aerosol dynamic shape factor - Aerosol agglomeration shape factor - Particle slip coefficient - Particle sticking coefficient - Turbulence dissipation rate - Thermal conductivity : gas/particle - Thermal accommodation coefficient - Diffusion boundary layer thickness 에어로졸상수 - - 기체최저및최고압력 기체최저및최고온도 작동 N/A 요오드핵종만고려 m 2 /s E-5 m 1 ~ 200 기압 273 ~ 2,000 K 방사성핵종군침적면적표 참조 제어체적간유로면적표 참조 요오드화학 N/A

49 그림 MELOR1.8.5-OPR1000 증기발생기( 이차측) 제어체적구성도

50 나. MELOR DB 변수구성 MELOR DB를구축하기위해서는우선 DB 용변수를구성해야한다. 여기서, 중대사고 DB의의미및활용성을높이기위해서는기존의 MAAP DB 변수와비교가가능한변수 를선정하는것이필요하다. 그런데 MAAP 및 MELOR 코드는상이한노드구성을채택 하고있으므로완전히동일한변수집합을선정하기는어렵다. 따라서 MAAP DB 변수를 검토하고가능하면동일또는호환적인의미의비교변수를선정하여 MELOR DB 변수 를구성하였다. 즉, MELOR DB 변수구성의목표는기존의 MAAP DB 변수와동 등한변수를선정하는것이며, 동등 변수에대해서는두코드의결과간에상호비교 가가능해야한다. 본연구에서는 800여개의 MAAP DB 변수중약 300 여개 (MAAP PLOTFIL 31/32/33/34/35 등) 에대해동등한 MELOR DB 변수가선정되었으며약 40 여개의주요변수에대해서양코드간의구체적인결과비교작업이수행되었다. 여기서, 두코드간의모델또는 ( 코드에서제공되는) 출력가능변수목록의차이에의해서 MELOR 코드에서는동등한선정이불가능한변수가있을수있으며, MAAP 변수가고 유한제어체적특성이다르므로이에해당되는 MELOR 동등변수는여러개의변수통 합이필요한경우도있다. 참조를위하여, MELOR 변수의대표문자 (n/m/k) 로활용되는부속물 (component) 및재료물질 (material) 을다음표 에정리하였다. 표 은 MELOR DB 변수표형태인데, MAAP/MELOR 동등변수명및 두코드변수의설명을추가해 ( 상단-MAAP, 하단-MELOR) 비교를용이하도록하 였다. 변수명칸이음영으로처리된변수는다음부분 ( 다. MELOR를이용한고 압기본사고경우및민감도분석 ) 에서구체적인결과비교에사용되었으며, 결과비 교로부터파악된차이점/ 주의사항을비고란에정리하였다. 이외에도비고란에서는 MELOR 대표문자 (n/m/k) 의해당값및특이사항도기술되어있으며, MELOR 변수명이빈칸으로남아있는것은 MAAP 변수에해당하는동등변수가존재하지 않는경우이다. 한편 MELOR 일부동등변수는몇개의출력변수를 ( 사칙함수를 활용하여) 조합하거나 ( 예: ZWV(MAAP) -> UF.500 (= VH-LIQLEV VH-LIQLEV VH-LIQLEV.260)) 분할할 ( 예: WHLUL/WSGUL(MAAP)) 필 요가있으며, 입력변수로 ( 예: MBLNJ(MAAP)) 처리되는경우도존재한다. Key 변수는 c (control function arguments) 및 p (plot variable arguments) 로구분된다

51 표 MELOR에서정의하는부속물과재료물질 OR VH/FL 번호 OR component material material 1 FU : intact fuel Zr pool 비고 2 L : intact cladding ZrO 2 fog 3 N : intact canister 1 (BWR) UO 2 water vapor 4 B : intact canister 2 (BWR) steel N 2 5 OS : other structure steel oxide O 2 6 PD : particulate debris control poison H SS : supporting structure (core plate / control rod guide tube) NS : nonsupporting structure (control rod) PB : particulate debris in the bypass (BWR) inconel O 2 O H 4 Non-conden sable gas

52 표 MELOR185-OPR1000 DB 변수표 (MAAP 비교변수포함) PLOTFIL 31 : ORE & PRIMARY PRESSURE BOUNDARY (86 개 ) ORE & PRIMARY PRESSURE BOUNDARY key MELOR 변수변수설명 [MKS 단위 ] : 상단 -MAAP, 하단 -MELOR MAAP 변수비고 p c UF.500 = VH-LIQLEV.150/170/260 VH-TLIQ.170 VH-MASS.1.( ) OR-ENV-TOT / OR-QNV.170 OR-M.m.k.n OR-MLTFR.n.m.k Boiled-up water level from bottom of RPV ( 사용자노심높이입력에상관없이시작점은 RPV nozzle bottom ( 높이 =7.33m) 으로고정 ) Swollen liquid elevation in control volume n Temperature of water in core Pools temperature in control volume n Mass of water in core Mass of material m in control volume n Heat transfer from core to water [W] Total cumulative energy transfer to VH package [J] / Heat transfer rate to atmosphere in fluid (control) volume 170 [W] Total mass of core material remaining in core Total mass (intact plus conglomerate) of material m in component k in cell n Mass of total molten core material in core Melt fraction of material number m in component number k in cell n ZWV TWR MWR QWR MR MLTR 원자로용기높이 ( 기준 = 바닥 ) 만비교가능 잘일치 MWR 은노심만의질량이아니므로노심냉각수질량만구분비교필요

53 OR-TFU.n OR-MUO2.n / OR-MZR.n / OR-MSS.n / OR-MZRO2.n / OR-MSSOX.n / OR-MRP.n OR-TPD.n Maximum core temperature Temperature of UO 2 in cell n Mass of total debris + metal layer in lower plenum Total corium mass in cell n Temperature of total debris bed in lower plenum Temperature of particulate debris in cell n Heat transfer rate from debris to water in lower plenum TRHOT MMTPS TMPS QWLP F 중 Max. 이용 n=101/201/301/401/501/601/ 701 /102/202/302/402/502/602/70 2 /103/203/303/403/503/603/70 3 Total steaming rate from debris bed & jet in lower plenum WSTMP Ratio of heat loss as steam to heat source in lower plenum FSTQNJ VH-MASS.1.( ) Mass of water in downcomer and lower head Mass of material m in control volume n Temperature of water in downcomer and lower head VH-TLIQ.130/150 Pools temperature in control volume n HS-TEMP.MN Temperature of heat sink facing debris + metal Temperature at node MN of HS Mass of equipment in lower plenum c OR-MSS/MRP/MSSOX-O Intact other structure (OS) steel/control poison/steel oxide mass in S.n cell n Temperature of equipment in lower plenum MWD TWD TPSHS MEQPS(1) TEQPS(1) downcomer 및 lower head 정의가정확히일치하지는안함

54 OR-TOS/TSS/TNS.n Temperature of other structure in cell n Pressure in primary system VH-P.170 Pressure of control volume n ollapsed water level in primary system UF.400 = ollapsed liquid elevation in control volume n VH-LIQLEV.150/170/260 Mass of water in primary system excluding pressurizer UF.510 = VH-MASS.1.n Mass of material m in control volume n Average void fraction in primary system p VH-VOID.n Void (non-pool) volume fraction in control volume n Temperature of water in broken intermediate leg VH-TLIQ.360/370 Pools temperature in control volume n Temperature of water in unbroken intermediate leg VH-TLIQ.460/470 Pools temperature in control volume n Water level in broken loop hot leg VH-LIQLEV.310 Swollen liquid elevation in control volume n Water level in unbroken loop hot leg VH-LIQLEV.410 Swollen liquid elevation in control volume n Water level in broken cold leg (from bottom of RPV) VH-LIQLEV.380/390 Swollen liquid elevation in control volume n Water level in unbrkn cold leg (from bottom of RPV) VH-LIQLEV.480/490 Swollen liquid elevation in control volume n One loop pumped flow rate of water in unbroken loop FL-MFLOW.1.460/470 Mass flow rate of material m through flow path n Temperature of gas in primary system VH-TVAP.n Atmosphere temperature in control volume n Temperature of gas in S/G inlet plenum in broken loop PPS ZWPS MWPS VFPS TWBI TWUI ZWBH ZWUH ZWB ZWU WWUL TGPS TSGBHP MAAP RS 압력동일 원자로용기높이 ( 기준 = 바닥 ) 만비교가능 n = 일차측제어체적전체 (PRZ 제외 )

55 VH-TVAP.310 Atmosphere temperature in control volume n Natural circuration flow rate between upper plenum & core p FL-MFLOW.1/3.170 Mass flow rate of material m through flow path n Natural cir flow rate between upper plenum & S/G in broken loop p FL-MFLOW.1/3.260/310 Mass flow rate of material m through flow path n Natural cir flow rate between S/G inlet & outlet plena in broken p FL-MFLOW.1/3.333 loop Mass flow rate of material m through flow path n 본계산을위해서는기존 ountercurrent flow rate of gas in unbroken hot leg 제어체적을 2개로분리필요 ountercurrent flow rate of gas in unbroken S/G tubes Global balance of water in primary system & containment PRESSURIZER WGUPR WHLBL WSGBL WHLUL WSGUL MDWTOT 순방향 역방향 VH-P.500 VH-LIQLEV.500 VH-TLIQ.500 VH-TVAP.500 Pressure in pressurizer Pressure of control volume n ollapsed water level in pressurizer ollapsed liquid elevation in control volume n Temperature of water in pressurizer Pools temperature in control volume n Temperature of gas in pressurizer Atmosphere temperature in control volume n Temperature of surge line metal Temperature at node MN of HS PPZ ZWPZ MWPZ : VH-MASS 비교추천 TWPZ 원자로용기실패시까지잘일치 (MELOR surge line TGPZ 비모의 ) TSR =Hot leg 01= 내부표면

56 HS-TEMP / STEAM GENERATORS Pressure in broken S/G VH-P.600 Pressure of control volume n PBS Pressure in unbroken S/G VH-P.700 Pressure of control volume n PUS ollapsed water level in broken S/G downcomer UF.602 = (VH-LIQLEV.600) ollapsed liquid elevation in control volume n ZWBS 2.35m ollapsed water level in unbroken S/G downcome VH-LIQLEV.700 ollapsed liquid elevation in control volume n ZWUS Water mass in bkn S/G VH-MASS.1.( ) Mass of material m in control volume n MWBS Water mass in unbkn S/G VH-MASS.1.( ) Mass of material m in control volume n MWUS Temperature of water in broken S/G VH-TLIQ.600 Pools temperature in control volume n TWBS Temperature of water in unbroken S/G VH-TLIQ.700 Pools temperature in control volume n TWUS Temperature of gas in broken S/G VH-TVAP.600 Atmosphere temperature in control volume n TGBS Temperature of gas in unbroken S/G VH-TVAP.700 Atmosphere temperature in control volume n TUBS 표.9 참조 : Feed water flow rate to bkn S/G WWFWBS 상수 (control.inp 참조 )

57 MFW= 2* (TF157) AFW= TF167 표.9 참조 : MFW= 2* (TF157) AFW= TF167 HS-QFLUX-POOL-L/R /.../33600 본계산을위해서는기존제어체적을 2개로분리필요 VH-P.382/392/482/492 Feed water flow rate to bkn S/G (600/610) Feed water flow rate to unbkn S/G Feed water flow rate to bkn S/G (700/710) Total heat transfer from pri. sys. water to secondary Heat flux to pool at left(inside)/right(outside) boundary surface of HS Flow rate of condensate on hot side of broken S/G Mass flow rate of material m through flow path n Pressure in accumulator Pressure of control volume n ENGINEERED SAFEGUARDS WWFWUS QSGTOT WDHBS PAUM 상수 (control.inp 참조 ) : WWFWBS 와다르게값이 0 이다. Broken SG (for unbroken SG : 43100/ /43600) ount-current flow? Total water mass in accumulator VH-MASS.1.382/392/482/4 MAUM 송용만추가 ( 현재 MAAP Mass of material m in control volume n DB 변수아님 ) 92 최영 Water level in refueling water storage tank ZWRWST ollapsed liquid elevation in control volume n 최영 Flow rate of ESF water to downcomer nodes WESFD 최영 Mass flow rate of material m through flow path n Flow rate of ESF water to cold leg nodes Mass flow rate of material m through flow path n WESFL MAAP 코드에서 rate 변수를그리기위해서는인쇄간격을줄일필요있음 (SM094-1e.inp 참조 )

58 N/A Pressure in quench tank PQT Quench tank 모의안함 N/A Temperature of water in quench tank TWQT N/A Mass of H 2 in quench tank MH2QT1 최영 SS mass flow rate into upper compt WSPTA F 으로모의 PRIMARY SYSTEM / ONTAINMENT INTERFAE FLOWS FL-MFLOW Flow rate of water out of broken loop break WWBB Mass flow rate of material m through flow path n FL-MFLOW Flow rate of gas out of broken loop break WGBB Mass flow rate of material m through flow path n FL-MFLOW.1.n Flow rate of water out of unbroken loop break WWUB FL-MFLOW.3.n Flow rate of gas out of unbroken loop break WGUB FL-MFLOW Flow rate of water out of RPV failure WWVP FL-MFLOW Flow rate of gas out of RPV failure WGVP 필요시추가 필요시추가 FL-MFLOW Flow rate of water out of pressurizer relief valve WWRV 가시적비교위해 Mass integration(plt(444/445) : FL-MFLOW Flow rate of gas out of pressurizer relief valve WGRV FL-I-MFLOW.1/3.522)

59 FL-MFLOW Flow rate of water out of broken S/G relief valve WWBST 가시적비교위해 Mass integration(plt(446/447) : FL-MFLOW Flow rate of gas out of broken S/G relief valve FL-I-MFLOW.1/3.610), WGBST water flow = 0, gas flow : 잘일치 Flow rate of steam out of main steam line break WSTUSB 필요시추가 N/A flow rate of water out of quench tank rupture disk WWRD Quench tank 모의안함 N/A flow rate of steam out of quench tank rupture disk WSTRD H 2GENERATION p OR-DMH2-TOT Integrated mass of H 2 generated in core MH2R Total cumulative hydrogen production in core Integrated H 2 generation from core [kg] MH2R1 Integrated H 2 -steam balance = 0, if balanced MH2R2 N/A Total H 2 generation from surface = MH2SR+MH2SD+MH2SUP MH2S No H 2 generation at these surfaces N/A Integrated H 2 generation from core barrel surface MH2SR N/A Integrated H 2 generation from downcomer surface MH2SD

60 N/A Integrated H 2 generation from UPI surface MH2SUP VH-MASS.6.n VH-MASS AV-MEX.H2.810 Mass of H 2 in primary system Mass of material m in control volume n Mass of H 2 in pressurizer Mass of material m in control volume n Integrated mass of H 2 generated from I in containment Total mass of requested gas (H 2 /H 2 O/O/O 2 ) released from cavity n. MH2PS1 MH2PZ1 MH2BT n : 그림 참조 PLOTFIL 32 : DETAILED PRIMARY SYSTEM THERMAL HYDRAULI INFO. (54 개 ) key MELOR 변수변수설명 [MKS 단위 ] : 상단 -MAAP, 하단 -MELOR MAAP 변수비고 VH-TVAP.170 VH-TVAP.260 VH-TVAP.310 VH-TVAP.330 VH-TVAP.337 Temperature of gas in core TGR 거의일치 (9,000초이후 Atmosphere temperature in control volume n 약간불일치 ) Temperature of gas in upper plenum TGUP Atmospheretemperature in control volume n Temperature of gas in broken hot leg TGBH Atmosphere temperature in control volume n Temperature of gas in broken hot tube TGBHT Atmosphere temperature in control volume n Temperature of gas in broken cold tube TGBT Atmospheretemperature in control volume n

61 VH-TVAP.360/361/370/37 1 VH-TVAP.380/390 VH-TVAP.130/150 VH-TVAP.410 VH-TVAP.430 VH-TVAP.437 VH-TVAP.460/461/470/47 1 VH-TVAP.480/490 VH-TVAP.260 HS-TEMP.MN HS-TEMP.MN HS-TEMP.MN Temperature of gas in broken intermediate leg Atmospheretemperature in control volume n Temperature of gas in broken cold leg Atmospheretemperature in control volume n Temperature of gas in downcomer and lower head Atmosphere temperature in control volume n Temperature of gas in unbroken hot leg Atmosphere temperature in control volume n Temperature of gas in unbroken hot tube Atmosphere temperature in control volume n Temperature of gas in unbroken cold tube Atmosphere temperature in control volume n Temperature of gas in unbroken intermediate leg Atmosphere temperature in control volume n TGBIL TGB TGD TGUH TGUHT TGUT TGUIL Temperature of gas in unbroken cold leg Atmosphere temperature in control volume n TGU Temperature of gas in upper head and dome TGDM upper plenum + upper Atmosphere temperature in control volume n head/dome = 260 Temperature of surge line metal TPHSF(1) Temperature at node MN of HS Temperature of surge line metal TPHSF(2) Temperature at node MN of HS Temperature of surge line metal TPHSF(3) Temperature at node MN of HS

62 HS-TEMP.MN HS-TEMP.MN HS-TEMP.MN HS-TEMP.MN HS-TEMP.MN HS-TEMP.MN HS-TEMP.MN HS-TEMP.MN HS-TEMP.MN HS-TEMP.MN HS-TEMP.MN HS-TEMP.MN HS-TEMP.MN Surface temperature of UP side of dome plate Temperature at node MN of HS Surface temperature of broken hot leg pipes Temperature at node MN of HS Surface temperature of broken hot tubes Temperature at node MN of HS Surface temperature of broken cold tubes Temperature at node MN of HS Surface temperature of broken intermediate leg pipes Temperature at node MN of HS Surface temperature of broken cold leg pipes Temperature at node MN of HS Surface temperature of RPV shell below flange Temperature at node MN of HS Surface temperature of D side of lower core barrel Temperature at node MN of HS Surface temperature of D side of upper core barrel Temperature at node MN of HS Surface temperature of unbroken hot leg pipes Temperature at node MN of HS Surface temperature of unbroken hot tubes Temperature at node MN of HS Surface temperature of unbroken cold tubes Temperature at node MN of HS Surface temperature of unbroken intermediate leg pipes Temperature at node MN of HS Surface temperature of unbroken cold leg pipes TPHSF(4) TBH(2,1) TPHSF(6) TPHSF(7) TPHSF(8) TPHSF(9) TPHSF(10) TPHSF(11) TPHSF(12) TPHSF(13) TPHSF(14) TPHSF(15) TPHSF(16) TPHSF(17)

63 HS-TEMP.MN Temperature at node MN of HS Surface temperature of upper head side of upper plenum plate HS-TEMP.MN Temperature at node MN of HS Surface temperature of inside of RPV dome HS-TEMP.MN Temperature at node MN of HS Volume flow rate from upper plenum to one unbroken loop [m 3 /s] FL-I-H2O-MFLOW.270 Integral of mass of water (pool + fog + vapor) flowing through flow path n [kg] Volume flow rate from upper plenum to one broken loop [m 3 /s] FL-I-H2O-MFLOW.260 Integral of mass of water (pool + fog + vapor) flowing through flow path n [kg] Heat loss from PS & S/G to containment divided by decay heat (-) TPHSF(18) TPHSF(19) WVUL WVBL FLOSS FL-MFLOW.1.150/151 Water flow rate from downcomer to core Mass flow rate of material m through flow path n FL-MFLOW Water flow rate from core to upper plenum Mass flow rate of material m through flow path n FL-MFLOW Water flow rate from upper plenum to broken hot leg Mass flow rate of material m through flow path n FL-MFLOW Water flow rate from broken hot leg to hot leg tubes Mass flow rate of material m through flow path n FL-MFLOW Water flow rate from broken hot leg tubes to cold leg tubes Mass flow rate of material m through flow path n FL-MFLOW.1.351/352 Water flow rate from broken cold leg tubes to intermediate leg Mass flow rate of material m through flow path n W(8) W(1) W(2) W(3) W(4) W(5) W(8) : no flow

64 FL-MFLOW.1.361/371 Water flow rate from broken intermediate leg to cold leg W(6) Mass flow rate of material m through flow path n FL-MFLOW.1.380/390 Water flow rate from broken cold leg to downcomer W(7) Mass flow rate of material m through flow path n FL-MFLOW Water flow rate from unbroken hot leg to hot leg tubes W(9) Mass flow rate of material m through flow path n FL-MFLOW Water flow rate from unbroken hot leg tubes to cold leg tubes W(10) Mass flow rate of material m through flow path n FL-MFLOW.1.451/452 Water flow rate from unbroken cold leg tubes to intermediate leg W(11) Mass flow rate of material m through flow path n FL-MFLOW.1.461/471 Water flow rate from unbroken intermediate leg to cold leg W(12) Mass flow rate of material m through flow path n FL-MFLOW.1.480/490 Water flow rate from unbroken cold leg to downcomer W(13) Mass flow rate of material m through flow path n N/A Water flow rate from RPV dome to upper plenum W(14) Mass flow rate of material m through flow path n FL-MFLOW Water flow rate from RPV failure to cavity W(15) Mass flow rate of material m through flow path n N/A Water flow rate from RPV failure to lower compartment W(16) Mass flow rate of material m through flow path n FL-MFLOW Water flow rate through broken loop break W(17) Mass flow rate of material m through flow path n FL-MFLOW.1.n Water flow rate through unbroken loop break W(18) Mass flow rate of material m through flow path n No path in MELOR control.inp No path in MELOR 필요시추가

65 PLOTFIL 33 : FUEL & LADDING TEMPERATURE (90 개 ) key MELOR 변수변수설명 [MKS 단위 ] : 상단 -MAAP, 하단 -MELOR MAAP 변수비고 OR-TFU.104 Fuel temperature in node 3 (bottom, channel 1) OR-TFU.106 OR-TFU.109 OR-TFU.111 OR-TFU.113 OR-TFU.304 OR-TFU.306 OR-TFU.309 OR-TFU.311 OR-TFU.313 Temperature of UO 2 in cell n Fuel temperature in node 5 (channel 1) Fuel temperature in node 8 (channel 1) : center node Fuel temperature in node 10 (channel 1) Fuel temperature in node 12 (top, channel 1) Fuel temperature in node 29 (bottom, channel 3) Fuel temperature in node 31 (channel 3) Fuel temperature in node 34 (channel 3) Fuel temperature in node 36 (channel 3) Fuel temperature in node 38 (top, channel 3) Fuel temperature in node 81 (bottom, channel 7) TU2N(3) TU2N(5) TU2N(8) TU2N(10) TU2N(12) TU2N(29) TU2N(31) TU2N(34) TU2N(36) TU2N(38) TU2N(81) IJ = NAXNOD * (IR - 1) + IA Where, -IJ = MAAP core node index, -IR = the ir'th radial ring index -IA = the ia'th axial row index -NAXNOD=13 잘일치

66 OR-TFU.704 Fuel temperature in node 83 (channel 7) OR-TFU.706 Fuel temperature in node 86 (channel 7) OR-TFU.709 Fuel temperature in node 88 (channel 7) OR-TFU.711 Fuel temperature in node 90 (top, channel 7) OR-TFU.713 OR-TL.104 lad temperature in node 3 (bottom, channel 1) Temperature of Zircaloy cladding in cell n lad temperature in node 5 (channel 1) OR-TL.106 lad temperature in node 8 (channel 1) OR-TL.109 lad temperature in node 10 (channel 1) OR-TL.111 lad temperature in node 12 (top, channel 1) OR-TL.113 lad temperature in node 29 (bottom, channel 3) OR-TL.304 lad temperature in node 31 (channel 3) OR-TL.306 lad temperature in node 34 (channel 3) OR-TL.309 lad temperature in node 36 (channel 3) OR-TL.311 TU2N(83) TU2N(86) TU2N(88) TU2N(90) TLN(3) TLN(5) TLN(8) TLN(10) TLN(12) TLN(29) TLN(31) TLN(34) TLN(36)

67 lad temperature in node 38 (top, channel 3) OR-TL.313 lad temperature in node 81 (bottom, channel 7) OR-TL.704 lad temperature in node 83 (channel 7) OR-TL.706 lad temperature in node 86 (channel 7) OR-TL.709 lad temperature in node 88 (channel 7) OR-TL.711 lad temperature in node 90 (top, channel 7) OR-TL.713 OR-TSV.104 ore temperature in node 3 (bottom, channel 1) Local channel fluid temperature seen by cell n ore temperature in node 5 (channel 1) OR-TSV.106 ore temperature in node 8 (channel 1) OR-TSV.109 ore temperature in node 10 (channel 1) OR-TSV.111 ore temperature in node 12 (top, channel 1) OR-TSV.113 ore temperature in node 29 (bottom, channel 3) OR-TSV.304 ore temperature in node 31 (channel 3) OR-TSV.306 ore temperature in node 34 (channel 3) TLN(38) TLN(81) TLN(83) TLN(86) TLN(88) TLN(90) TNOD(3) TNOD(5) TNOD(8) TNOD(10) TNOD(12) TNOD(29) TNOD(31) TNOD(34)

68 OR-TSV.309 ore temperature in node 36 (channel 3) OR-TSV.311 ore temperature in node 38 (top, channel 3) OR-TSV.313 ore temperature in node 81 (bottom, channel 7) OR-TSV.704 ore temperature in node 83 (channel 7) OR-TSV.706 ore temperature in node 86 (channel 7) OR-TSV.709 ore temperature in node 88 (channel 7) OR-TSV.711 ore temperature in node 90 (top, channel 7) OR-TSV.713 OR-MUO2.104 Fuel mass in node 3 (bottom, channel 1) Total UO 2 mass in cell n Fuel mass in node 5 (channel 1) OR-MUO2.106 Fuel mass in node 8 (channel 1) OR-MUO2.109 Fuel mass in node 10 (channel 1) OR-MUO2.111 Fuel mass in node 12 (top, channel 1) OR-MUO2.113 Fuel mass in node 29 (bottom, channel 3) OR-MUO2.304 TNOD(36) TNOD(38) TNOD(81) TNOD(83) TNOD(86) TNOD(88) TNOD(90) MU2N(3) MU2N(5) MU2N(8) MU2N(10) MU2N(12) MU2N(29)

69 Fuel mass in node 31 (channel 3) OR-MUO2.306 Fuel mass in node 34 (channel 3) OR-MUO2.309 Fuel mass in node 36 (channel 3) OR-MUO2.311 Fuel mass in node 38 (top, channel 3) OR-MUO2.313 Fuel mass in node 81 (bottom, channel 7) OR-MUO2.704 Fuel mass in node 83 (channel 7) OR-MUO2.706 Fuel mass in node 86 (channel 7) OR-MUO2.709 Fuel mass in node 88 (channel 7) OR-MUO2.711 Fuel mass in node 90 (top, channel 7) OR-MUO2.713 OR-MZR/MZRO2.104 lad mass in node 3 (bottom, channel 1) Total Zircaloy/ZrO 2 mass in cell n lad mass in node 5 (channel 1) OR-MZR/MZRO2.106 lad mass in node 8 (channel 1) OR-MZR/MZRO2.109 lad mass in node 10 (channel 1) OR-MZR/MZRO2.111 lad mass in node 12 (top, channel 1) MU2N(31) MU2N(34) MU2N(36) MU2N(38) MU2N(81) MU2N(83) MU2N(86) MU2N(88) MU2N(90) MLN(3) MLN(5) MLN(8) MLN(10) MLN(12)

70 OR-MZR/MZRO2.113 lad mass in node 29 (bottom, channel 3) OR-MZR/MZRO2.304 lad mass in node 31 (channel 3) OR-MZR/MZRO2.306 lad mass in node 34 (channel 3) OR-MZR/MZRO2.309 lad mass in node 36 (channel 3) OR-MZR/MZRO2.311 lad mass in node 38 (top, channel 3) OR-MZR/MZRO2.313 lad mass in node 81 (bottom, channel 7) OR-MZR/MZRO2.704 lad mass in node 83 (channel 7) OR-MZR/MZRO2.706 lad mass in node 86 (channel 7) OR-MZR/MZRO2.709 lad mass in node 88 (channel 7) OR-MZR/MZRO2.711 lad mass in node 90 (top, channel 7) OR-MZR/MZRO2.713 OR-M.M.K.104 ore mass in node 3 (bottom, channel 1) Total mass (intact plus conglomerate) of material m in component k in cell n ore mass in node 5 (channel 1) OR-M.M.K.106 ore mass in node 8 (channel 1) MLN(29) MLN(31) MLN(34) MLN(36) MLN(38) MLN(81) MLN(83) MLN(86) MLN(88) MLN(90) MNOD(3) MNOD(5) MNOD(8)

71 OR-M.M.K.109 OR-M.M.K.111 OR-M.M.K.113 OR-M.M.K.304 OR-M.M.K.306 OR-M.M.K.309 OR-M.M.K.311 OR-M.M.K.313 OR-M.M.K.704 OR-M.M.K.706 OR-M.M.K.709 OR-M.M.K.711 OR-M.M.K.713 ore mass in node 10 (channel 1) ore mass in node 12 (top, channel 1) ore mass in node 29 (bottom, channel 3) ore mass in node 31 (channel 3) ore mass in node 34 (channel 3) ore mass in node 36 (channel 3) ore mass in node 38 (top, channel 3) ore mass in node 81 (bottom, channel 7) ore mass in node 83 (channel 7) ore mass in node 86 (channel 7) ore mass in node 88 (channel 7) ore mass in node 90 (top, channel 7) MNOD(10) MNOD(12) MNOD(29) MNOD(31) MNOD(34) MNOD(36) MNOD(38) MNOD(81) MNOD(83) MNOD(86) MNOD(88) MNOD(90)

72 PLOTFIL 34 : ORE MOLTEN POOL, UPPER PLENUM, ORE BARREL INFO (50 개 ) key MELOR 변수변수설명 [MKS 단위 ] : 상단 -MAAP, 하단 -MELOR MAAP 변수비고 해당변수없음 Row no. for core collapse in channel 1 IOLAP(1) Row no. for core collapse in channel 2 IOLAP(2) Row no. for core collapse in channel 3 IOLAP(3) Row no. for core collapse in channel 4 IOLAP(4) Row no. for core collapse in channel 5 IOLAP(5) Row no. for core collapse in channel 6 IOLAP(6) Row no. for core collapse in channel 7 IOLAP(7) Row no. for bottom crust in channel 1 IRUST(1) Row no. for bottom crust in channel 2 IRUST(2) Row no. for bottom crust in channel 3 IRUST(3) Row no. for bottom crust in channel 4 IRUST(4) Row no. for bottom crust in channel5 IRUST(5) IJ = NAXNOD * (IR - 1) + IA Where, -IJ = MAAP core node index, -IR = the ir'th radial ring index -IA = the ia'th axial row index -NAXNOD=

73 Row no. for bottom crust in channel 6 IRUST(6) Row no. for bottom crust in channel 7 IRUST(7) Row no. for top crust in channel 1 ITOPR(1) Row no. for top crust in channel 2 ITOPR(2) Row no. for top crust in channel 3 ITOPR(3) Row no. for top crust in channel 4 ITOPR(4) Row no. for top crust in channel 5 ITOPR(5) Row no. for top crust in channel 6 ITOPR(6) Row no. for top crust in channel 7 ITOPR(7) Highest row no. for low flow region in natural circulation ILOWMX urrent mass of UPI MUPINT Radiation heat transfer from debris to UPI (W) QMHS2 HS-TEMP Temperature of core barrel node (1,1) TBL(1,1) MAAP(1-2 axial node) Temperature at node MN(=01) of HS (=17005) lower fuel 지역 : HS

74 HS-TEMP Temperature of core barrel node (2,1) HS-TEMP Temperature of core barrel node (3,1) Temperature at node MN(=01) of HS (=17104) TBL(2,1) TBL(3,1) Innermost node=01 (ID=1.755m) HS-TEMP Temperature of core barrel node (4,1) HS-TEMP Temperature of core barrel node (5,1) HS-TEMP Temperature of core barrel node (6,1) HS-TEMP Temperature of core barrel node (7,1) HS-TEMP Temperature of core barrel node (8,1) HS-TEMP Temperature of core barrel node (9,1) HS-TEMP Temperature of core barrel node (10,1) HS-TEMP Temperature of core barrel node (11,1) HS-TEMP Temperature of core barrel node (12,1) HS-TEMP Temperature of core barrel node (13,1) TBL(4,1) TBL(5,1) TBL(6,1) TBL(7,1) TBL(8,1) TBL(9,1) TBL(10,1) TBL(11,1) TBL(12,1) TBL(13,1) MAAP(3-13 axial node) Active fuel 지역 : HS17104 입력변수임 Mass of core barrel nodes (1,1) thru (1,5) MBLNJ(1) ASURFL(HS )*

75 두께 (HS2NN)/2 Mass of core barrel nodes (2,1) thru (2,5) MBLNJ(2) Mass of core barrel nodes (3,1) thru (3,5) MBLNJ(3) ASURFL(HS )* 두께 (HS2NN)/11 Mass of core barrel nodes (4,1) thru (4,5) MBLNJ(4) Mass of core barrel nodes (5,1) thru (5,5) MBLNJ(5) Mass of core barrel nodes (6,1) thru (6,5) MBLNJ(6) Mass of core barrel nodes (7,1) thru (7,5) MBLNJ(7) Mass of core barrel nodes (8,1) thru (8,5) MBLNJ(8) Mass of core barrel nodes (9,1) thru (9,5) MBLNJ(9) Mass of core barrel nodes (10,1) thru (10,5) MBLNJ(10) Mass of core barrel nodes (11,1) thru (11,5) MBLNJ(11) Mass of core barrel nodes (12,1) thru (12,5) MBLNJ(12) Mass of core barrel nodes (13,1) thru (13,5) MBLNJ(13)

76 PLOTFIL 35 : ORE ENERGY BALANE & TIME STEP (14 개 ) key MELOR 변수변수설명 [MKS 단위 ] : 상단 -MAAP, 하단 -MELOR MAAP 변수비고 p p p p p p p p p FVALU.075 Decay energy Total cumulative fission power and decay heat [J] ( 단, OR-EFPD-TOT : generated in core [J] as a subset) UDET OR-EMWR-TOT / Oxidation energy AV-QREA.n Total cumulative oxidation heat generated in core / Heating rate by URATT chemical reactions in cavity n OR-EBND-RAT / Energy loss by radiation OR-RTOBH-TOT Total radiative heat transfer rate to boundary heat structures (in URADT core) / Total energy radiated to BH debris by OR OR-ENV-TOT Energy loss by core flow UHTNT Total cumulative energy transfer to VH package OR-ETOBH-TOT Energy loss by melt flow UMLNT Total enthalpy of mass added to BH by OR 해당변수없음 Energy gain in core nodes UNODT Total energy produced = UDET + URATT UPROD Total energy tracked = URADT + UHTNT + UMLNT + UNODT ULOSS OR-ETOBH-TOT Energy out of core carried by melt Total enthalpy of mass added to BH by OR Radiation energy received by core shroud UMR URADBF QDEAY (decay energy rate [W]) = DH-OREPOW.0/ RN1-DHTOT

77 DT Previous time step size TDOLD Timestep 1 / DT Inverse of previous time step size TDINV 해당변수없음 ID no. Of MAAP global time step controlling variable NRTEQ TIME / PU Accident-to-PU time ratio TIMRAT Problem time / PU time used

78 다. MELOR를이용한고압기본사고경우및민감도분석 MELOR DB 구축을위한고압사고경위로 MAAP DB에서해석을수행한발전소 정전사고 (SBO) 및소외전원상실사고 (LOOP) 를선정해분석하였다. 선정된사고 경위의사고진행에대한정보는 MAAP DB 보고서 [ 박수용, 04; 박수용, 06] 를참조하 면되며, 사고특성을아래의표 및표 에요약하였다. 표 MELOR 현상해석 DB에구축된고압사고경위 초기사건기본사고경위민감도해석비고 LP032 ADV LOOP LP126/LP095 LP064 MSSV SBO SM094 SM045 SM090 표 MELOR 현상해석 DB에구축된고압사고경위의특성 ADV MSSV 사고경위 AFW Delivery (11hours) 2ry Steam Removal Restore A power Bleed RS HPSI Operation LPSI Operation SS Operation 비고 SBO-45 TDP ADV N/A N/A Fail N/A Fail SBO-90 TDP MSSV N/A N/A Fail N/A Fail SBO1-94 N/A N/A N/A N/A N/A N/A N/A LOOP-32 MDP ADV N/A Fail N/A No Injection No Injection LOOP-64 MDP MSSV N/A Fail N/A No Injection No Injection LOOP-95 MDP N/A N/A Fail N/A No Injection No Injection similar to loop-126 LOOP-126 N/A N/A N/A Fail N/A No Injection No Injection 분석된사고경위를살펴보면전원상실사고의특성상대부분의안전계통이실패한 초기사건및초기사건이후일정시간이지나서이차측의급수주입및감압운전이 가능한경위만을포함하고있다. 여기서, 이차측의급수주입운전은터빈구동펌프 (TDP) 또는모터구동펌프 (MDP) 가회복/ 이용되어보조급수를공급하고있으며, 감 압운전은주증기안전밸브 (MSSV) 또는대기감압밸브 (ADV) 를이용하여수행된다. 수동계통 (SIT/Valve 등) 을포함한주요민감도계통의입력변수및초기값을 MAAP코드와비교하여표 에정리하였다

79 표 민감도계통의 MELOR/MAAP 입력변수및초기값비교 주요변수단위 FSAR MELOR 입력변수 MAAP 입력변수 SIT (Accumulator) 주입위치개수 초기압력 냉각수온도 냉각수량총체적 주입노즐까지길이 관내경 밸브열림제어 Pa K kg m 3 m m (Passive) 저온관 E6-> 4.307E6 321-> m > > m 2 (=0.285) 382/292 /482/492 V382A2 V382A3 V382A1 V382BB FL38201/S1 FL38201/S1 FL382V0 (Passive) 저온관 E E IDISH NAUM PAUM0 TAUM MAUM0 VAUM XLAUM XDAUM PRZ valve 5 NPZRV PORV (SDS) 개수전원열림압력정격유량/ 개방출손실계수기본값 Pa kg/sec 미사용 F A/D E 미사용 NIPORV(1/2) FPPORV PPORVL WPORV0 FDPRV PSETRV(1/2) PSV (SRV) 개수열림압력정격유량/ 개 deadband 방출손실계수 Pa kg/sec Pa E6-> E6 3"x3개-> 1.91"x3개 0.51E6-> 3.18E6 7.0->0.75 F52312 FL52201 FL E (=1.91"X3) 3.18E NIPORV(3/4/5) PPORVL WPORV0 PDSV(3/4/5) FDPRV 보조급수일반후지연시간 Trip 급수온도 ST 냉각수량 - 단면적 - 높이 ST바닥-펌프입구 Header-펌프출구 TDP 모델 2차측압력증기유량최대유량 /SG AFW turbin (bypass) 증기유량 /SG 초 K kg m 2 m m m Pa Kg/s Kg/s kg/sec 0-> > 일정유량 31.5->34.3 N/A->5.433 " F083/085 TF167 F839/ E E 일정유량 E TDAFW TAFW MWST0 AST 계산치 ZSTAF ZSGAFW PSG(1) WSTSGT(1) WWTDFW(1) WSTSGT

80 주급수최대값 ST 냉각수량바닥면적 kg/sec Kg m E E3 WFWMX 입력입력 MSIV 최소열림압력 최대열림압력 MSSV 최소열림압력 최대열림압력 증기발생기당개수평균유량/1개 방출손실계수 Pa Pa Pa Pa kg/sec 7.00E6/ E6/ E6/ E6/ E6/ E6/ 0.0 ->8.72E E6/ E6/ E6/ E6/ E6/ E6/ 1.0 ->9.17E m 2 -> m >0.75 TF738 TF744/764 FL61001 FL E6 9.17D (0.75?) PSGSVL PSGSVH NSGSV WSGSV0 FDGO(j) ADV 열림압력 증기발생기당개수평균유량/1개 방출손실계수 Pa kg/sec N/A-> 9.308E m 2 -> 0.04 m >0.75 FL E (0.75?) PSGRV NSGRV WSGRV0 FDGO(j) 다음으로, MELOR 증기발생기이차측의급수율입력을아래표 에정 리하였다. 표 MELOR 증기발생기이차측급수입력 유로 ( 유로별동일급수) MFWS600 MFWS610 MFWS700 MFWS710 AFWS600 AFWS700 증기발생기수위 [m] 주급수 (= TF157) *1.1= *1.1= *1.1=935 급수율 [kg/s] 보조급수 (= TF167) ( (TDP bypass 유량)) 비고 해당수위도달시까지해당급수율유지

81 따라서본연구에서는모든능동계통이실패한기본사고경위 (SBO-094/LOOP-126) 에대해서예비 DB를구축하고 MAAP 결과와의비교를우선적으로수행하였다 ( 그림 참조). 다음으로운전원이 ADV를작동시켜이차측의급수주입운전이 가능한경우 (SBO-045/LOOP-32) 에대해계통민감도결과를비교하였다 ( 그림 참조). 여타경우는수동의 MSSV만의효과를보거나코드입력상동일한 TDP/MDP 가교체된경우로단순반복계산에해당되므로기본경위를참조하기바 란다. 한편, 여타안전주입계통 ( 고압안전주입/ 저압안전주입/ 격납건물살수) 에대한 민감도는 MELOR 관련입력의검증 (MAAP 과의비교검증) 이우선적으로필요하 며 DB 의확장필요성이인정되면추후수행될예정이다. 다음으로, 이상과같이고압기본사고경위의해석을위해 (MAAP DB 결과와의기본사고 비교 해석을통하여) 개발된표준원전에대한 MELOR 입력기본모델에대한개선 판 (MELOR1.8.5-OPR1000 Rev.1) 을민감도해석을통하여개발하였다. 즉, 개선모델은 계통/ 운전/ 현상등의기본입력에대한수~ 십종류의민감도해석을수행하여개발하였 으며, 표 에서약 20 여가지의주요민감도해석에대해 ( 원자로용기내사고진행 에서매우중요한) 노심노출/ 노심고갈/ 원자로용기파손시간을비교하여제시하였다. 이러한민감도해석결과, MELOR1.8.5-OPR1000 입력모델의불확실분야를도출하고 신뢰도를향상시켰다. 민감도분석이이루어진분야는다음과같으며, 민감도해석결과 를주요사고진행에대하여표 에정리하였다. 경우 1 : 핵연료채널및원자로상부유로변경효과 ( 채널/ 상부각 10% 증가및감소) 경우 2 : 노심노드화모델세분효과 ( 반경방향 4 Ring -> 7 Ring) 경우 3 : 노심상판 (Upper ore Plate) 기하학적모델변경효과 ( 사각평판 -> 원통형) 경우 4 : 중기발생기이차측냉각수초기재고량감소효과 (15% 감소) 경우 5 : 노심핵분열특성변경효과 (U-235/Pu-239/U-238 핵종간출력비) 경우 6 : 원자로용기및가압기를제외한일차계통체적감소효과 (25% 감소) 경우 7 : 중기발생기이차측냉각수정상수위감소효과 ( 약 10% 감소 : 표.3 참조) 경우 8 : 원자로냉각재펌프트립시점감소효과 (50% 감소) 경우 9 : 가압기안전밸브(PSV) Dead band ( 열림/ 닫힘압력간격) 증가효과 (6 배증가) 경우 10 : 임계유동방출계수 (discharge coefficient) 감소효과 (75% 감소) 경우 11 : 가압기안전밸브면적감소효과 (35% 감소) 경우 12 : 계산시간간격감소효과 (40% 감소) 경우 13 : 냉각수조/ 대기간온도관련평형(EQ) 모델을비평형(non-EQ) 모델로변경 효과 ( 단, environment/turbin/sit/pressurizer = EQ) 경우 14 : MSSV 최소/ 최대열림압력증가효과 (~ 수% 증가) 경우 15 : 사고해석계산시작시간변경효과 (-100초 -> 0 초) 경우 16 : SIT/ 증기발생기기하학적입력변경효과 ( 표 참조)

82 표 MELOR 민감도해석및주요사고진행비교 민감도경위 SG- 1/2 고갈(<1 톤) 노심노출/ 고갈 (Active ore) 원자로용기파손 변경입력 KSNP 4,031/4,213 8,971/9,900 14,027 조성원 : KINS/HR ,075/4,221 9,015/9,967 13, ,129/4,273 9,152/10,092 13, ,129/4,277 9,159/10,095 13, ,998/4,142 8,981/9,924 13, ,066/4,210 9,151/10,104 13,624 Upper plenum : hannel 유로 : 반경방향 : 7 Ring ORSOR w/ SV -> ORSOR-M w/ SV Base-7R + Upper ore Plate : Rectangular ylindrical S/G 이차측냉각수초기량 : 톤 apture/fission Raio : 핵분열출력분율 : 1822/874.4/118.5 MW th 1494/1099/ ,060/4,192 8,287/9,162 12, ,632/3,751 7,694/8,493 11, ,655/3,792 7,731/8,532 11, ,655/3,792 7,282/8,417 12, ,655/3,792 7,382/8,727 12, ,655/3,792 7,568/8,919 12,670 일차측체적 ( 원자로용기및 PRZ 제외) : 증기발생기이차측높이/ 체적변경 (MAAP에맞추어 cylinder 형태로가정, 표.14) : 9.85m 높이 (=12.2m EL)/93.3m 3 RP trip 시점 : 30초 15.8 초 (MAAP 입력에서 50% coastdown 시점) PSV 열림압력 : 17.0E E6 Dead band : 0.51E6 3.18E6 (hysteresis 함수사용 ) 손실계수 : 7.0/7.0/1.0/ /7.0/0.25/0.25 PSV 면적: 3"*3 1.91"*3 (MAAP 유량이용) 12 3,666/3,794 7,719/9,094 12,675 Dtmax : ,110/3,228 5,541/9,747 16,799 EQ non-eq 모델 ( 단, environment/turbin/sit/prz = EQ)

83 14 3,296/3,416 5,361/9,365 10,618 MSSV 최소열림압력 : 8.015E6 8.72E6/0.0 최대열림압력 : 8.945E6 9.17E6/ ,533/3,614 5,380/9,557 11,116 계산시작시간 : -100초 0초 16 3,534/3,612 6,861/9,007 11,855 SIT/SG : MAAP 입력에맞추어입력변경 이상과같은입력개선용민감도작업을거쳐개발된 MELOR 입력을이용해가장 보수적인 SBO 고압기본사고 (SBO#094) 에대한계산결과를 MAAP 결과와비교한 특성은다음과같다. 원자로정지이후노심초기붕괴열이거의일치한다 (<3% 이내). SBO 기본사고진행 ( 증기발생기고갈/ 노심노출. 고갈/ 원자로용기파손시각) 이매우 유사하다 ( 아래표 참조). 표 SBO 기본사고진행주요시점비교표 경우 사고진행시각 [ 초] 노심노출노심고갈원자로용기실패 KSNP(old) 8,971 9,900 14,027 OPR ,861 9,007 11,855 MAAP4 7,126 9,459 12,900 사고진행에따른 20 여개의열수력변수가비교 검토되었으며, 주요변수 ( 예: 일 이차 계통압력및냉각수량변화, 노심온도변화, 안전주입탱크 (SIT) 주입량) 의결과가매 우유사하였다. 특히그림 에서대표적으로볼수있듯이, 개선/ 검증이전의입 력 (MELOR1.8.5-KSNP) 에비해개선/ 검증이후의입력 (MELOR1.8.5-OPR1000) 을사용한결과가 및 MAAP DB 의결과와더유사한것으로나타났다. 한편, MELOR MAAP 코드에서정확히개발된입력모델을사용한고압사고경위 ( 완화계통의효 과배제) 의주요사고진행결과유사성은 Purdue 대학교의 K. Vierow 교수의논문 [ Vierow, 04] 에서도지적된바있다. 가장중요한사고경위인 SBO- 94 및 SBO-45의사고경위에대해서그림 /-7에 서주요 DB 현상변수에대해 MELOR 및 MAAP 결과를원자로용기실패시까 지각각추가 비교하였다 (SBO-94의경우는 MELOR-KSNP( 예전) 결과비교 포함). 비교결과에대한주요한내용은한 일PSA [ 송용만, 06] 및원자력학회 [ 송용만, 07a] 의논문으로발표되었다

84 그림 SBO-094 경우, 주요 DB 현상변수대한 MELOR/MAAP 결과비교

85 그림 SBO-045 경우, 주요 DB 현상변수대한 MELOR/MAAP 결과비교

86 그림 MELOR ( 최신-OPR1000)/( 예전-KSNP) 및 MAAP 결과간 일차계통및가압기냉각수량변화비교

87 라. MELOR를이용한저압기본사고경우및민감도분석 MELOR DB 구축을위한저압사고경위로 MAAP DB에서해석을수행한발전소 냉각재상실사고 (LOA) 를선정해분석하였다. MELOR DB 구축을위한저압사 고경위로 MAAP DB 에서해석을수행한발전소파단사고 (LOA) 의특성은다음 과같다. LOA 는대형 ( 직경 6.06 inch 이상의파단크기), 중형( 직경1.91 inch inch), 소형( 직경0.38 inch inch) 파단으로분류하여해석하였다. - 원자로정지 발전소파단사고발생시, 대형 LOA에서는노내에서기포생성이많아자연적으로 정지되며이후공급되는비상안전주입에포함된보론수로냉각되어원자로정지가 불필요하다. 중형LOA에서는일차계통압력이충분히떨어져정지신호가가압기 저압이나격납건물고압에의해발생된다. 그러나대형LOA와마찬가지로기포발 생이많아제어봉이들어가지않아도자동적으로정지된다. 소형OA에서는인위적 인정지가필요하다. 가압기저압이나저DNBR 에의해정지될것으로예상된다. 원자로정지실패는 ATWS 사고에서다룬다. 또한, 소형LOA에서는파단유량이적 어붕괴열을충분히제거할수없다. 따라서이차측에서의냉각이필요하다. 대형 LOA나중형LOA에서는이차측냉각없이파단유량으로붕괴열제거가가능하 다. - 비상안전주입계통운전 파단크기에따라특성이다르다. 대형LOA사고시가압기저압또는격납건물고압 신호에의해공학적안전계통(engineered safety features, ESF) 작동신호가발생된 다. ESF 신호는안전주입신호, 격납건물살수작동신호와주증기차단신호를포함한다. 사고가일어나면수초에서수분사이에일차계통냉각수는빠져나가며, 안전주입탱 크( SIT) 로부터 downcomer 를, 안전주입계통으로부터원자로용기를채우기위해 냉각수가주입된다. SIT 가실패하면초기노심손상이일어날수있다. 고압안전주입 (HPSI) 과저압안전주입 (LPSI) 이 SIAS에의해모두가동되며재장전수탱크로부터 냉각수가노심 ( 저온관) 으로주입된다. 고압안전주입유량으로는노심의냉각수를 보충할수없으므로, LPSI 가노심냉각을위해요구된다. 저압안전주입은주입모드 동안노심에충분한유량을공급할수있다. 약 30분이경과하면재장전수탱크가 고갈되고, 재순환작동신호가발생된다. 재순환작동신호가나면저압안전주입펌프를 닫고, 펌프최소유량순환배관의밸브들을닫고, 격납건물섬프차단밸브를연다. 섬 프격리밸브가열리면고압안전주입과격납건물살수펌프의흡입구가재장전수탱크 에서섬프로옯겨지며장기냉각운전모드로바뀐다. 저온관재순환이오래지속되

88 면, 주입수에포함된보론이노심에침전되어비상주입계통유로를막을수있다. ( 대형LOA에서는일차계통압력이 300 psi보다낮게유지되지만정지냉각시작조건 을만족하지못한다.) 따라서재순환냉각수를고온관과저온관에동시에공급하여 노심을냉각하고침전되어있는보론을제거함으로유로를확보해야하며, LOA 후 2-3 시간이내에시행한다. 보통 또한, 중형LOA 에서는일차계통압력이충분히떨어지지않아저압안전주입(LPSI) 유량이충분하지않다. 대신고압주입이가능하여재장전수탱크 (refueling water tank, RWT) 로부터저온관에주입된다. 안전주입탱크유량도주입되지만, 고압안전 주입이제공되면안전주입탱크를통한 하지않는다. 안전주입이실패해도조기노심손상은발생 재장전수탱크가고갈되면재순환작동신호가발생하고장기간냉각 모드로바뀌어고압안전주입위치가재장전수탱크에서격납건물섬프로이동된다. 그러나대형LOA 처럼정지냉각운전은가능하지않아, 재순환운전이필요하다. 저온관주입재순환이진행되면보론이노심에침전되어유로를막게된다. 따라서 이경우노심냉각과노심의보론침전물을제거하기위해고압안전주입고온관주 입과저온관재순환운전을동시에수행하여야하며, 보통 LOA 후 2-3시간안에 시행한다. 소형LOA의경우원자로정지이후일차계통냉각수보존을위해고압안전주입이 요구되며, SIT 는일차계통압력이높아들어가지못함. 만일고압안전주입이실패 하면, 압력이충분히낮은조건에서안전주입탱크와저압안전주입이제공된다. 일 차계통의급격한감압을위해이차계통을냉각시킬수있다. 하더라도정지냉각운전조건 만족하려면이차계통을이용하여붕괴열을제거한다. 장전수탱크가고갈되면, 고압안전주입이성공 (shutdown cooling entry condition, 410 psia, 350F) 을 고압안전주입이공급되는재 고압안전주입흡입구를재장전수탱크에서격납건물섬프로 옮기고, 장기간노심냉각을위해고압안전주입재순환이필요하다. 만일고압안전 주입재순환이실패하면, 저압안전주입을이용한재순환운전으로바뀌며이경우 일차계통이충분히감압되어야한다. 소형LOA에서는대형LOA나중형LOA와 는달리보론침전이일어나지않고정지냉각조건 (SD) 이만족될것으로예상되어 고압안전주입을이용한고온관- 저온관재순환운전은필요하지않다. 소형LOA에서의이차측운전은주급수계통을통한증기발생및급수주입이 붕괴열을제거하기위한이차측열제거방법이지만, 격납건물고압에의해주ㄱ증 기차단신호가발생하면주급수차단밸브가닫히므로, 보조급수가운전된다. 증기발 생기저수위로인한보조급수작동신호(AFAS) 에의해가동되는보조급수는응축탱 크로부터보조급수를공급한다. 도달한후에도여전히장기냉각은필요하다. 이차측냉각을통해일차계통이정지냉각조건에 정지냉각계통을통해붕괴열을제거

89 하지만안전감압계통이실패하면이차측냉각을유지하여붕괴열을제거한다. 소형LOA에서의 Feed & Bleed 운전은이차측냉각이실패하는경우붕괴열은 충전및유출 (primary feed & bleed, FB) 운전으로제거할수있다. 충전및유출 운전은안전감압계통(safety depressurization system, SDS) 을열어일차계통냉각수 를격납건물로내보내며, 일차계통으로공급한다. 재장전수탱크의냉각수를고압안전주입펌프를이용하여 만일재장전수탱크가고갈되면고압안전주입계통은주입 모드에서재순환모드로바뀐다. 가압기상단의안전감압계통을통한재출운전은노 심으로유량을공급하며보론침전을방지하여고온관-저온관재순환운전은필요 하지않다. 일차계통이감압되고냉각되면운전자는충전및유출운전을멈추고안 전감압계통을이용하야장기냉각운전에들어갈수있다. 만일안전감압계통가 고장난경우는 FB 운전을계속하여야한다. 장기간으로충전및유출운전을하게 되면재순환되는유량의열은격납건물살수계통전용의열교환기를이용하여제거 하여야한다. 발전소파단사고시격납건물거동은다음과같다. 에서격납건물로재순환냉각수를통해전해진다. 장기냉각을통해붕괴열은노심 만약붕괴열이격납건물에서제 거되지않으면격납건물압력과온도가상승하여격납건물이손상된다. 격납건물 손상시점이전의섬프는고온, 고압에서포화수를유지하게된다. 만일격납건물이 손상되면급격한압력저하로섬프의냉각수는끓게되고대기압상태에서의포화 수를유지한다. 이때주입펌프의유효흡입수두(net positive suction head, NPSH) 를순간적으로잃어펌프는정지된다. 이상황이되면펌프의재가동이실패하고, 냉각수보충기능이상실되는것으로가정하고, 결국노심손상으로이어진다. 격납 건물냉각은격납건물살수재순환전용의열교환기를통해수행된다. - 대표적대형LOA 기본사고 MELOR DB 구축을위한저압사고경위로 MAAP DB에서해석을수행한대형냉 각재상실사고 (LLOA) 를선정해분석하였다. 분석된사고경위및사고특성은표 및표 과같다. 우선대표LOA로분석된사고경위를살펴보면기 본사고로서 LLOA-9는원자로 1 차계통(RS) 의압력경계에서 6 인치이상의파단 이발생된사고로서운전원의조치가없으면 1차계통의압력이저압안전주입의설 정압력이하로압력이낮아져서안전주입탱크(SIT) 와고압안전주입계통(HPSI) 이작 동하지만저압안전주입(LPSI) 및고압안전주입재순환이실패한경우로가정하였다. LLOA-3는 LLOA-9와같이 1 차계통(RS) 의압력경계에서 6 인치이상의파단 이발생된사고지만안전주입탱크(SIT), 고압안전주입계통(HPSI) 및저압안전주입 (LPSI) 이성공하고고압안전주입재순환이실패한경우로가정하였다. 따라서본연

90 구에서는재순환이실패한기본사고경위(LLOA-9/LLOA-3) 에대해서예비 DB를 구축하고주요현상변수에대한 MAAP 결과와의비교를수행하였다. LLOA-3인 경우, 그림 (2/2) 에서보듯이 MELOR경우에원자로에주입되는한대의고 압주입유량이 25 KG/S이므로 4개펌프로유입되는총유량은 MAAP의 100KG/S 와유사하다고볼수있다. 그리고안전주입유량과냉각수주입에따른핵연료온 도도유사하게나타난다. - 중형/ 소형 LOA기본사고및민감도분석 추가기본사고의현상해석을위한중형/ 소형냉각재상실사고사고경위및사고특성 은표 과표 과같다. 냉각재상실사고에서중요한변수는계통관점 에서는고압및저압비상노심주입계통 (ES) 과 ES 공급원인 RWST의냉각수 를공유하는격납건물살수계통의작동유무이며, 현상관점에서는원자로외벽에 서의냉각가능성유무이다. LOA가일어나면수초에서수분사이에일차계통냉 각수는빠져나가며, 안전주입탱크(SITs) 로부터원자로의다운코머(downcomer) 를, 안 전주입계통으로부터원자로용기를채우기위해냉각수가주입된다. SIT가실패하 면초기노심손상이일어날수있다. HPSI와 LPSI가 SIAS에의해모두가동되며 RWT 로부터냉각수가노심 ( 저온관) 으로주입된다. HPSI 유량으로는노심의냉각 수를보충할수없으므로, LPSI 가노심냉각을위해요구된다. LPSI는주입모드동안 노심에충분한유량을공급할수있다. 본연구에서는대표적인기본사고경위 (LL09/ML03/SL59) 에대해서예비 DB를구축하고 MAAP 결과와의비교를우선적으 로수행하였다 ( 그림 과그림 참조). 다음으로운전원이재순환안전 주입작동시켜안전주입운전이가능한경우 (LL03/ML09) 에대해계통민감도을수 행하였다. 또한격납건물살수계통효과를보기위해계통민감도 (ML11/SL12) 을 수행하였다

91 표 MELOR 현상해석 DB에구축된저압사고경위 초기사건기본사고경위 * 민감도해석 ** 비고 LLOA LL09 LL03 LL15 LPSI NO Rec MLOA ML03 ML09 ML11 2Hr LP Rec NO SS SLOA SL59 SL12 SL55 HPSI NO SS 표 MELOR 현상해석 DB에구축된저압사고경위의특성 사고경위 SIT Inj. LPSI Operation HPSI Operation HP Recir. LP Recir. Hot & old Leg Recir SS Operation LLOA-03 O O N/A O Fail O Fail LLOA-09 O Fail Fail O Fail Fail O LLOA-15 O Fail Fail Fail Fail Fail Fail MLOA-03 N/A N/A O O N/A Fail O MLOA-09 N/A O Fail Fail O O O MLOA-11 O O Fail Fail O Fail Fail SLOA-12 N/A N/A O Fail Fail Fail Fail SLOA-55 N/A Fail Fail N/A N/A N/A O SLOA-59 N/A O Fail N/A N/A N/A O

92 그림 LLOA-03 경우, 주요 DB 현상변수대한 MELOR 및 MAAP 결과 비교 (1/2)

93 그림 LLOA-03 경우, 주요 DB 현상변수대한 MELOR 및 MAAP 결과 비교 (2/2)

94 그림에서의주요현상변수대한및결과 LLOA-09 DB MELOR MAAP 비교

95 그림에서의주요현상변수대한및결과 SLOA-59 DB MELOR MAAP 비교

96 2. MAAP DB 구축 원전에서의중대사고현상과관련된많은정보를 DB화하여관련분야에대한지식이 많지않은발전소요원이나관련분야의축적된자료를필요로하는전문가들에게제 공할수있는중대사고해석DB 를개발하였다. 중대사고해석DB는원전에서발생가능 성이있는중대사고시나리오에대한열수력및중대사고현상과방사선원에대한해 석결과를 DB로정리하고 DB 관리시스템을통하여사용자들에게필요한정보를제공 하게된다. 중대사고해석자료를생산하기위하여분석하고자하는대상발전소로는국내가압 경수로원전의표준형으로일컬어지는 OPR-1000 을선정하였다. 이는개발하고자하는 중대사고해석 DB 의시나리오선정방법에서확률론적안전성평가(PSA) 의분석결과를 이용하게되는데, 이러한 PSA를원자력연구소가수행하였고영광 3,4 호기, 영광 5,6호 기및울진 기때문이다. 5,6호기등설계상으로유사한발전소가많아활용도가클것으로예상되 분석대상사고경위는크게두가지로나뉜다. 즉, 하나는원전에서발생가능성이큰 중요한사고경위를기본사고경위로선정하여분석을수행하고, 또하나는발전소운전 또는현상학적불확실성을고려하여기본사고경위로부터파생된민감도분석이다. 선정된각시나리오에대한중대사고해석정보는 MAAP 4.06을이용하여구축하였으 며 ( 단, 소외전원상실사고의일부시나리오는 MAAP 4.03, 또는 4.04 이용) MAAP 분 석시계산시간은사고이후 72 시간까지이다. DB구축을위하여원자로냉각재계통의 열수력정보를포함한노심용융, 수소발생및연소, 원자로용기파손, 격납건물열수력 현상, 방사선원관련정보등약 840 개의변수에대한해석자료를생산하였다. 따라서 중대사고해석 DB에서는원전에서발생가능성이상대적으로높은각종시나리오에대 하여방대한해석결과를보유하고있기때문에사고의종류, 또는특정계통의작동여 부, 운전원조치사항등에따른사고진행에대한정보를제공할수있게된다. 가. 기본사고경위분석 기본사고경위선정을위해서는여러가지기인사고중에서다음초기사건을고려하였 다. 대형냉각재상실사고 중형냉각재상실사고

97 소형냉각재상실사고 발전소정전사고 소외전원상실사고 또한위초기사건중에서발생가능성이큰주요시나리오를선정하기위하여한국표 준형원전의 1단계및 2단계 PSA 분석결과를검토하였다. 이는중대사고발생시에 가정할수있는수많은사고의종류를가장체계적으로분류하고또한확률적인정보 를포함하는분석방법이확률론적안전성평가이기때문이다. 그중에서도 PDS 사건수 목 (PDS ET) 은 1단계 PSA 사건수목을확장하여노심이손상된후진행되는중대사고 를분석하기위해필요한안전계통작동여부에대한정보를포함하고있다. 따라서 DB 에서이용될사고시나리오는사고발생시기인사건(Initiating Event) 의특성과노 심손상에관련된각계통의정보및노심손상이후중대사고로진행될경우의발전소 손상상태정보를포함하는 PDS ET 상의사고경위들을검토하여선정하였다. 선정된기본사고시나리오의주요특성과계산결과는모두표로정리하였다. 표 에서표 까지는각초기사건별기본사고대한분석사고경위의특성이, 표 에서표 까지는각초기사건별기본사고에대한주요계산결과가정리되 어있다

98 표 분석된대형냉각재상실사고시나리오특성 HPSI Sequence 4 SIT Operation LPSI Operationl HPSI Operation Hot&old Leg SS Operation Recirculation LLOA-2 Injection Injection Inj & Rec Success Injection LLOA-3 Injection Injection LLOA-4 Injection Injection LLOA-5 Injection Inj & Rec(2hr) LLOA-6 Injection Inj & Rec(2hr) Inj & Rec(2hr) Fail Inj & Rec Inj & Rec(2hr) Fail Injection Injection Fail Inj & Rec Injection Fail Injection LLOA-7 Injection Injection Injection Fail Inj & Rec LLOA-8 Injection Injection Injection Fail Injection LLOA-9 Injection No Injection Inj & Rec Success Inj & Rec LLOA-10 Injection No Injection Inj & Rec Success Injection LLOA-11 Injection No Injection Injection Fail Inj & Rec LLOA-12 Injection No Injection Injection Fail Injection LLOA-13 Injection No Injection No Injection Fail Inj & Rec LLOA-15 Injection No Injection No Injection Fail No Injection LLOA-17 No Injection No Injection Inj & Rec Success Inj & Rec

99 표 분석된중형냉각재상실사고시나리오특성 HPSI Sequence HPSI Operation LPSI Operationl Hot&old Leg SS Operation omment Recirculation MLOA-2 Inj & Rec Injection Success Injection MLOA-3 MLOA-4 MLOA-5 MLOA-6 Inj & Rec(2hr) Inj & Rec(2hr) Injection Injection Injection Fail Inj & Rec Injection Fail Injection Inj & Rec(2hr) Fail Inj & Rec Inj & Rec(2hr) Fail Injection MLOA-7 Injection Injection Fail Inj & Rec MLOA-8 Injection Injection Fail Injection MLOA-9 Injection Inj & Rec(2hr) Fail Inj & Rec MLOA-11 Injection Inj & Rec(2hr) Fail No Injection MLOA-19 No Injection No Injection Fail No Injection same as MLOA-20 (w/ FS) MLOA-20 No Injection No Injection Fail No Injection

100 표 분석된소형냉각재상실사고시나리오특성 Sequenc e SLOA- 11 SLOA- 12 SLOA- 13 SLOA- 21 SLOA- 26 SLOA- 45 SLOA- 55 SLOA- 57 SLOA- 58 SLOA- 59 SLOA- 70 HPSI Operation Injection Injection Injection Inj & Rec Injection 2ry Heat Removal AFW+A DV AFW+A DV AFW+A DV AFW+M SSV(No Long Term) AFW+M SSV LPSI Injection N/A N/A N/A LPSI Recirc. Aggressive ool + No Rec Aggressive ool + No Rec No Aggressive ool + Rec SS Operation Inj & Rec Injection Inj & Rec N/A N/A Inj & Rec N/A N/A Injection Injection No AFW N/A Rec Inj & Rec No Injection No Injection No Injection No Injection AFW+ ADV AFW+ ADV AFW+ ADV AFW+M SSV Aggressive ool + No Inj Aggressive ool + No Inj Aggressive ool + No Inj No Aggressive ool + Inj (?) N/A N/A N/A Rec Inj & Rec No Injection No Injection Inj & Rec No Injection No AFW No Injection No Rec No Injection omment No ST Refill same as SLOA-5 8 (w/ FS)

101 표 분석된발전소정전사고시나리오특성 Sequence AFW Delivery Secondary Steam Removal Restore A power HPSI operation (Inj & Rec) SS operation (Inj & Rec) SBO-33 TDP ADV before RV fail Success Success SBO-41 TDP ADV before TM fail Fail Success SBO-45 TDP ADV N/A Fail Fail SBO-78 TDP MSSV before RV fail Success Success SBO-86 TDP MSSV before TM fail Fail Success SBO-90 TDP MSSV N/A Fail Fail SBO1-90 N/A N/A before TM fail N/A Success SBO1-94 N/A N/A N/A N/A N/A

102 표 분석된소외전원상실사고시나리오특성 Sequence AFW 2ry Bleed Delivery Steam RS (11hours) Removal LOOP-17 MDP ADV Success LOOP-19 MDP ADV Success LOOP-20 MDP ADV Success HPSI Operation No Injection No Injection No Injection LPSI Operation No Injection No Injection No Injection SS Operation omment Inj & Rec No Injection No Injection same as loop-20 (w/ FS) LOOP-21 MDP ADV Fail N/A Inj & Rec Inj & Rec LOOP-29 MDP ADV Fail N/A LOOP-32 MDP ADV Fail N/A No Injection No Injection Inj & Rec No Injection LOOP-53 MDP MSSV Fail N/A Inj & Rec Inj & Rec LOOP-64 MDP MSSV Fail N/A No No Injection Injection LOOP-84 MDP N/A Fail N/A Inj & Rec Inj & Rec similar to loop-115 LOOP-95 MDP N/A Fail N/A similar No No to Injection Injection loop-126 LOOP-10 Inj & No No N/A N/A Success 2 No Rec Injection Injection LOOP-10 No N/A N/A Success Inj & Rec Inj & Rec 3 Injection same as LOOP-11 No No No N/A N/A Success loop Injection Injection Injection (w/ FS) LOOP-11 No No No N/A N/A Success 4 Injection Injection Injection LOOP-11 5 N/A N/A Fail N/A Inj & Rec Inj & Rec LOOP-12 No No N/A N/A Fail N/A 6 Injection Injection

103 표 대형냉각재상실사고시나리오별사고진행결과 Sequence ore Uncovery Time (Second) Reactor Vessel failure Time (Second) ontainment Peak Pressure (MPa) (Peak Time) oncrete Erosion Depth in avity (m) omment LLOA No LLOA ,770 LLOA ,640 LLOA ,780 LLOA ,540 LLOA ,930 LLOA ,150 LLOA No LLOA No LLOA ,890 LLOA ,750 LLOA ,620 LLOA ,020 LLOA No 1.34 (244,730 sec) 0.36 (12.4 sec) 1.34 (254,780 sec) 0.36 (12.4 sec) 1.34 (252,230 sec) 0.36 (12.4 sec) 1.34 (251,830 sec) 0.36 (12.4 sec) 1.34 (244,650 sec) 0.36 (12.4 sec) 1.34 (254,420 sec) 0.36 (12.4 sec) 1.04 (at cal. end) 0.36 (13.1 sec) Negligible Negligible Negligible Negligible Negligible Negligible Negligible No Erosion No Erosion Negligible Negligible Negligible 3.42 No Erosion ontainment Failure ontainment Failure ontainment Failure ontainment Failure ontainment Failure ontainment Failure

104 표 중형냉각재상실사고시나리오별사고진행결과 Sequence ore Uncovery Time (Second) Reactor Vessel failure Time (Second) ontainment Peak Pressure (MPa) (Peak Time) oncrete Erosion Depth in avity (m) omment MLOA-2 No No MLOA-3 21,110 34,090 MLOA-4 21,160 34,020 MLOA-5 20,710 33,650 MLOA-6 20,680 33,650 MLOA-7 13,740 25,760 MLOA-8 13,720 25,750 MLOA-9 21,840 34,880 MLOA-11 36,950 51,080 MLOA-20 8,220 19, (247,450 sec) 0.24 (at SS start) 1.34 (257,840 sec) 0.24 (at SS start) 1.34 (258,050 sec) 1.24 (at calc. end) 1.34 (253,380 sec) 0.24 (at SS start) 1.34 (258,960 sec) 1.04 (at calc. end) Negligible Negligible Negligible Negligible Negligible Negligible Negligible Negligible Negligible 3.34 ontainment Failure ontainment Failure ontainment Failure ontainment Failure ontainment Failure

105 표 소형냉각재상실사고시나리오별사고진행결과 Sequence ore Uncovery Time (Second) Reactor Vessel failure Time (Second) ontainment Peak Pressure (MPa) (Peak Time) oncrete Erosion Depth in avity (m) omment SLOA-11 No No SLOA-12 No No SLOA-13 No No SLOA-21 No No SLOA-26 19,910 37,360 SLOA-45 18,430 31,920 SLOA ,390 No SLOA ,390 No SLOA-59 3,520 13,850 SLOA-70 2,970 14, (9,150 sec) 0.17 (9,150 sec) 0.24 (54,110 sec) 0.24 (6,380 sec) 1.34 (244,970 sec) 0.24 (5,920 sec) 0.14 (3,480 sec) 0.14 (3,480 sec) 0.25 (13,880 sec) 1.11 (at al. End) Negligible Negligible Negligible Negligible Negligible Negligible Negligible Negligible Negligible 2.76 No SS ON condition No SS ON condition SS start at 54,010 sec SS start at 6,280 sec ontainment Failure SS start at 5,830 sec No SS ON condition No SS ON condition SS start at 5,650 sec

106 표 발전소정전사고기본시나리오에대한사고진행요약 Sequence ore Uncovery Time (Second) Reactor Vessel failure Time (Second) ontainment Peak Pressure (MPa) (Peak Time) oncrete Erosion Depth in avity (m) omment SBO-33 61,240 79,270 SBO-41 61,240 79,600 SBO-45 61,240 79,600 SBO-78 30,620 41,900 SBO-86 30,620 42,110 SBO-90 30,620 42,110 SBO1-90 6,980 15,030 SBO1-94 6,980 15, (at RV Fail) 0.91 (at SS start) 1.13 (at calc. end) 0.42 (at RV fail) 1.05 (at SS start) 1.27 (at calc. end) 0.99 (at SS start) 1.34 (at cont. fail) Negligible Negligible 0.89 Negligible Negligible

107 표 소외전원상실사고시나리오별사고진행결과 Sequence ore Uncovery Time (Second) Reactor Vessel failure Time (Second) ontainment Peak Pressure (MPa) (Peak Time) oncrete Erosion Depth in avity (m) MAAP Version LOOP-17 63, ,990 LOOP-20 62,600 88,050 LOOP-21 83, ,870 LOOP-29 83, ,870 LOOP-32 83, ,870 LOOP-53 59,400 73,270 LOOP-64 59,400 73,270 LOOP ,270 61,480 LOOP-103 5,510 18,000 LOOP-114 5,510 26,790 LOOP-115 6,980 15,030 LOOP-126 6,980 15, (at SS start) 0.78 (at calc. end) 0.41 (at RV fail) 0.41 (at RV fail) 1.03 (at calc. end) 0.41 (at RV fail) 1.24 (at calc. end) 1.19 (at calc. end) 0.24 (at SS start) 1.06 (at calc. end) 0.43 (at RV fail) 1.33 (at cont. fail) Negligible 4.03 Negligible 4.04 Negligible 4.06 Negligible Negligible 4.06 Negligible 4.06 Negligible 4.06 Negligible Negligible

108 나. 민감도분석 위에서계산된기본사고경위들은한편으로여러가지불확실성을내포하고있다. 발 전소기기/ 계통의운전과관련된불확실성, 또는해석코드가중대사고현상을모의하 는과정에서나타나는불확실성이있으며이들의영향을판단하기위한민감도분석을 병행하였다. 계산결과는초기사건별, 민감도변수별로정리하였다. (1) 대형냉각재상실사고민감도분석 - 충진펌프(harging Pump) 가용에대한민감도분석 기본사고경위분석에서는보수적가정하에모든충진펌프의가용성을배제하였고 가용한충진펌프개수에따른민감도분석을별도로수행하였다. 대상기본시나리오는 LL-015이며계산결과는표 에정리되어있다. 분석결과, 충진펌프 3대가가용 할경우노심이용융되어원자로용기바닥에재배치되는것을막을수있으며, 충진펌 프 2대가가용할경우노심용융물이원자로용기바닥에재배치되지만원자로용기파 손은방지할수있게된다. 또한충진펌프 1대이상이가용할경우에는격납건물의추 가적인압력상승은불가피하지만노심용융물-콘크리트반응에의한콘크리트침식및 비응축성가스의발생은일어나지않게된다. 표 LL-015 시나리오에대한충진펌프가용개수관련민감도분석결과 민감도변수 계산결과 Sequence 가용한충진펌프 (harging Pump) 개수 ore Uncovery Time (Seconds) orium Relocation to Lower Plenum (Seconds) Reactor Vessel failure Time (Sec) ontainment Peak Pressure (MPa) oncrete Erosion Depth in avity (m) LL ,720 10,020 LL015P1 LL015P2 1 (44 gpm) 2 (88 gpm) 9.7 5,870 10, ,530 No 1.04 (at cal. end) 1.34 (at 142,450 sec) 1.34 (at 184,150 sec) 3.42 Negligible No LL015P3 3 (132 gpm) 9.7 No No 1.27 (at cal. end) No

109 - 파단면적변화에따른민감도분석 기본사고경위분석에서는파단면적을 m 2 로가정하였고본민감도분석에서는 이파단면적을감소시켜가면서계산을수행하였다. 대상기본시나리오는 LL-015이며 계산결과는표 에정리되어있다. 분석결과는표에서보는바와같이파단면 적이감소될수록노심노출, 노심용융물재배치및원자로용기손상시간이지연되는것 을알수있으며파단면적의변화가격납건물의첨두압력과노심용융물-콘크리트반응 에미치는영향은거의없다. 표 LL-015 시나리오에대한파단면적관련민감도분석결과 민감도변수 계산결과 Sequence 파단크기 ( 면적: m 2 (ft 2 )) ore Uncovery Time (Seconds) orium Relocation to Lower Plenum (Seconds) Reactor Vessel failure Time (Seconds) ontainment Peak Pressure (MPa) oncrete Erosion Depth in avity (m) LL (9.82) LL015AB (5.0) LL015AB (2.0) LL015AB (1.0) LL015AB (0.5) 9.7 5,720 10, ,560 9,770 1,940 6,210 10,050 2,550 7,080 11,640 3,850 8,760 13, (at cal. end) 1.04 (at cal. end) 1.04 (at cal. end) 1.05 (at cal. end) 1.04 (at cal. end)

110 - 파단위치에따른민감도분석 기본사고경위분석에서는파단위치를저온관으로가정하였고본민감도분석에서는 파단위치를고온관, 중간관으로바꿔서계산을수행하였다. 대상기본시나리오는 LL-015이며계산결과는표 에정리되어있다. 계산결과는고온관파단의경우 노심용융물재배치시간과원자로용기손상시간이가장빨라지는것으로나타났으나 그이유는아직확실치않으며추가분석이필요한부분이다. 표 LL-015 시나리오에대한파단위치관련민감도분석결과 민감도변수 계산결과 Sequence 파단위치 ore Uncovery Time (Seconds) orium Relocation to Lower Plenum (Seconds) Reactor Vessel failure Time (Seconds) ontainment Peak Pressure (MPa) oncrete Erosion Depth in avity (m) LL015 old Leg 9.7 5,720 10,020 LL015LOH Hot Leg ,860 7,610 LL015LOI Intermediate Leg 9.7 5,720 9, (at cal. end) 1.11 (at cal. end) 1.02 (at cal. end)

111 - 안전주입탱크가용개수에따른민감도분석 기본사고경위분석에서는피동안전주입계통인 4개의안전주입탱크가가용한것으로 가정하였고본민감도분석에서는가용한안전주입탱크를 3 개, 2개및 0개로가정하여 계산을수행하였다. 대상기본시나리오는 LL-015이며계산결과는표 에정리 되어있다. 분석결과는표에서보는바와같이가용한안전주입탱크가감소될수록노 심용융물재배치및원자로용기손상시간이빨라지며모든안전주입탱크가작동되지 않은 LL015SI0의경우는모든탱크가작동되는기본사고에비하여이시간들이절반 이하로감소되는것을알수있다. 한편가용한안전주입탱크가감소될수록격납건물 의첨두압력은감소하고노심용융물- 콘크리트반응량은증가한다. 표 LL-015 시나리오에대한안전주입탱크가용개수관련민감도분석결과 민감도변수 계산결과 Sequence 가용 SIT 개수 ore Uncovery Time (Seconds) orium Relocation to Lower Plenum (Seconds) Reactor Vessel failure Time (Seconds) ontainment Peak Pressure (MPa) oncrete Erosion Depth in avity (m) LL ,720 10,020 LL015SI ,800 9,730 LL015SI ,630 9,460 LL015SI ,450 4, (at cal. end) 0.95 (at cal. end) 0.91 (at cal. end) 0.73 (at cal. end)

112 - 원자로외벽냉각에대한민감도분석 LL-012 시나리오를대상으로하였으며이시나리오의기본사고해석결과에서는사고 이후약 9.7초에노심이노출되고 16,820초에노심지지대가파손되며 21,750초에원자 로용기가손상된다. 이기본사고시나리오에서는고압안전주입계통과격납건물살수 계통은작동이가능한상태가되지만고온관/ 저온관재순환에실패함으로써노심이 용융되는사고이다. 격납건물살수계통이작동되기때문에재장수의냉각수가원자로 공동으로유입되며원자로하부는이냉각수에잠긴상태가된다. 이후노심용융물이 원자로용기하부로재배치되지만이렇게원자로용기하부에용융물이재배치되어있 는상태에서외벽이냉각수로덮여있을지라도원자로가파손여부에대해서는아직 불확실성이크다. 현재 DB 생산에이용되고있는 MAAP 코드는이와관련하여두개 의모델변수를가지고있다. 그중하나인 IGHF는용융물크러스트와용기벽사이 의간극(Gap) 에서 HF Boiling에의한냉각가능여부에대한옵션인데그영향이크 지않고 IEXVSL은원자로외벽주위의차폐체등에의한여러가지부정적영향등 을고려하여 Pool Boiling 에의한외벽냉각가능성에대한옵션사항이다. 기본사고에 서는보수적관점에서외벽냉각가능성을배제하였으며본분석에서는외벽냉각효과 에대한불확실성을고려하여코드의옵션사항중 IEXVSL을변경하여민감도계산을 수행하였다. 계산결과는표 에서보는바와같이외벽냉각가능옵션 (IEXVSL=Yes) 을사용하고기타관련모델을 MAAP 기파손이일어나지않는다. 기본모델을사용할경우원자로용 표 LL-012 시나리오에대한원자로외벽냉각민감도분석결과 민감도변수 계산결과 Sequence 외벽냉각여부 ore Uncovery Time (Seconds) orium Relocation to Lower Plenum (Seconds) Reactor Vessel failure Time (Seconds) ontainment Peak Pressure (MPa) LL012 No ,820 21,750 LL012VYY Yes ,850 No 1.34 (at 254,420 sec) 1.20 (at cal. end)

113 (2) 중형냉각재상실사고민감도분석 - 충진펌프(harging Pump) 가용에대한민감도분석 기본사고경위분석에서는보수적가정하에모든충진펌프의가용성을배제하였고 가용한충진펌프개수에따른민감도분석을별도로수행하였다. 대상기본시나리오는 ML-020이며계산결과는표 에정리되어있다. 분석결과, 충진펌프 2대이상이 가용할경우자로용기파손은방지할수있으며, 충진펌프 1대가가용할경우원자로 용기파손을 3,000 초(0.83 시간) 정도지연되는효과가있다. 또한충진펌프 1대이상이 가용할경우에는격납건물의추가적인압력상승은불가피하지만노심용융물-콘크리트 반응에의한콘크리트침식및비응축성가스의발생은일어나지않게된다. 표 ML-020 시나리오에대한충진펌프가용개수관련민감도분석결과 민감도변수 계산결과 Sequence 가용한충진펌프 (harging Pump) 개수 ore Uncovery Time (Second) Reactor Vessel failure Time (Second) ontainment Peak Pressure (MPa) oncrete Erosion Depth in avity (m) ML ,220 19, ML020P1 1 (44 gpm) 9,230 22,160 ML020P2 2 (88 gpm) 11,260 No ML020P3 3 (132 gpm) 18,680 No 1.34 (at 148,410 sec) 1.34 (at 212,980 sec) 1.29 (at calculation end) Negligible No No

114 - 파단면적변화에따른민감도분석 기본사고경위분석에서는파단면적을 0.2 m 2 로가정하였고본민감도분석에서는이 파단면적을감소시켜가면서계산을수행하였다. 대상기본시나리오는 ML-020이며 계산결과는표 에정리되어있다. 분석결과는표에서보는바와같이파단면 적이감소될수록노심바닥의노출, 노심용융물재배치및원자로용기손상시간이지연 되며격납건물의첨두압력은큰변화가없지만노심용융물-콘크리트반응량도조금씩 감소한다. 표 ML-020 시나리오에대한파단면적관련민감도분석결과 민감도변수 계산결과 Sequence 파단크기 ( 면적: ft 2 ) ore Bottom Uncovery Time (Second) Reactor Vessel failure Time (Second) ontainment Peak Pressure (MPa) oncrete Erosion Depth in avity (m) ML ,700 19, ML020AB ,720 24, ML020AB ,820 42, ML020AB ,040 50,

115 - 파단위치에따른민감도분석 기본사고경위분석에서는파단위치를저온관으로가정하였고본민감도분석에서는 파단위치를고온관, 중간관으로바꿔서계산을수행하였다. 대상기본시나리오는 ML-020이며계산결과는표 에정리되어있다. 계산결과는고온관파단의경우 노심노출시간과원자로용기손상시간이가장빨라지는것으로나타났으며그이유는 일차계통압력감소가빨라안전주입탱크의냉각수가가장일찍고갈되는데일차계통 압력감소가빨라지는이유는아직확실치않으며추가분석이필요한부분이다. 표 ML-020 시나리오에대한파단위치관련민감도분석결과 민감도변수 계산결과 Sequence 파단위치 ore Uncovery Time (Second) Reactor Vessel failure Time (Second) ontainment Peak Pressure (MPa) oncrete Erosion Depth in avity (m) ML020 old Leg 8,220 19, ,34 ML020LOH Hot Leg 2,160 10, ML020LOI Intermediate Leg 7,190 17,

116 - 안전주입탱크가용개수에따른민감도분석 기본사고경위분석에서는피동안전주입계통인 4개의안전주입탱크가가용한것으로 가정하였고본민감도분석에서는가용한안전주입탱크를 3 개, 2개및 0개로가정하여 계산을수행하였다. 대상기본시나리오는 ML-020이며계산결과는표 에정리 되어있다. 분석결과는표에서보는바와같이가용한안전주입탱크가감소될수록노 심용융물재배치및원자로용기손상시간이빨라지며모든안전주입탱크가작동되지 않은 ML020SI0의경우는모든탱크가작동되는기본사고에비하여이시간들이현저 히단축되는것을알수있다. 한편가용한안전주입탱크가감소될수록격납건물의첨 두압력은감소하고노심용융물- 콘크리트반응량은증가한다. 표 ML-020 시나리오에대한안전주입탱크가용개수관련민감도분석결과 민감도변수 계산결과 Sequence 가용 SIT 개수 ore Uncovery Time (Second) Reactor Vessel failure Time (Second) ontainment Peak Pressure (MPa) oncrete Erosion Depth in avity (m) ML ,220 19, ,34 ML020SI3 3 7,090 17, ML020SI2 2 5,300 15, ML020SI ,

117 - 원자로외벽냉각에대한민감도분석 ML-007 시나리오를대상으로하였으며이시나리오의기본사고해석결과에서는사고 이후약 13,730초에노심이노출되고 20,590초에노심지지대가파손되며 25,540초에원 자로용기가손상된다. 이기본사고시나리오에서는고압및저압안전주입계통과격 납건물살수계통은작동이가능한상태가되지만고온관/ 저온관재순환에실패함으로 써노심이용융되는사고이다. 고압및저압안전주입과살수계통이작동되기때문에 재장수의냉각수가원자로공동으로유입되며원자로하부는이냉각수에잠긴상태가 된다. 이후노심용융물이원자로용기하부로재배치되지만이렇게원자로용기하부에 용융물이재배치되어있는상태에서외벽이냉각수로덮여있을지라도원자로가파손 여부에대해서는아직불확실성이크다. 본민감도분석과관련된 MAAP 코드의모델 변수는대현냉각재상실사고의외벽냉각민감도분석부분에기술되어있다. 기본사고 에서는보수적관점에서외벽냉각가능성을배제하였으며본분석에서는외벽냉각효 과에대한불확실성을고려하여코드의옵션사항중 IEXVSL을변경시켜가면서민감 도계산을수행하였다. 계산결과는표 에서보는바와같이외벽냉각가능옵 션(IEXVSL=Yes) 을사용하고기타관련모델을 MAAP 기본모델을사용할경우원자로 용기파손이일어나지않는다. 표 ML-007 시나리오에대한원자로외벽냉각민감도분석결과 민감도변수 계산결과 Sequence 외벽냉각여부 ore Uncovery Time (Second) orium Relocation to Lower Plenum Reactor Vessel failure Time (Second) ontainment Peak Pressure (MPa) ML007 No 13,730 20,590 25,540 ML007VYY Yes 13,730 20,700 No 0.24 (at SS start) 0.31 (at 148,820 sec, Burn)

118 (3) 소형냉각재상실사고민감도분석 - 충진펌프(harging Pump) 가용에대한민감도분석 기본사고경위분석에서는보수적가정하에모든충진펌프의가용성을배제하였고 가용한충진펌프개수에따른민감도분석을별도로수행하였다. 대상기본시나리오는 SL-070이며계산결과는표 에정리되어있다. 분석결과, 충진펌프 3대가가용 할경우노심이용융되어원자로용기바닥에재배치되는것을막을수있으며, 충진펌 프 2대가가용할경우노심용융물이원자로용기바닥에재배치되지만원자로용기파 손은방지할수있게된다. 또한충진펌프 1대이상이가용할경우에는격납건물의추 가적인압력상승은불가피하지만계산시간인 72시간내에노심용융물-콘크리트반응에 의한콘크리트침식및비응축성가스의발생은일어나지않게된다. 표 SL-070 시나리오에대한충진펌프가용개수관련민감도분석결과 민감도변수 계산결과 Sequence 가용한충진펌프 (harging Pump) 개수 ore Uncovery Time (Seconds) orium Relocation to Lower Plenum (Seconds) Reactor Vessel failure Time (Seconds) ontainment Peak Pressure (MPa) oncrete Erosion Depth in avity (m) SL ,970 8,740 14,740 SL070P1 SL070P2 1 (44 gpm) 3,140 8,830 12,150 2 (88 gpm) 3,370 11,820 No 1.11 (at cal. end) 1.34 (at 162,750 sec) 1.34 (at 208,540 sec) 2.76 Negligible Negligible SL070P3 3 (132 gpm) 3,700 No No 1.26 (at cal. end) Negligible

119 - 파단면적변화에따른민감도분석 기본사고경위분석에서는파단면적을 m 2 로가정하였고본민감도분석에서는 이파단면적을감소시켜가면서계산을수행하였다. 대상기본시나리오는 SL-070이며 계산결과는표 에정리되어있다. 분석결과는표에서보는바와같이파단면 적이감소될수록노심노출, 노심용융물재배치및원자로용기손상시간이지연되는것 을알수있으며격납건물의압력과노심용융물-콘크리트반응에미치는영향은거의 없다. 표 SL-070 시나리오에대한파단면적관련민감도분석결과 민감도변수 계산결과 Sequence 파단크기 ( 면적: m 2 (ft 2 )) SL070 (0.02) SL070AB (0.01) SL070AB (0.005) SL070AB (0.002) orium ore Relocation Uncovery to Lower Time Plenum (Seconds) (Seconds) Reactor Vessel failure Time (Seconds) 2,970 8,740 14,740 3,330 9,890 12,070 3,500 10,190 11,650 4,300 10,170 11,350 ontainment Peak Pressure (MPa) 1.11 (at cal. end) 1.20 (at cal. end) 1.34 (at 173,980 sec) 1.34 (at 180,390 sec) Hot Leg reep Rupture ondition Reached (Seconds) No 9,640 7,530 7,

120 - 파단위치에따른민감도분석 기본사고경위분석에서는파단위치를저온관으로가정하였고본민감도분석에서는 파단위치를고온관, 중간관으로바꿔서계산을수행하였다. 대상기본시나리오는 SL-070이며계산결과는표 에정리되어있다. 계산결과는고온관파단의경우 노심용융물재배치시간과원자로용기손상시간이가장빨라지는것으로나타났으나 그이유는아직확실치않으며추가분석이필요한부분이다. 표 SL-070 시나리오에대한파단위치관련민감도분석결과 민감도변수 계산결과 Sequence 파단위치 ore Uncovery Time (Seconds) orium Relocation to Lower Plenum (Seconds) Reactor Vessel failure Time (Seconds) ontainment Peak Pressure (MPa) oncrete Erosion Depth in avity (m) SL070 old Leg 2,970 8,740 14,740 SL070LOH Hot Leg 2,610 7,490 12,820 SL070LOI Intermediate Leg 2,940 13,440 16, (at cal. end) 1.12 (at cal. end) 1.10 (at cal. end)

121 - 안전주입탱크가용개수에따른민감도분석 기본사고경위분석에서는피동안전주입계통인 4개의안전주입탱크가가용한것으로 가정하였고본민감도분석에서는가용한안전주입탱크를 3 개, 2개및 0개로가정하여 계산을수행하였다. 대상기본시나리오는 SL-070이며계산결과는표 에정리 되어있다. 분석결과는표에서보는바와같이가용한안전주입탱크가감소될수록노 심용융물재배치및원자로용기손상시간이조금씩빨라지며모든안전주입탱크가작 동되지않은 LL015SI0의경우는모든탱크가작동되는기본사고에비하여원자로파 손시간이 1 시간정도단축되는것을알수있다. 한편가용한안전주입탱크가감소될 수록격납건물의첨두압력은감소하고노심용융물- 콘크리트반응량은증가한다. 표 SL-070 시나리오에대한안전주입탱크가용개수관련민감도분석결과 민감도변수 계산결과 Sequence 가용 SIT 개수 ore Uncovery Time (Seconds) orium Relocation to Lower Plenum (Seconds) Reactor Vessel failure Time (Seconds) ontainment Peak Pressure (MPa) oncrete Erosion Depth in avity (m) SL ,970 8,740 14,740 SL070SI2 2 2,970 8,250 11,410 SL070SI0 0 2,970 7,260 11, (at cal. end) 0.92 (at cal. end) 0.77 (at cal. end)

122 - 원자로외벽냉각에대한민감도분석 SL-045 시나리오를대상으로하였으며이시나리오의기본사고해석결과에서는사고 이후약 9.7초에노심이노출되고 16,820초에노심지지대가파손되며 21,750초에원자 로용기가손상된다. 이기본사고시나리오에서는고압안전주입계통과격납건물살수 계통은작동이가능한상태가되지만고온관/ 저온관재순환에실패함으로써노심이 용융되는사고이다. 격납건물살수계통이작동되기때문에재장수의냉각수가원자로 공동으로유입되며원자로하부는이냉각수에잠긴상태가된다. 이후노심용융물이 원자로용기하부로재배치되지만이렇게원자로용기하부에용융물이재배치되어있 는상태에서외벽이냉각수로덮여있을지라도원자로가파손여부에대해서는아직 불확실성이크다. 본민감도분석과관련된 MAAP 코드의모델변수는대현냉각재상 실사고의외벽냉각민감도분석부분에기술되어있다. 본분석의경우, 기본사고에서 는보수적관점에서외벽냉각가능성을배제하였으며본분석에서는외벽냉각효과에 대한불확실성을고려하여코드의옵션사항중 IEXVSL을변경시켜가면서민감도계 산을수행하였다. 계산결과는표 에서보는바와같이외벽냉각가능옵션 (IEXVSL=Yes) 을사용하고기타관련모델을 MAAP 기파손이일어나지않는다. 기본모델을사용할경우원자로용 표 SL-045 시나리오에대한원자로외벽냉각민감도분석결과 민감도변수 계산결과 Sequence 외벽냉각여부 ore Uncovery Time (Second) orium Relocation to Lower Plenum Reactor Vessel failure Time (Second) ontainment Peak Pressure (MPa) SL045 No 18,430 26,910 31,290 SL045VYY Yes 18,650 44,100 No 0.24 (at 5,920 sec) 0.24 (at 5,920 sec)

123 (4) 발전소정전사고민감도분석 - 이차측냉각시간에대한민감도분석 대상기본시나리오는 SBO-45 이다. 발전소정전사고시터빈구동보조급수펌프가작 동할지라도배터리전원이소진되면터빈콘트롤러의직류전원이상실되어펌프작동 이불가능해진다. 전원의사용시간을 기본시나리오에서는증기덤프밸브를이용하여증기방출시배터리 4시간으로가정하여계산하였으며여기서는배터리전원사용시간 의불확실성을고려하여이차측냉각중단시점을변수로민감도분석을수행하였다. 즉, 증기덤프밸브를이용한이차측냉각시간을변화시켜가면서계산을수행하였다. 계 산결과는표 에요약되어있다. 이차측을이용한냉각시간이오래지속될수록 노심노출과원자로용기파손이늦어지는것은당연하며, 표 에서는이차측을 이용하여 2시간냉각을유지할때마다노심노출시간과원자로용기파손시간이 2.3시 간에서 6.9 시간정도지연됨을보여주고있다. 한편원자로용기가빨리파손되면원자 로공동의냉각수가일찍고갈되고따라서노심용융물과콘크리트상호작용에의하여 콘크리트침식이많아지며가스생성이빨라지므로격납건물압력도상승된다. 표 SBO-45 시나리오에대한이차측냉각시간관련민감도분석결과 민감도변수 계산결과 oncrete Sequence AFW Delivery Time (hours) ADV Opening Time (hours) ore Uncovery Time Reactor Vessel failure Time ontainmen t Pressure at 72 hours (MPa) Erosion Depth in avity at 72 hours SB045AD2 2 2 SB SB045AD6 6 6 SB045AD ,120 sec (11.7 hr) 61,240 sec (17.0 hr) 72,500 sec (20.1 hr) 82,550 sec (22.9 hr) 54,620 sec (15.2 hr) 79,600 sec (22.1 hr) 87,970 sec (24.4 hr) 103,400 sec (28.7 hr) (m)

124 - 고온관크립파손에대한민감도분석 고온관이크립에의해파손되는현상역시불확실성이내포된분야이다. 기본시나리오분석에서는이러한고온관크립파손을고려하지않았으며본민감도분석에서는 MAAP 의크립모델을적용하여세가지시나리오(SBO-45, SBO-90, SBO1-94) 에대하여분석을수행하였다. 모든경우의계산결과가노심노출이후노심의고온가스가자연순환에의하여고온관으로유입되어관의온도가올라가고또한일차계통의압력이고압을유지하고있기때문에관파손이유발되었다. 고온관파손이일어나는경우들은고온관파손이없는기본시나리오보다원자로손상시간이지연되는데그이유는관파손이일어나면서계통의압력이감소하고안전주입탱크의냉각수가주입되어노심냉각에기여하기때문이다. 또한계통의압력이감소된이후에원자로손상이발생하기때문에격납건물직접가열(Direct ontainment Heating) 현상이나타나지않는다. 표 고온관크립파손관련민감도분석결과 민감도변수 계산결과 Sequence Hot Leg reep Modeling ore Uncovery Time (Second) Hot Leg Rupture Time (Second) Reactor Vessel failure Time (Second) DH Occurring SB045 NO 61,240 sec No Rupture 79,270 sec YES SB045HL YES 61,240 sec 69,070 sec 92,320 sec NO SB090 NO 30,620 sec No Rupture 42,110 sec YES SB090HL YES 30,620 sec 37,740 sec 51,260 sec NO SM094 NO 6,980 sec No Rupture 15,030 sec YES SM094HL YES 6,980 sec 11,970 sec 22,590 sec NO

125 - Feed & Bleed 운전에대한민감도분석 대상기본시나리오는 SBO-33 이다. 2단계 PSA의 PDS ET에서고려되었으나발생빈도 가낮아제외된시나리오지만 Recovery를고려할수있는경우에대해서민감도분석 을수행하였다. 민감도변수로는 Feed & Bleed 운전에이용된고압안전주입(High Pressure Safety Injection, HPSI) 및저압안전주입(Low Pressure Safety Injection, LPSI) 계통의개수와안전감압계통(Safety Depressurization System, SDS) 의개수및 감압시작시간이다. 사고시나리오는 SBO-33 이며, 감압시작시간은가압기안전밸브 (Pressurizer Safety Valve, PSV) 가처음열렸을때, 노심노출이시작될때, 그리고노 심이노출되고나서 2 시간경과후로각각가정하였다. 각감압시작시점에따라고압 안전주입및저압안전주입계통과안전감압계통을한개또는 2개트레인을이용하 여 Feed & Bleed 운전을수행할경우노심노출시간, 안전주입시간, 및용융물이원자 로용기하부에재배치되는시간을계산하였다. 계산결과, 가압기안전밸브가처음열릴때 1 SDS와 1 HPSI를이용하여계통의압력 을감소시키고안전주입을시도할경우 32,180초에안전주입이시작됨으로써노심노 출을방지할수있는것으로예측되고, 1 SDS와 1 LPSI를이용할경우는 57,480초부터 용융물이원자로하부로재배치되기시작하며, 2 SDS와 2 LPSI를이용할경우는노심 노출은기본사고보다빨라지지만감압이효과적으로이루어져 LPSI가 37,270초부터주 입되기시작하면서용융물재배치는일어나지않는다. 노심노출이시작될때감압을 시작하는경우에 1 SDS와 1 HPSI, 2 SDS와 2 HPSI, 2 SDS와 2 LPSI를이용하게되 면노심노출은허용하더라도용융물이원자로바닥에재배치되는것을막을수있으나, 1 SDS와 1 LPSI 만이용해서는용융물재배치는피할수없다. 또한노심이노출되 고나서 2시간경과후에감압을시작하더라도 HPSI 계통이활용가능하면용융물재 배치는일어나지않는다. 계산결과는표 에요약되어있다

126 표 SBO-33 시나리오에대한 Feed & Bleed 운전관련민감도분석결과 민감도변수 계산결과 ore HPSI LPSI Sequence RS bleed Feed & Uncovery injection injection time Bleed time time time (Second) system (Second) (Second) (Second) SB033 N/A N/A 61,240 N/A N/A 1 SDS SB033H1 at core 68,700 1 HPSI uncovery 61,240 2 SDS SB033H2 + 2 hours 68,610 2 HPSI 1 SDS after RV SB033BL1 1 LPSI fail 2 SDS SB033BL2 65,090 at core 2 LPSI 61,240 uncovery 1 SDS SB033BH1 61,650 1 HPSI 2 SDS SB033BH2 61,460 2 HPSI 1 SDS SB033AL1 at PSV 37,110 63,230 1 LPSI first open 2 SDS SB033AL2 36,100 37,270 (28,500 2 LPSI SB033AH1 seconds) 1 SDS No 32,180 1 HPSI uncovery orium relocation into lower vessel (Second) 78,030 (*) No relocation 80,870 (**) No relocation 57,480 (**) No relocation (*) (**) 기본사고는전원회복을고려하지않는경우이며따라서격납건물살수계통이작 동될수없기때문에외벽냉각의가능성이없고결국사고시작이후약 에원자로파손이일어남. 79,270초 노심용융물이원자로하부로재배치되어있으며전원회복에의하여안전주입계통 과함께격납건물살수계통이작동되었을경우에는외벽냉각에의하여원자로는 파손되지않을가능성이있음

127 - Ex-vessel Debris oolability 에대한민감도분석 SBO-78 기본시나리오를대상으로하였으며이시나리오는사고시작이후 41,900초에 원자로용기가손상되는사고이다. 한편원자로용기손상이발생하기전에 A 전원이 회복되어원자로파손이후격납건물압력이증가하면서살수계통이작동된다. 따라서 원자로공동으로충분한냉각수가유입되어노심용융물과콘크리트의상호작용에의 한콘크리트침식은거의일어나지않게되며, 원자로공동의용융물도충분히냉각된 다( 사고시작 72 시간후용융물온도: 339 K). 그런데여기에서용융물이과연충분히냉 각될수있는가에대하여는역시많은불확실성이존재한다. MAAP 코드내의불확실 변수로는 FHF( 용융물에대한냉각수의침투효과관련변수) 와 HTFB( 용융물로부터 상부냉각수로의막비등열전달계수) 가있다. MAAP 코드가제공하는 FHF 기본값은 0.1 이며불확실범위는 이다. 이값이작을수록침투가능성이작다고보 는것이고클수록침투가능성이크다고판단하는것이다. HTFB 값은기본 300, 최대 400, 최소 100 W/m 2 - 으로제공하고있다. 즉, 이들값이작을수록용융물로부터상부냉 각수로의열전달이어렵기때문에용융물이냉각되지않고하부방향으로의열전달은많아 지기때문에콘크리트침식이많아지는경향을보이게된다. 본민감도분석에서는FHF의 기본값에 HTFB 의최대값및최소값을조합하는경우(SB078MBB, SB078MBT) 와 HTFB의 기본값에FHF 의최대값및최소값을조합하는경우(SB078MAB, SB078MAT) 에대하여민 감도분석을수행했으나모든경우에서콘크리트침식은무시할수있는수준( 수cm 정도) 이였다. 즉, 두변수에대하여최소값을적용한SB078MAA의경우에도용융물의온도는원 자로공동으로배치된이후1,500K 이하의온도를유지함으로써콘크리트침식은무시될수 있는정도였다

128 표 SBO-78 시나리오에대한원자로공동용융물냉각도민감도분석결과 MAAP 민감도변수 계산결과 Sequence FHF (Water Ingression Index) HTFB (Film boiling HT from corium to overlying pool) (W/m 2 -) Axial oncrete Erosion Depth in avity (m) Radial oncrete Erosion Depth in avity (m) Ex-vessel orium Temperature at 72 hours (K) SB negligible negligible 339 SB078MAB negligible negligible 916 SB078MAT negligible negligible 339 SB078MBB negligible negligible 339 SB078MBT negligible negligible 339 SB078MAA negligible negligible 1,

129 - Molten orium-oncrete Interaction 에대한민감도분석 원자로용기파손후원자로공동으로충분한냉각수가유입되지않는경우에는원자 로공동의용융물이충분히냉각되지않으므로노심용융물과콘크리트의상호작용에 의한콘크리트침식이일어나게된다. 그런데여기에서침식이어느정도일어날수 있는가에대하여는불확실성이존재한다. MAAP 코드내의불확실변수로는 HTMR( 용융물내부와각질층사이의아랫방향열전달계수) 와 HTMS( 용융물내 부와각질층사이의수평방향열전달계수) 이있으며 MAAP 코드가제공하는기본값은 각각 3,500W/m 2 -,3000W/m 2 - 이고불확실범위는 500W/m ,000W/m 2 - 이다. 이값이작을수록침식량이적고이값이클수록침식량이많게된다. 즉, 이들값이클 수록용융물로부터콘크리트로열전달이용이하기때문에콘크리트침식이많아지는경향 을보이게된다. 본민감도분석에서는열전달계수값을1,000W/m 2 --5,000W/m 2 - 사이 에서변화시켜가면서 SBO-90 시나리오를대상으로계산하였다. 침식량은1.33 m에서 1.75 m까지예측되었고이에따라mi 에의한수소발생량도비례하여생성되었다. 표 SBO-90 시나리오에대한 MI 민감도분석결과 MAAP 민감도변수 계산결과 Sequence HTMR (Downward HT for molten corium-crust) (W/m 2 -) HTMS (Sideward HT for molten corium-crust) (W/m 2 -) Axial oncrete Erosion Depth in avity (m) Radial oncrete Erosion Depth in avity (m) Ex-vessel Hydrogen Generation (kg) SB090M1 1,000 1, ,005 SB090M2 2,000 2, ,128 SB090 3,500 3, ,282 SB090M3 5,000 4, ,

130 - 원자로외벽냉각에대한민감도분석 SBO-33 시나리오를대상으로하였으며이시나리오의기본사고해석결과에서는사고 이후약 61,240초에노심이노출되고 78,034초에노심지지대가파손되며 79,273초에원 자로용기가손상된다. 이기본사고시나리오에서는원자로용기손상이발생하기전에 A 전원이회복되어비상안전주입계통과격납건물살수계통은작동이가능한상태 가되지만일차계통이고압을유지하므로비상안전주입계통에의한냉각수주입은 원자로파손이후에이루어지며격납건물살수계통도원자로파손이후격납건물이 가압된후에작동된다. 한편본민감도분석에서는전원회복이후운전원이격납건물 살수계통을인위적으로작동하여원자로공동에냉각수를채워넣었을경우원자로손 상여부를판단하기위하여수행되었다. 여기서전원회복은노심이용융되기시작하는 시점으로가정하였다. 즉, 61,240초에노심노출이발생된후 68,340초에전원이회복되 고운전원이강제로격납건물살수계통을작동시키게되면재장수의냉각수가원자로 공동으로유입되며원자로하부는이냉각수에잠긴상태가된다. 이후노심용융물이 원자로용기하부로재배치되지만이렇게원자로용기하부에용융물이재배치되어있 는상태에서외벽이냉각수로덮여있을지라도원자로가파손여부에대해서는아직 불확실성이크다. 현재 DB 생산에이용되고있는 MAAP 코드는이와관련하여두 개의모델변수를가지고있다. 그중하나인 IGHF는용융물크러스트와용기벽사 이의간극(Gap) 에서 HF Boiling에의한냉각가능여부에대한옵션이고 IEXVSL은 원자로외벽주위의차폐체등에의한여러가지부정적영향등을고려하여 Pool Boiling 에의한외벽냉각가능성에대한옵션사항이다. 본분석에서는외벽냉각효과 에대한불확실성을고려하여코드의옵션사항을변경시켜가면서민감도계산을수 행하였다. 계산결과는표 에서보는바와같이외벽냉각가능옵션 (IEXVSL=Yes) 에서는원자로용기파손이일어나지않으며 Gap ooling이가능한경 우가가능하지않는경우에비해원자로파손이약간지연되는효과를보여준다

131 표 SBO-33 시나리오에대한원자로외벽냉각민감도분석결과 민감도변수 계산결과 Sequence IGHF (Gap ooling Option) IEXVSL (External Vessel ooling Option) ore Uncovery Time (Second) Reactor Vessel failure Time (Second) SB033VYY Yes Yes 61,240 N/A SB033 Yes No 61,240 79,270 SB033VNY No Yes 61,240 N/A SB033VNN No No 61,240 78,

132 (5) 소외전원상실사고민감도분석 - 이차측냉각시간에대한민감도분석 대상시나리오는 LOOP-32와 LOOP-64 시나리오이다. LOOP-32에서는소외전원이상 실되면서비상전원에의해모터구동보조급수펌프가작동되고주증기계통중대기 방출밸브를이용하여증기를방출함으로써이차측에의한원자로냉각재계통의열제 거를수행한다. 11시간동안이차측에의한열제거를수행하다가정지냉각진입에실패 하고보조급수가중단된다. 보조급수중단이후일차계통의 Feed & Bleed 운전을시 도하지만감압계통과안전주입계통이작동되지않는다. 기본사고에서는응축수저장탱 크의고갈시간을고려하여보조급수가 11시간공급되는것으로가정하였으나민감도분 석에서는증기덤프밸브를이용한이차측냉각시간을변화시켜가면서계산을수행하였 다. 계산결과는표 에요약되어있다. 이차측을이용한냉각시간이짧아질수록 노심노출과원자로용기파손이빨라지는것은당연하다. 표 는이차측을이용 하여 3시간정도냉각을유지할때마다노심노출시간과원자로용기파손시간은 4-5시 간정도지연됨을보여주고있다. 한편원자로용기가빨리파손되면원자로공동의냉각 수가일찍고갈되고따라서노심용융물과콘크리트상호작용에의하여콘크리트침식 이많아진다. 표 LOOP-32 시나리오에대한이차측냉각시간관련민감도분석결과 민감도변수 계산결과 Sequence AFW Delivery Time (hours) ADV Opening Time (hours) ore Uncovery Time (Second) Reactor Vessel failure Time (Second) ontainmen t Pressure at 72 hours (MPa) oncrete Erosion Depth in avity (m) LP032AD ,950 47, LP032AD ,990 64, LP032AD ,000 84, LP , ,

133 LOOP-64 시나리오민감도분석은 LOOP-32 분석과유사하며다만증기방출수단으로 증기덤프밸브대신에주증기안전밸브를이용하여이차측을냉각시키는경우이다. 즉, 기본사고는소외전원이상실된후모터구동보조급수펌프와주증기안전밸브 (MSSV) 를이용하여증기를방출함으로써원자로냉각재계통의열제거를수행한다. 11시간동 안이차측에의한열제거를수행하다가정지냉각진입에실패하고보조급수가중단된 다. 기본사고에서는응축수저장탱크의고갈시간을고려하여보조급수가 11시간공급되 는것으로가정하였으나민감도분석에서는주증기안전밸브를이용한이차측냉각시 간을변화시켜가면서계산을수행하였으며계산결과는표 이차측을이용한냉각시간이짧아질수록 에요약되어있다. 노심노출과원자로용기파손이빨라지며이 차측의냉각기능이 3시간연장될때마다노심노출과원자로용기파손시간은 3-4시간 정도지연됨을알수있다. 표 LOOP-64 시나리오에대한이차측냉각시간관련민감도분석결과 민감도변수 계산결과 Sequence AFW Delivery Time (hours) MSSV Opening Time (hours) ore Uncovery Time (Second) Reactor Vessel failure Time (Second) LP064MS ,530 32,160 LP064MS ,600 46,910 LP064MS ,200 59,980 LP ,400 73,

134 - Feed & Bleed 운전에대한민감도분석 대상시나리오는 LOOP-102 및 LOOP-103 이다. LOOP-102 시나리오는보조급수계통이 작동되지않고일차계통의안전감압계통및고압안전주입계통 1개트레인씩을이용 하여 Feed & Bleed 운전이성공하나재순환에는실패하는시나리오이다. 여기서 Feed & Bleed 의목적은노심노출을방지하기위해서가아니고노심용융이후에라도냉각수 를주입시켜사고완화를유도하기위해서이다. 이때감압은가압기안전밸브(Primary Safety Valve: PSV) 가처음열리는시간에시작되는것으로가정하였다. 본민감도분 석에서는안전감압계통및고압안전주입개수와감압시작시간을변화시켜가면서 계산을수행하였다. 계산결과는표 에정리되어있다. 가압기안전밸브가처음열리고나서 30분 이내에감압을시작하는경우(LP102, LP102AH1) 에는노심노출이재장전수탱크의냉 각수가고갈된이후에일어난다. 따라서재순환이성공한다면노심노출자체를방지할 수있다. 한편가압기안전밸브가처음열리고나서 2시간이후에 1개또는 2개의안 전감압계통을이용하여감압을시작하는경우(LP102H1, LP102H2, LP102DH2) 에는 용융물재배치가일어날무렵또는그이후에고압안전주입이시작된다. 그밖의경우 에는노심노출은피할수없지만용융물재배치는재장전수탱크냉각수가고갈된후 에일어난다. 이계산결과는, 만약재순환이성공한경우라면, 가압기안전밸브가처음 개방되고나서 2시간안에감압을시작할수있으면 1개또는 2개의안전감압계통과 고압안전주입계통에의하여원자로용기파손은방지할수있음을보여준다

135 표 LOOP-102 시나리오에대한 Feed & Bleed 운전관련민감도분석결과 민감도변수 Sequence I.D. RS Bleed No. of No. of Time (sec) SDS HPSI (*) LP PSV opening time LP102AH1 1 1 PSV open + 30min LP102BH1 1 1 PSV open + 1hr LP102H1 1 1 PSV open + 2hr LP102BH2 2 2 PSV open + 1hr LP102H2 2 2 PSV open + 2hr LP102DH2 2 2 PSV open + 3hr 계산결과 ore HPSI Reactor Uncovery injection Vessel time time Failure (Second) (Second) (Second) 46,270 3,410 61,480 46,370 6,130 61,690 6,980 7,480 62,240 6,980 10,790 58,070 6,980 7,170 41,360 6,980 10,640 45,650 6,980 14,150 54,400 (*) PSV open firstly at 3,300 seconds LOOP-103 시나리오에서는보조급수계통이작동되지않고일차계통의안전감압계통 및저압안전주입계통 1개트레인씩을이용하여 Feed & Bleed 운전을시도한다. 여기 서 Feed & Bleed의목적은노심노출을방지하기위해서가아니고노심용융이후에라 도냉각수를주입시켜사고완화를유도하기위해서이다. 1개의트레인을이용하기때 문에감압이빨리되지않아서노심이용융되고원자로용기하부에용융물이재배치된 이후에냉각수가주입된다. 한편살수펌프의작동으로원자로공동에냉각수가차있기 때문에외벽냉각효과에의해원자로용기는파손되지않는다. 기본사고에서는가압기 안전밸브가처음열리는시간에안전감압계통을개방하는것으로가정하였으며본민 감도계산에서는감압계통및저압안전주입계통개수와감압시작시간을변화시켜 가면서계산을수행하였다. 계산결과는표 에정리되어있다. 기본사고(LP103) 에서보는바와같이 1개의 감압계통을이용하는경우에는가압기안전계통(PSV) 이처음개방되는3,070초에감압 을시작하여도용융물재배치가일어날때까지저압안전주입이될정도까지일차계통 압력이감소되지않으며따라서감압시간을늦추는계산은의미가없다. 한편 2개의 감압계통을이용하는경우에는가압기안전밸브가처음개방되고나서 2시간후에감

136 압을시작하여도약 10,450초에저압안전주입이시작되며용융물재배치가일부시작 되지만원자로용기는파손되지않는다. 이계산결과는, 외벽냉각효과를무시하더라도, 2개의안전감압계통을이용하는경우에는가압기안전밸브가처음개방되고나서 2시 간안에감압을시작할수있으면저압안전주입에의하여원자로용기파손은방지 할수있음을보여준다. 표 LOOP-103 시나리오에대한 Feed & Bleed 운전관련민감도분석결과 민감도변수 Sequence I.D. RS Bleed No. of No. of Time (sec) SDS LPSI (*) LP PSV opening time LP103AL2 2 2 PSV opening time LP103BL2 2 2 PSV open + 1hr LP103L2 2 2 PSV open + 2hr ore Uncovery time (Second) 5,510 계산결과 LPSI injection time (Second) after RV failure orium relocation into lower vessel (Second) 14,950 4,860 16,100 N/A 6,770 9,880 N/A 6,770 11,920 10,750 (*) PSV open firstly at 3,070 seconds

137 - IVR (In-Vessel Retention) 에대한민감도분석 LOOP-17 시나리오의기본사고해석결과에서는사고이후약 121,210초에노심지지대 가파손되어노심용융물이원자로용기하부로내려오고용기외벽이원자로공동의냉 각수에쌓여있지만 125,990 초에용기파손이발생하며, LOOP-103 시나리오또한사고 이후약 15,280초에노심지지대가파손되어노심용융물이원자로용기하부에재배치 되고살수계통이작동하여외벽이원자로공동의냉각수에쌓여있지만 18,000초에용 기가파손되었다. 그러나이렇게원자로용기하부에용융물이재배치되어있는상태에 서외벽이냉각수로덮여있을경우원자로가파손될것인가에대해서는아직불확실 성이크다. 현재 DB 생산에이용되고있는 MAAP 코드는이와관련하여두개의모 델변수를가지고있다. 그중하나인 IGHF는용융물크러스트와용기벽사이의간 극(Gap) 에서 HF Boiling에의한냉각가능여부에대한옵션이고 IEXVSL은원자로 외벽주위의차폐체등에의한여러가지부정적영향등을고려하여 의한외벽냉각가능성에대한옵션사항이다. Pool Boiling에 본분석에서는외벽냉각효과에대한 불확실성을고려하여코드의옵션사항을변경시켜가면서민감도계산을수행하였다. 계산결과는외벽냉각가능옵션(IEXVSL=Yes) 에서는원자로용기파손이일어나지않 으며 Gap ooling 가능한경우가가능하지않는경우에비해크게영향은없지만원 자로파손이약간지연되는효과를보여준다. 계산결과는표 에정리되어있 다. 표 LOOP-17 & 103 시나리오에대한 IVR 관련민감도분석결과 민감도변수 계산결과 Sequence IGHF (Gap ooling Option) IEXVSL (External Vessel ooling Option) ore Uncovery Time (Second) orium Relocation Time into Lower Vessel (Second) Reactor Vessel failure Time (Second) LP017VNY No Yes 63, ,880 N/A LP017 Yes No 63, , ,990 LP017VNN No No 63, , ,970 LP103VNY No Yes 5,510 15,280 N/A LP103 Yes No 5,510 15,280 18,000 LP103VNN No No 5,510 14,950 18,

138 3. 중대사고현상해석 MDB 생성 - MAAP MDB 생성 표 에서부터표 까지기술한기본사고및각기본사고에서의민감도 해석결과는사고진단시스템인 SARD 를통하여데이터베이스로저장된다. 현재 MAAP에서계산되는열수력및핵분열생성물관련변수는약 840 여개로, 모두 14 개의그림파일로나뉘어저장된다. 예제로선정한중형냉각재상실사고 (MBLOA) 와발전소정전사고 (SBO) 에서수행된기본및민감도해석결과는 DB 로구축되어표 과표 에각각정리하였다. 다양한시나리오에서생성된 DB를 DB pool 에서서로구분하기위하여대형/ 중형/ 소형냉각재상실사고인경우는 LL/ML/SL 로, 발전소정전사고/ 소외전원상실사고 / 주급수상실사고는 SB/LP/LF 로, 증기발생기세관파단사고는 SG, ATWS는 AT, Interfacing LOA는 IS, 그리고일반과도사고는 GT 등을사용한다. 각 DB는초 기사건별로 MDB (Microsoft Data Base) 지수를정의하여구분하며, 중형냉각재 상실사고에서는 41부터 47 까지 ( 예로 SARDS_P04_02_UO2_41.mdb), 발전소정전 사고의경우는 21부터 28 까지를사용한다 ( 예로 SARDS_P04_02_UO2_27.mdb). 이렇게같은초기사건인경우도서로구분하는이유는 DB를개선하면서기존결과 를대체하는경우와새로이계산되는결과를추가하는경우편의를도모하기위함 이다. MDB에서정의되는 P04와 02, 그리고 U02 는각각발전소종류, 중대사고 분석을위한코드종류, 그리고 DB 개발자를나타내며, 여기서는표준원전, MAAP4, 그리고원자력연구원을의미한다. 이러한정의들은나중에 DB를여러기 관이개발하여공유할때중복연구를줄이며, 개발기관의 DB의질을높이는 DB 실명제를위해도입되었다. 일단각초기사건에서기본사고에대한 MDB 가정의되면, 그 MDB 안에는각기본 사고에대한민감도해석결과를새로운 DB 지수를이용하여정의하고 MDB에포 함시킨다. 기본사고해석 DB는마지막번호가모두 00 로끝나며 ( 예로, ML002에서 는 KET_MBLOA_S002_D01_00, KET_MBLOA_S002_D02_00,..., KET_MBLOA_S002_D14_00), 민감도결과는마지막번호가 01부터민감도분석 경우만큼증가한다 ( 예로, ML002에서는 3가지경우에대한민감도해석 DB가개발 되어 KET_MBLOA_S002_D01_03, KET_MBLOA_S002_D02_03,..., KET_MBLOA_S002_D14_03으로구분된다). 현재 MAAP에서생성하는그림변수 파일의개수가 14개이므로 DB 지수중 D01부터 D14 까지가사용된다

139 표 MAAP MLOA에서의 SARD MDB index 목록 기본사고 MDB 지수/ 기본사고 DB 지수 민감도분석구분 민감도해석 DB index ML002 SARDS_P04_02 _U02_41.mdb KET_MBLOA_S002_D01_00 -> ~_D14_00 민감도해석 DB 없음 ML003 SARDS_P04_02 _U02_42.mdb KET_MBLOA_S003_D01_00 -> ~_D14_00 민감도해석 DB 없음 ML004 SARDS_P04_02 _U02_43.mdb KET_MBLOA_S005_D01_00 -> ~_D14_00 민감도해석 DB 없음 ML006 SARDS_P04_02 _U02_44.mdb KET_MBLOA_S006_D01_00 -> ~_D14_00 민감도해석 DB 없음 SARDS_P04_02 ML007 _U02_45.mdb / KET_MBLOA_S007 ML007VYY KET_MBLOA_S007_D01_01 -> ~ _D14_01 ML08 _D01_00 -> ~_D14_00 SARDS_P04_02 _U02_46.mdb / KET_MBLOA_S08_D01_00 -> ~_D14_00 민감도해석 DB 없음 ML09 SARDS_P04_02 _U02_47.mdb KET_MBLOA_S09_D01_00 -> ~_D14_00 민감도해석 DB 없음 ML11 SARDS_P04_02 _U02_48.mdb *KET_MBLOA_S11_D01_00 -> ~_D14_00 민감도해석 DB 없음 ML020AB1 KET_MBLOA_S019_D01_01 -> ~ _D14_01 ML20 SARDS_P04_02 _U02_49.mdb / KET_MBLOA_S020 _D01_00 -> ~_D14_00 ML020AB2 ML020AB3 ML020P1 ML020P2 ML020P3 ML020LOH ML020LOI ML020SI0 KET_MBLOA_S019_D01_02 -> ~ _D14_02 KET_MBLOA_S019_D01_03 -> ~ _D14_03 KET_MBLOA_S019_D01_04 -> ~ _D14_04 KET_MBLOA_S019_D01_05 -> ~ _D14_05 KET_MBLOA_S019_D01_06 -> ~ _D14_06 KET_MBLOA_S019_D01_07 -> ~ _D14_07 KET_MBLOA_S019_D01_08 -> ~ _D14_08 KET_MBLOA_S019_D01_09 -> ~ _D14_09 ML020SI2 KET_MBLOA_S019_D01_10 -> ~ _D14_10 ML020SI3 KET_MBLOA_S019_D01_11 -> ~ _D14_

140 표 MAAP 발전소정전사고 (SBO) 에서의 SARD MDB index 목록 기본사고 SB033 SB041 SB045 SB078 SB086 SB090 MDB 지수/ 기본사고 DB 지수 SARDS_P04_02 _U02_21.mdb / KET_SBO-1_S033 _D01_00 -> ~_D14_00 SARDS_P04_02 _U02_22.mdb SARDS_P04_02 _U02_23.mdb / KET_SBO-1_S045 _D01_00 -> ~_D14_00 SARDS_P04_02 _U02_24.mdb / KET_SBO-1_S078 _D01_00 -> ~_D14_00 SARDS_P04_02 _U02_25.mdb SARDS_P04_02 _U02_26.mdb / KET_SBO-1_S090 _D01_00 -> ~_D14_00 민감도분석구분 SB033AL1 SB033AL2 SB033AH1 SB033BL1 SB033H1 SB033H2 SB033BH1 SB033BH2 SB033BL2 SB033VYY SB033VNY SB033VNN SB045AD2 SB045AD6 SB045AD8 SB045HL SB078MAA SB078MAB SB078MAT SB078MBB SB078MBT SB090M1 SB090M2 SB090M3 SB090MS2 SB090MS6 SB090MS8 민감도해석 DB index KET_SBO-1_S033_D01_01 -> ~ _D14_01 KET_SBO-1_S033_D01_02 -> ~ _D14_02 KET_SBO-1_S033_D01_03 -> ~ _D14_03 KET_SBO-1_S033_D01_04 -> ~ _D14_04 KET_SBO-1_S033_D01_05 -> ~ _D14_05 KET_SBO-1_S033_D01_06 -> ~ _D14_06 KET_SBO-1_S033_D01_07 -> ~ _D14_07 KET_SBO-1_S033_D01_08 -> ~ _D14_08 KET_SBO-1_S033_D01_09 -> ~ _D14_09 KET_SBO-1_S033_D01_10 -> ~ _D14_10 KET_SBO-1_S033_D01_11 -> ~ _D14_11 KET_SBO-1_S033_D01_12 -> ~ _D14_12 기본 : KET_SBO-1_S041_D01_00 -> _D14_00 민감도해석 DB 없음 KET_SBO-1_S045_D01_01 -> ~ _D14_01 KET_SBO-1_S045_D01_02 -> ~ _D14_02 KET_SBO-1_S045_D01_03 -> ~ _D14_03 KET_SBO-1_S045_D01_04 -> ~ _D14_04 KET_SBO-1_S078_D01_01 -> ~ _D14_01 KET_SBO-1_S078_D01_02 -> ~ _D14_02 KET_SBO-1_S078_D01_03 -> ~ _D14_03 KET_SBO-1_S078_D01_04 -> ~ _D14_04 KET_SBO-1_S078_D01_05 -> ~ _D14_05 기본 : KET_SBO-1_S086_D01_00 -> _D14_00 민감도해석 DB 없음 KET_SBO-1_S090_D01_01 -> ~ _D14_01 KET_SBO-1_S090_D01_02 -> ~ _D14_02 KET_SBO-1_S090_D01_03 -> ~ _D14_03 KET_SBO-1_S090_D01_04 -> ~ _D14_04 KET_SBO-1_S090_D01_05 -> ~ _D14_05 KET_SBO-1_S090_D01_06 -> ~ _D14_06 SM090 SARDS_P04_02 _U02_27.mdb SM090HL KET_SBO-2_S090_D01_01 -> ~ _D14_01 SM094 SARDS_P04_02 _U02_28.mdb KET_SBO-2_S094_D01_00 ->~_D14_00 민감도해석 DB 없음

141 - MELOR MDB 생성 기존의 MAAP해석결과에 MELOR 분석결과를추가하여데이터뱅크를보완하였다. 표 에는 MELOR을이용한기본사고경위및각기본사고에대한민감도 해석결과는 MAAP과동일한데이터뱅크 SARDB 에저장할수있다. 한예로, LL009에대한기본사고경위에대하여 14개의 MELOR 그림파일데이터가 MDB 에입력되는경우 SARDS_P04_08_U02_101.mdb내에서각각 KET_LBLOA_S009_D01_00, KET_LBLOA_S009_D02_00,, KET_LBLOA_S009_D14_00 등의 MDB 데이터테이블이름이부여되며, 2가지민 감도데이터가 MDB에추가되는경우 MELOR 그림파일 D01에대응되는 MDB 데이터테이블이름은각각 KET_LBLOA_S009_D01_01, KET_LBLOA_S009_D01_02, KET_LBLOA_S009_D01_03 으로할당된다. 현재 MELOR에서생성되는나머지데이터파일 D02-D14이 MDB에입력되는경우도 위와같은방식으로 MDB 데이터테이블이름이할당된다

142 표 MELOR에서의 SARD MDB index 목록 기본사고 LL009 ML003 SL059 LP095 LP126 MDB 지수/ 기본사고 DB 지수 SARDS_P04_08 _U02_101.mdb / KET_LBLOA_S009 _D01_00 -> ~_D14_00 SARDS_P04_08 _U02_102.mdb / KET_MBLOA_S003 _D01_00 -> ~_D14_00 SARDS_P08_08 _U02_103.mdb / KET_MBLOA_S059 _D01_00 -> ~_D14_00 SARDS_P04_08 _U02_104.mdb / KET_LOOP_S095 _D01_00 -> ~_D14_00 SARDS_P04_08 _U02_105.mdb / KET_LOOP_S126 _D01_00 -> ~_D14_00 민감도분석구분 LL009LP1 LL009RE0 ML003RE ML003S0 SL059HP1 SL059S0 LP095ADV LP095MSS LP126ADV LP126MSS 민감도해석 DB index KET_LBLOA_S009_D01_01 -> ~ _D14_01 KET_LBLOA_S009_D01_02 -> ~ _D14_02 KET_MBLOA_S003_D01_01 -> ~ _D14_01 KET_MBLOA_S003_D01_02 -> ~ _D14_02 KET_SBLOA_S059_D01_01 -> ~ _D14_01 KET_SBLOA_S059_D01_02 -> ~ _D14_02 KET_LOOP_S095_D01_01 -> ~ _D14_01 KET_LOOP_S095_D01_02 -> ~ _D14_02 KET_LOOP_S126_D01_01 -> ~ _D14_01 KET_LOOP_S126_D01_02 -> ~ _D14_02 SM045 SARDS_P04_08 _U02_106.mdb / KET_MBLOA_S045 _D01_00 -> ~_D14_00 SM045ADV SM045MSS KET_SBO-2_S045_D01_01 -> ~ _D14_01 KET_SBO-2_S045_D01_02 -> ~ _D14_

143 제 2 절사고진단시스템 (SARD) 개선 1. MELOR DB 관리기능이구현된 SARD/P 3.0 개발 당해연도연구를통하여 MAAP DB 관리시스템 SARD/P 2.0에 MELOR DB도관리할 수있는 SARD/P 3.0 을개발하였다. 개발에사용된MELOR 코드는 Version 1.8.5, 대상 발전소는 OPR 1000 이며그주요기능은다음과같다. -MAAPDB 관리기능(MAAPDB 데이터뱅크자동생성및검색기능) - MELOR DB 관리기능(MELOR DB 데이터뱅크자동생성및검색기능) - MAAP/MELOR DB 선별적지정에의한 MDB 자동생성및검색 가. MELOR DB 데이터뱅크자동생성 MAAP DB와마찬가지로 MELOR DB 또한 MELOR 특징적인변수및출력파일들이사 용되므로 SARD를통하여코드별로데이터를선별적으로관리하고검색하는기능이요구 된다. 예를들어MAAP DB 관리시스템 SARD/P 2.0 의경우데이터뱅크(SARDB MDB) 자동생성시 MAAP 코드자체에서텍스트파일(ASII file) 형태로제공되는10여개이상 의출력파일을그대로활용하는방식을취하고있다. 반면,MELOR의경우기본적으로모 든출력변수들에대한값들이하나의이진파일(Binary file) 형태로제공될뿐만아니라상 기MELOR 출력파일에는중대사고관리관점에서효용성이적은많은변수들도포함되 어있으므로 MAAP DB의경우처럼 SARD를통하여관리되는변수의수를적절한수준으 로유지할필요가있다. 또한, 동일발전소에대하여유사한물리적변수들에대하여는유사 한노드구성(MELOR DB 구축시언급된 MELOR DB 변수구성방법참조) 을통하여 MAAP DB 변수와비교가가능하도록 MELOR DB 변수들을적절히조정할필요도있다. 상기요건을만족시키는방법중의하나가 MELOR 변수를그대로처리하거나 User Function을사용하여변경된변수들을그래픽으로처리하고그결과를ASII 파일형태로 제공하는MELOR의변수-특징적인그래픽소프트웨어인HISPLT 기능을활용하는것이 다. SARD/P 3.0은상기 HISPLT 결과로제공되는 OUTHIS 파일로부터 DB 변수들을자동 으로추출하여관련MELORDB 데이터뱅크에저장되도록개발하였다.MAAPDB에대 한데이터뱅크생성시와마찬가지로 SARD/P 3.0에는 OUTHIS 파일을개별적으로처리 하는기능은물론, 여러개의OUTHIS 파일을동시에처리하는기능도추가하였다. 하지만, SARD/P 3.0의경우 MELOR DB를사용하여데이터뱅크구축시상기 MELOR 특징적 인 DB 변수및값들을처리하는부분이외에는 SARD/P 2.0의 MAAP DB 처리기능을그

144 대로유지할수있다. 나. MELOR 변수정보자동검색 DB Loading 모듈을통하여생성된 MELOR DB 특징적인데이터뱅크(MDB) 로부터관련 변수에대한정보검색시 SARD는 PMAAP.ini를사용하는 MAAP DB의경우와유사하게 MELOR DB 변수에대한정보( 변수명및변수에대한설명) 를포함하고있는변수List 파 일 PMELOR.ini( 표 참조) 에저장된정보가검색모듈창( 변수그룹ategory) 에자 동으로설치되도록설계되어있다. PMELOR.ini 변수들은 MAAP DB 변수와어느정도 비교가가능하도록MELOR 출력파일자체에서제공되는DB 변수는물론분석에사용된 코드의계산노드를 HISPLT의 USER Function을통하여적절히조정된 DB 변수도포함되도 록하였으며, SARD를통한DB 정보검색시편의를위하여DB 변수들을15개MELOR Package 별로분류하였다. 그결과 PMELOR.ini에저장된변수정보는 DB 검색화면의 MELOR Package별검색변수 ategory 항목으로자동으로분류되어 Display 된다. SARD/P 3.0의경우 DB 검색화면을통한 DB 변수검색방식은 SARD/P 2.0과동일하 다. 다. SARD/P 3.0 구현및검증 MELOR DB 관리및검색기능이구현된 SARD/P 3.0의검증은다음 3가지항목에대한 점검을통하여이루어졌다. 검증에사용된중대사고초기사고경위는 OPR 1000 LBLOA-003(LLOA-03 과동일), 관련MELOR 코드해석 DB는 HISPLT에의하여 OUTHIS file 로제공된정보를통하여이루어졌다

145 표 MELOR DB 검색에사용되는 PMELOR.ini 의예 1-TITLE-MELOR ode Response Parameter (HISPLOT plot variables) List - K.I. Ahn (2005, 11) 2-ORDER-BUR-AV-F-OR-VH-DH-EDF-EXE-ND-FL-PAR-SPR-FDI-FL-HS-RN1-RN2 Packages!01-PLOT1 / MELOR BUR Package BUR-PU / PU time used by the calculation routines in the BUR package (sec). BUR-PUE / PU time used by the edit routines in the BUR (sec). BUR-PUR / PU time used by the restart routines in the BUR (sec). BUR-PUT / Total PU time used in the BUR Package (sec). BUR-N-SE.n / Number of times a burn has started or ended in control volume n BUR-LOG/ Logical control function argument (TRUE if burning and FALSE otherwise). BUR-O2-RAT.n / The rate of oxygen consumption from burning in VH volume n (kg/s). BUR-02-TOT.n / The total amount of oxygen consumed by burning in VH volume n (kg). BUR-H2-RAT.n / The rate of hydrogen consumed from burning in VH volume n (kg/s). BUR-H2-TOT.n / The total amount of hydrogen consumed by burning in VH volume n (kg). BUR-O-RAT.n / The rate of carbon monoxide consumption from burning in VH volume n (kg/s). BUR-O-TOT.n / The total amount of carbon monoxide consumed by burning in VH volume n (kg). BUR-H2O-RAT.n / The rate of steam production from burning in VH volume n (kg/s). BUR-H2O-TOT.n / The total amount of steam produced by burning in VH volume n (kg). BUR-O2-RAT.n / The rate of carbon dioxide production from burning in VH volume n (kg/s). BUR-O2-TOT.n / The total amount of carbon dioxide produced by burning in VH volume n (kg). BUR-POWER.n / The power generated by burning in VH volume n (W). BUR-ENERGY.n / The energy produced by burning in VH volume n (J). BUR-O2-FTOT.n / Total oxygen burned in flow path n (kg). BUR-H2-FTOT.n / Total hydrogen burned in flow path n (kg). BUR-D2-FTOT.n / Total deuterium burned in flow path n (kg). BUR-O-FTOT.n / Total carbon monoxide burned in flow path n (kg). BUR-H2O-FTOT.n / Total steam produced in flow path n (kg). BUR-O2-FTOT.n / Total carbon dioxide produced in flow path n (kg). BUR-FENERGY.n / Total energy produced in flow path n (J).!02-PLOT2 / MELOR AV/F Package AV-ATIVe.n / Activity flag for cavity n. AV-MTOT.n / Total mass in cavity n (kg). AV-HTOT.n / Total enthalpy for cavity n (J). AV-DHR.n / Decay heat rate for cavity n (W). AV-MASS.s.n / Total mass of requested condensed-phase species in cavity n AV-M.lay.n / Mass of layer (kg). AV-T.lay.n / Layer temperature (K). AV-RHO.lay.n / Layer density (kg/m3). AV-THIK.lay.n / Layer thickness (m). AV-VOL.lay.n / Volume occupied by layer (m3). AV-VF.lay.n / Layer void fraction. AV-MAXRAD.n / Maximum cavity radius (m). AV-MINALT.n / Minimum cavity altitude (m). AV-TMEX.n / Total mass of gas released from cavity n (kg)

146 (1) MELOR DB에대한데이터뱅크자동생성기능구현 그림 은중대사고사고경위 LBLOA-003에대한 4개의 MELOR 분석결과 (outhis-1.dat, outhis-2.dat, outhis-3.dat, outhis-4.dat) 를다중 Dataset 저장기능 [Load multiple dataset] 을사용하여 MELOR 데이터뱅크지정된 SARDS_P02_08_U01_001.mdb에관련 MELOR DB 변수정보를자동으로저장하는기능 을구현한결과를보여준다. 여기서 P02는지정된 Plant 명이 OPR 1000, 08은사용된중대 사고코드가 MELOR version 1.8.5, U01은데이터뱅크생성자가 KAERI, 001은관련첫번 째 MDB 데이터뱅크지수임을나타내는 SARD 고유인식자(Identification number) 이다. 구 현결과지정된데이터뱅크에저장된 MELOR DB 변수정보는그림 의아래쪽에 MDB Data Table 형태로제시되어있으며, 그오른쪽에는 outhis-1.dat에존재하는 MELOR DB 변수(Time, UF-510, UF-520, VH-MASS.1.510) 값들의시간대별정보를보 여준다. 그림 MELOR DB 데이터뱅크자동생성기능구현

147 (2) 사고경위기반DB 변수정보검색기능구현 그림 을통하여생성된MELOR 데이터뱅크에저장된변수정보를사고경위기반검 색모듈을사용하여검색하는기능을보여준다. 그림 에는검색사고경위를지정하는 기능, 지정된사고경위에대한발전소안전계통의상태를보여주는기능,PMELOR.ini에 저장된변수들이자동으로분류되어 MELOR 각 Package ategory에할당된변수로부터 검색변수( 예,VH-MASS.1.500) 를지정하는기능, 지정된검색변수에대한모든정보를검 색한결과, 검색결과로부터해당변수에대한과도상태를그래픽으로보여주는기능등이 구현된결과를보여준다. 상기검색결과는그림 을통하여데이터뱅크 SARDS_P02_08_U01_001.mdb에저장된 MELOR DB 변수정보와동일함을보여준다. 그림 사고경위기반 MELOR DB 변수정보자동검색기능구현

148 (3) 사고증상기반사고시나리오및DB 변수정보검색기능구현 그림 은그림 을통하여생성된MELOR 데이터뱅크에저장된사고경위및관 련증상변수정보를사고증상기반검색모듈을사용하여검색하는기능을보여준다. 그림 에는 PMELOR.ini에저장된변수들이자동으로분류되어 MELOR 각 Package ategory 에할당된변수로부터증상기반검색변수값의범위를지정하는기능 ( 예, VH-MASS.1.500[13500, ]), 지정된변수조건과부합되는사고경위가검색된결과를 보여주는기능, 검색된사고경위로부터증상변수에대한정보를재검색하는기능, 검색된 증상변수에대한여러가지정보를보여주는기능, 지정된사고경위에대한발전소안전계 통의상태를보여주는기능등이구현된결과를보여준다. 상기검색결과는그림 을 통하여데이터뱅크 SARDS_P02_08_U01_001.mdb에저장된 MELOR DB 변수정보및그 림 의사고경위기반검색변수에대하여검색된 MELOR DB 변수정보와모두가동 일함을보여준다. 그림 사고증상기반사고경위및 MELOR DB 변수정보자동검색기능구현

149 2. 네트워크기반사고진단시스템구성 본연구는중대사고진단및예측기능을위해기개발된중대사고 로그램인 SARD의기능을보완하기위한것으로 - 다수의사용자를위한 SARD 동시사용환경조성 - 진단기능개선 의두가지항목을중심으로개발작업이수행되었다. Database 관리프 가. SARD/NET 구축 중대사고위해도데이터베이스관리시스템인 SARD를네트워크를통해다수의사용자 에게공개하기위한방안으로 SARD/NET 시스템개발이이루어졌다. 그림 에서 보듯이 SARD/NET은 SARD가작동되는 SARD/NET Server와이를원격구동하기위 한다수의 lient 시스템으로구성되며, 각 lient에서는 Windows 운영체제에서제공 하는 remote desktop connect" 라는원격통신도구를사용하여서버에접속하여 를사용할수있도록되어있다. SARD 그림 SARD/NET lient/server 시스템구성도 네트워크를통하여 SARD를구동시키기위해 Internet Explorer를사용하는방법과원 격데스크탑을사용하는방법을검토하였다. Internet Explorer를통해외부사용자가 SARD를구동하기위해서는 IIS Server와같은웹서버를설치하고이에 SARD 구동옵 션과관련 Display 를개발하는방법이다. 흔히접하는 Internet Explorer를사용하는 방법은보통사용자들에게가장익숙한방법이라는큰장점이있음에도불구하고

150 SARD Display 를웹버전으로다시개발하여야하는등많은노력이필요하여대상에 서제외되었다. 원격데스크톱을이용한연결은개인용 P의발전방향을예측해볼 때, 가장올바른해결방안일수있다. 이는중앙의서버시스템에네트워크전용 P 들이접속하여하나의응용프로그램을공유하는방식으로주어진자원과비용을최소 화하는방식이다. SARD/NET 서버는 SARD 구동용전용 P로다수의사용자접속을위해 Win2000 서 버운영체제와 SQL 서버가설치되어있다. SARD는 MAAP 또는 MELOR의중대사 고모의결과얻어진반응변수들을 MS Access 파일(*.mdb) 에정리하여 SARDB에저 장하고, 이를중대사고진단이나예측등에사용하게된다. 사용자가 1명이거나 SARD 의 file을조회만하는경우기존의 SARD/SARDB 시스템으로문제가없지만, 1명이 상의사용자가동시에 SARD를사용하고또한데이터베이스수정작업을하게되는경 우 SQL이나 ORALE과같은다수의동시사용환경을만족시키는전문적인데이터 관리시스템(DBMS) 이필요하다. SARD/NET에설치된 MSSQL DBMS 는 *.mdf 파일을 사용하며, MS AESS 문제는없다. 파일로부터쉽게변환가능한도구도지원하고있어호환성 나. 사고경위진단알고리즘개발 중대사고로진행된경우사고관리활동은주로증상을기반으로이루어지고있지만, 사 고의진행과정을예측하기위해서는초기사건의종류를알수있으면효과적이다. 현 재 SARD/NET을이용하면중대사고위해도 DB(SARDB) 로부터주어진조건과가장 유사한사고유형의검색이가능하도록되어있어사고경위를판단할수있도록되어 있다. 본연구에서제안하는인공신경망을이용한사고경위진단방법은 SARDB에서 검색하기힘든사고경위의경우에이를진단할수있도록시도된방법이다. 사고경위진단을위한 Data Set 을구성하였다. 현장에서의계측가능여부, SAMG에서 언급여부, ET Top Event 와관련된시간대, KSNP 호기를대상여부등을고려하여 1 차계통압력, 냉각재온도, 노심출구온도, S/G 압력, S/G 수위( 협역), 노심수위, 원 자로수위, 격납용기수위, 격납용기압력, 격납용기수소농도, 배수조수위, 방사선준 위, 노심최대온도, 가압기수위등을기본 Data Set 으로구성하였다. Data Set 구성을 위하여발생빈도수로대표사고를선정하였고표 에정리하였다

151 표 발생빈도수로본대표사고경위 사고유형 LOA SBO LOOP LOFW SGTR ATWS 기타 사고경위 SLOA-9, SLOA-32, SLOA-31 MLOA-3, MLOA-2, MLOA-4, MLOA-5 LLOA-5, LLOA-3, LLOA-4, LLOA-2 SBO-8 LOOP-26 LOFW-26, LOFW-7 SGTR-37, SGTR-36 ATWS-34, ATWS-8 GTRN-26, LOD-26, LSSB-26 인공신경망을이용한패턴인식은많은연구와검증을거쳐산업체에도광범위하게사용되고있으며 [Magali, 03], 인공신경망의구성방법에따라 Perceptron, Hopfield Network, 역전파(BP), 적응공명이론(ART), Neocognitron, SOFM, Boltzmann Machine 등다양한형태가존재하지만현재까지는역전파신경회로망이가장많이사용되고있다. 표 에인공신경망의종류에따른적용분야를요약하였다. 표 인공신경망종류와적용분야 인공신경망종류 적용분야 Perceptron 인쇄체문자인식 SOFM 패턴분류 Hopfield Network 영상복원및검색 Neocognitron 필기체문자인식 Back Propagation 문자인식, 음성합성 ART 레이더신호의패턴인식 Boltzmann Machine 레이더를위한패턴인식 본연구에서도사고경위인식을위하여가장흔히사용되고있는역전파알고리즘을 시도하였다 ( 그림 참조). 역전파인공신경망은다층퍼셉트론(MLP: Multi Layer Perceptron) 이라고도하며입력신호를처리하는입력층(Input Layer), 인간두뇌의블 랙박스에해당하는은닉층(Hidden Layer), 그리고분류하고자하는패턴의종류에해 당하는출력층(Output Layer) 으로구성된다. 따라서사고경위분류를위한진단알고 리즘구성과정은 입력층구성 출력층및은닉층구성 학습 의순서로이루어진다

152 중대사고경위는 PDS ET 분류에따라크게 LOA, SBO, LOOP, LOFW, SGTR, ATWS 및기타사고경위로분류되며발생빈도표 과같이발생빈도우선순으 로분류하여대상사고경위로하였다. 역전파인공신경망은다층퍼셉트론(MLP) 이라 고도하며입력신호를처리하는입력층(Input Layer), 인간두뇌의블랙박스에해당하 는은닉층(Hidden Layer), (Output Layer) 으로구성된다. 그리고분류하고자하는패턴의종류에해당하는출력층 그림 사고경위진단에사용된역전파인공신경망 앞에서언급한진단용 Data Set 구성에서언급된각변수중 SPDS 경보를제외한모 든변수를상태에따라매우낮음, 낮음, 정상, 높음, 매우높음으로구분하고이를 그림 과같이이산화한다. 극히낮음 = 001 매우낮음 = 010 낮음 = 011 보통 = 100 높음 = 101 매우높음 = 110 극히높음 = 111 그림 입력변수이산화와입력패턴

153 이렇게하면하나의변수상태를표현하기위해모두 3개의입력단자가필요하게되 므로 14개변수를처리하기위해모두 42 개의입력노드를구성하였다. 입력층에처리 되는신호는이에따라그림 의우측과같은형태를가지게된다. 출력층의각노드는 PDS-ET 의사고경위를뜻한다. PDS-ET에는많은사고경위가있지 만, PSA 결과발생빈도가높은사고만을대상노드로설정하였다 ( 표 참조). 따라서분류가능한사고경위패턴은모두 22 개의사고경위이며, 앞으로보다세분화 할예정이다. 그림 에각출력층에대한대표입력패턴을도시하였다. 그림 이산화된대표사고경위패턴 ( 출력층) 인공신경망학습은각노드간의연결강도를조절해가는과정으로역전파신경망의 경우이미널리사용되는학습공식이있다. 그림 있는기본단위인퍼셉트론에대한계산모델을나타내었다 에역전파신경망을구성하고 그림 단층퍼셉트론모델

154 역전파신경망의순방향진행모델, 역전파모델및학습규칙은다음과같다. a 0 = p, a m+1 = f m+1 (W m+1 a m + b m+1 ) S m = -2F M (n M )(t-a), S m = F m (n m )(W m+1 ) T S m+1 S m = F m (n m ) = diag(f m (n m i )),i=1,...,s W m (k+1) = W m (k) - as m (a m -1)T, b m (k+1) = b m (k) - as m ( ) 사고경위진단학습은 ( ) 식에의해가중치를수정하여목표클래스에근접하도 록하는과정이다. 학습은 SARDB 데이터를사용하여이루어졌으며, 사고발생후 10분 간격으로모두 75 시간에해당하는패턴유형에대한가중치값을확보중에있으며, 모든가중치값이확보되어신경망이구성되는대로사고경위분류성능에대한성능 테스트에들어갈예정이다

155 3. 중대사고현상해석 DB를이용한사고관리에의적용 지금까지구축된중대사고현상해석DB와사고진단시스템인SARD를이용하여지정된시 나리오에대한사고진행정보뿐아니라사고증상정보( 사고시간, 변수값범위등) 에대응되 는사고시나리오를검색하고, 그조건에가장부합하는시나리오를사고발생빈도차원에 서검색할수있다. 또한사고증상기반데이터검색모듈을통하여대응되는사고시나리오 검색후지정된변수들에대한추가적인정보제공및변수값에대한 Graphic display 기능 을통해사고관리에활용할수있도록하였다. 예를들면초기사건으로대형LOA 사고이고, 발전소손상군사건수목의번호9에해당하 는사고( 사고경위는저압안전주입실패및안전주입재순환실패) 를지정하면SARD는그 림 와같이사고진행에대한전반적인요약과주요변수( 예로격납건물압력과노심 용융물량거동) 를보여줌으로써, 사고관리를위한운전원조치시필요한입력( 예로원자로 용기파손시간등) 을제공한다. 그림 시나리오기반의사고진행정보구현

156 두번째예로는 SARD 를이용한증상기반검색기능구현으로, 초기및경계조건으로 - 사고시작후30 분~1 시간범위(EOP 수행고려) - 원자로수위가6m-7m 유지( 노심노출이전) - 일차계통압력이100기압이내 를지정하면,SARD 는위의조건을만족하는, 즉사고진행결과가위의값들범위에들어있 는초기사고를 SLOA59, LOFW113, 그리고 LOFW103 로예측하며, 사고경위들의발생가 능성이높은순서로보여준다. 이결과에추가적인조건( 예로격납건물수위) 이지정되면 SARD 는이조건으로부터최종검색결과 ( 여기서는 SBLOA_S059) 를보여준다. 그림 은초기에검색된세개의사고경위와그발생빈도, 그리고추가조건에따른최종검 색결과와SBLOA_S059 에서의안전계통가용상황을보여준다. 이러한정보는운전원이 취할다음조치에대한입력으로활용이가능하다. 그림 사고증상기반의검색결과구현

157 제 3 절 MIDAS 1.2 개발 1. MIDAS 입출력기실용화 MIDAS 사용자편의성향상은기존의그래프중심중대사고해석에서시각화를통한 발전소거동의다이내믹디스플레이, 중대사고시실시간제어모의, 입력 GUI를통한 입력자동화시스템개발을목표로하고있으며지난몇년간에걸쳐개발한 시각화및실시간제어능력을 SATS의 MIDAS와접목시켜후처리능력을확장시키는단계에 이르고있다. 또한 MIDAS 전산코드에경험과그래픽기술에대한경험을바탕으로 새로이인공지능기법을적용한입력 GUI 개발도 MARS 팀과의긴밀한협조하에추 진중에있다. MIDAS GUI 시스템의구축은전체적인 MIDAS 코드의입출력관리기 능을향상시키기위한것이며, 보편타당한컴퓨팅환경인마이크로소프트윈도우즈환 경에서개발되고있다. MIDAS GUI 시스템은그림 에서보듯이 MIDAS 코드 입출력을처리하기위해 IEDIT2.0 입력관리시스템, IPLOT 변수플로팅시스템, SATS 중대사고예측기와 HyperKAMG 단의개발이완료된후유기적인하나의 온라인지침서모듈로구분되어개발되고있으며일 GUI 시스템으로통합될예정이다. SATS 그림 MIDAS 사용자편의성향상을위한세부모듈간의구성도

158 가. 입력기실용화 MIDAS 코드는 MELOR 코드에근거하여개발되었으며, 입출력부분도 MELOR 코드의입출력기능을따르고있다. MIDAS 입력처리기IEDIT은MIDAS 코 드의불편했던입력작성부분을 서개발된 GUI를통한편리한사용자환경을제공하기위해본과제에 P 용프로그램으로, 입력파일의작성, 수정을용이하게하는데목적이있다. IEDIT은 MIDAS 코드의입력파일을읽어각각의제어체적, 유로및열구조물에대한초기 정보들을윈도우에판넬형태로디스플레이하고, 각항목에대한사용자정의값을수정할 수있도록하고있다. 또한제어체적에대한그래픽디스플레이및조작기능이있어복잡한 입력인경우전체구조를간단히확인할수있어중복작업에의해발생할수있는오류를방 지하고있으며, 메뉴방식에의한입력작성기능은입력작성의복잡성및어려움중많은부 분해소시켜이로인한초보적오류를원천적으로차단할수있도록하였다.IEDIT 입력처리 기는MIDAS의20 여패키지중제어체적, 제어체적사이의유로, 그리고 Piping 및Heat Structure, 노심및제어논리를정의하는 VH, HS, FL, OR, F의5개의패키지에대한입 력 GUI 모듈이완성되어있으며, 나머지패키지에대한입력모듈은개발중에있다. ( 그림 참조) IEDIT 1.0 ( 등록번호: , 그림 ) 은현재출시되어코드사용자들에게 사전배포되었으며기능검증작업이수행되고있다. 현재다양한검토의견을수집하 였고, 이를바탕으로그래픽입력설계, 다양한버전간의입력전환, 열수력데이터로 부터의입력생성, 입력오류검증등에대한요청이있어이를보완하여 ( 표 참 조 ) IEDIT 2.0( 등록번호: ) 으로개량되었다

159 표 IEDIT 기능별구현상황및개량계획 기능 세부기능 구현 Description 입력파일의이름표준화및저장소입력파일체계화 N 입력파일관리관리파일처리 Y File 단위 opy, Append, Split 입력파일정보추출 Y 복수입력파일에대한개별정보 입력파일해석 입력라인해석 Y 입력라인분류및해당 item 할당해석된정보저장 Y 입력DB 저장 입력정보 Display 해당항목표시 Y 소숫점처리 입력라인생성 Y 입력카드번호및라인생성 입력작성 입력라인교체 Y 입력카드번호및라인교체 입력파일저장 Y 입력파일저장, Replace 버전간입력전환 입력해석 - 이외의입력처리입력전환 N 입력전환및저장 MARS 출력데이터해석 N MARS-MIDAS Node Mapping 열수력데이터사용입력라인생성 N MIDAS 입력생성 입력정보표시 - 제어체적, 유로, 열구조물, 제어논리 세부그래픽아이템개발 - 제어체적, 파이프, 탱크, 펌프, 밸브, 돔 아이템조작결과저장 Y 위치, 크기, 형태저장 필요아이템자동생성 Y 입력파일에지정된관련정보할당 그래픽입력설계 아이템생성 Y 마우스조작에의한임의의아이템즉석생성 입력정보수정 N 아이템에할당된입력정보수정 입력라인생성 N 그래픽작업결과에따라입력라인생성 제어기능설계 N 그래픽조작으로 F패키지입력설계 애니메이션 - MIDAS 실행결과표시 기본오류검증 Y Spelling, ard No. 오류 오류검증 중복오류검증 N 중복된입력카드삭제 논리오류검증 N 입력라인간의모순 입력작성도움말 User's Guide Y HM Help FIle 검색기능 N Index Search

160 그림 IEDIT 입력관리시스템 ( 입력정보및그래픽설계화면)

161 나. 출력기실용화 MIDAS 출력처리기 IPLOT(Intelligent PLOTter) 은MIDAS 코드의출력파일중 Plot 변수가 시간대별로덤프된그림파일을사용하여중대사고분석에유용한변수추이곡선을작성하 기위해개발되었다. MIDAS 코드는MELOR 코드를기반으로개발되었으며, MELOR 코드는출력변수플로팅유틸리티인 HISPLT을제공하고있어기존의코드사용자들은 HISPLT 를사용하여필요한그래프를작성해왔다. 다만, HISPLT은DOS 기반프로그램으 로윈도우기반프로그램이가질수있는많은이점을가지고있지못하다. 특히플로팅명령 이약속된형식을가지고있어이러한약속명령을사용자가따로숙지하여야하고, 이를텍 스트로입력하여야하는불편함이있어처음코드를접하는사람이원하는변수의추이곡선 을원하는형태로그리기가어렵다. 따라서이에대한개선이MELOR코드의사용자를중 심으로꾸준히제기되어왔으며,SNL에서는XYMEL이라는그래프전용프로그램을개발 하여 이다. MELOR 배포본에추가하여배포시키고있지만, 아직사용자의요구에미흡한실정 IPLOT 출력처리기는윈도우기반프로그램으로다양한사용자의요구를수용할수있도록 개발되었다. 이진파일검색기법을활용한빠른데이터처리를바탕으로사용자위주의사 용환경을제공하며출력데이터의비교분석작업에최대한의편의를제공할수있도록하 였다. 편리한변수검색과선택기능외에도다양한데이터를데이터원으로하는다중소스 기능, 편리한데이터비교를가능하게하는다중창기능, 작업환경을저장하여다음작업에 이를사용할수있도록하는작업환경및일괄작업저장기능등이개발되었으며사용자정 의함수기능이현재개발중에있다. 이외에도그래프의영역을임의로선택하여보는그래 프영역재지정, 줌인/ 줌아웃기능, 변수추가및삭제기능, 타이틀및색상지정, 보조선, Legend 지정등그래프의형태를정의하는많은기능들이구현되어있으며, 작성된그래프 프린터로출력하거나그림파일로저장하거나클립보드로복사하여사용할수있도록하고 있어, 궁극적으로새로운형태의출력처리기형식을제시하고있다. IPLOT 2.0 은 ( 등록번 호: ) IPLOT 1.0 에서 ( 등록번호: ) 다중창및다중소 스기능이추가되어출시된제품이다 ( 그림 , 그림 참조). 통상 MIDAS 수행결과를비교검토하여야하는그래프작업은종종여러그림파일을 동시에불러서여러창에그린후이를비교해야하는경우가발생하며, 이런경우에 사용자는다양한파일을가지고다양한조건으로작업하게되므로매번반복되는비 슷한작업인경우사용자의작업환경을저장할필요성이매우크다. 이를위해 IPLOT 는.plw 확장자를가지는프로젝트파일을정의하여다양한형태의그래프가수록된 사용자의작업결과를저장할수있다

162 그림 IPLOT 2.0으로구현한다중소스창기능

163 그림 IPLOT 2.0으로구현한다중작업창기능

164 2. MIDAS 1.0 검증 통합MIDAS의개편검증작업은기존의개편된각package별subroutine들을module내 에구성된변수들이동시에적용되는 subroutine 들로개편한것에대한검증이다. 이전에수 행된package별개편에서는특정package의변수만적용되어package별로각각개편된것 이며[ 박선희,03a; 박선희,03b], 통합MIDAS의개편에서는모든package에대한개편변수 들을 subroutine 들에대해동시에적용되도록적용하는것이다. 이는기반 code인 MELOR의subroutine들이특정package의data 를개별적으로만사용하는것이아니고, 다수package의data 를동시에사용하도록구성되어있기때문에필요한작업이다 00]. [KAERI, 각package의개편작업진행은간단하고양이적은package부터시작하여복잡하고양이 많은package 로진행하였다. 복잡한package 로개편작업을진행하면서, 간단한package에 서는나타나지않았던다양한경우의 programming 구현방법들이있었기때문에, 이를파 악하고이에대한일관성있는구현이필요했다. 특히기반code인MELOR는개발당시에 다수의인원이동시에작업을하였으며, 이로인해 programming 논리가같다하더라도변 수선정이나 programming 방법에있어서개발자에따른다양한방법으로구현되었다. 이에 따라통합작업시파악해야할내용이그만큼다양해졌고, 이에대한중간단계의검증도필 요하였다. 개편방법의선정을위해기존의다양한경우가고려되어야했다. 각package의통합과정 에서는이러한다양성속에서전체 package 에대한통일된방법을선택하여구현되었으며, 이경우에대한검증도실행되었다. 예로 RN1 package 의경우, input 이없는경우즉, RN1 package에대한실행조건이inactive 인경우에도일부data에대해allocate를하여계산된 값을갖고있어야하는변수가있었으며이의구현에대한결과도검증되었다. 이러한방법 으로이전단계에서마무리된여러package의통합에대해서도통일된전체package 개편 을위한미비점이다수발견되었으며, 이에대한보완도이루어졌다. 통합 MIDAS 개편으로인해 code 내부의변수가사용된곳어느곳에서나내용파악 이쉽고, 제어체적이나유로등의입력개수도제한없이정의할수있게되어제어 체적과유로를세밀하게모의하는경우에도기반code인MELOR의한계와는다르게 해석이가능하다. 또한국내발전소의 type 맞는모델개선은물론모델추가, plot 변수의추가등이 code 의개선이용이하게되었다. 기술적으로는패키지에따른데이 터의구조가모듈단위로취급되어데이터의관리가용이하므로, 패키지내부의데이 터파악은물론패키지들사이의변수추가등 code 내데이터작업이간단해졌다. 그 림 은code 개편흐름도로, 개편의전체단계별특성을보여준다

165 그림 MIDAS 코드개편흐름도

166 그림 는포인터변수의사용예를나타낸것이며, MIDAS code의기반인 MELOR code 의데이터전달과정에서포인터변수의역할을보여주고있다. 그림 MELOR 참조코드에서의포인터변수사용예

167 표 은개편전후의변수비교를나타내며, 그림 은패키지별검증종료후 각패키지를 MIDAS 1.0 에통합한이후의개편전후결과를보여주고있다. MIDAS 기반 code인 MELOR 자체의 BH, HS, 그리고 RN1 패키지에서 bug 가확인되어, 이 에기인한약간의차이가나타나고있으며, 이를제외한 9개단계에걸친통합과정의 확인결과는일치하고있어개편이제대로수행되었음을보여준다. 표 패키지개편전후의변수비교 개편이전의 data (AV package) NAV(NUMAV) IAVBB(NUMAV) XREO(LREA,NUMAV) XREO(LREA,NUMAV) IINO(LINT,NUMAV) IINN(LINT,NUMAV) 개편이전의 data (FL package) IFLNUM(N) FLNAME(N) XEFLO(K,N) SEFLO(K,N) IBUBM(2,N) IFLDNR(2,N) 개편이전의 data (HS package) IBVL(NUMHS) IFLOL(NUMHS) MATSR(NNMSR) NRDG(NNMSR) IFRAD(2,NNPAIR) IHSRAD(2,NNPAIR) 개편이후의 data (AV package) AV_NM(NUMAV)%NAV AV_NM(NUMAV)%IAVBB AV_RE(NREA,NUMAV)%XREO AV_RE(NREA,NUMAV)%XREN AV_IN(NINT,NUMAV)%IINO AV_IN(NINT,NUMAV)%IINN 개편이후의 data (FL package) FL_NN(N)%IFLNUM FL_NN(N)%FLNAME FL_NN(N)%XEFLO(K) FL_NN(N)%SEFLO(K) FL_NN(N)%IBUBM(2) FL_NN(N)%IFLDNR(2) 개편이후의 data (HS package) HS_HS(NUMHS)%IBVL HS_HS(NUMHS)%IFLOL HS_SR(NNMSR)%MATSR HS_SR(NNMSR)%NRDG HS_PA(NNPAIR)%IFRAD(2) HS_PA(NNPAIR)%IHSRAD(2)

168 Atmosphere Temperature (Steam Dome) Pool Temperature (ore) Liquid Level (Steam Dome) Atmosphere Temperature (Upper Plenum) Total Fission Product Mass Total Decay Power 그림 통합 MIDAS 1.0 개편전후의주요결과비교

169 3. MIDAS 1.2 개발 가. 동력학모듈접목및영향평가 중대사고기인사고의하나인 Scram : ATWS) 정지불능예상과도상태 (Anticipated Transients Without 사고경위를해석하기위하여개발된동력학모델을통합 1.0에삽입하여 ATWS 를분석하였다. MIDAS 정상적인경우, 예상과도상태가발생하면원자로보호계통은이를감지하고자동으로 제어봉을삽입시켜원자로심에서의핵연쇄반응을종식시킴으로써원자로의안전성을 확보한다. 중대사고로서의 ATWS는예상과도상태가발생하였을경우원자로 보호계통의기능이상실되어제어봉의삽입이실패되면핵연쇄반응이종식되지않고 원자로의출력이충분히감소하지않아원자로의각종운전변수들이빠른시간내에 안전허용한계를초과하는경우이다. 즉, 원자로냉각수의온도가상승하고원자로 계통의압력도급격히증가하여압력경계의파손을초래하며아울러온도상승에의한 핵연료의손상으로과도한방사성물질의누출을초래할수있다는데그중요성이 있다. MIDAS의기반 code인 MELOR 에서의 ( 붕괴열이아닌) 핵분열출력은기본적으로 사용자가입력으로처리하게되어있으며노심에서의동력학모델은고려하지않는다. 단, BWR 에서의 ATWS 사고를모의할수있도록 hexal-layman 단순모델 ( 동력학 모델은아님) 이포함되어있다. 그러나 hexal-layman 단순모델도 BWR 조건에서 개발되어 PWR 에적용하기는부적절한것으로나타나, 기존의 MELOR는 PWR의 ATWS 사고해석이불가능하므로동력학모델을개발하고추가해야할필요가 있었다. MIDAS에도입된동력학모듈은기존코드에서이미계산되는노심의열수력 변수 하였다. ( 온도/ 압력/ 기포율/ 수위등) 만을이용하여반응도궤환효과를쉽게예측하도록 최종적으로개발된동력학모델은하나의독립된모듈로서 MELOR의코드내에 이식하여검증되었다 [KAERI, 99]. 이를위하여기존사고해석용코드의동력학 모델을조사하고참조코드를선정한후모델을보강하여점근사동력학독립모듈 ( PKINET ) 을구성하였으며, 기존의열수력인자와연결하여 MIDAS 1.0에독립모듈을 삽입하였다. 표 은독립모듈 PKINET 의삽입전후를비교한것이며, 추가된 변수 FUELMASS1, FUELTEMP1, POOLTEMP1, FUELMASS2, FUELTEMP2, POOLTEMP2, POOLMASS 대신 OR 패키지의모듈 OR_MDL이사용된것을 보여주고있다. 표 는독립모듈삽입전후의통합 MIDAS 1.0의부프로그램 ORRN1 을비교한것이며, 추가된변수대신 OR 패키지의모듈 OR_MDL이 사용된것을보여주고있다. 또한지역변수값이갱신될때마다추가된변수에다시 저장하고이것을계산에사용하던방식대신 OR 패키지의모듈에선언된직접 변수들을사용하고있음을보여준다

170 개편이전! ********************************************************************** SUBROUTINE PKINET(TFPOWER)! INPUT : None, but read from common block KINE! OUTPUT : TFPOWER - Total fission power! **********************************************************************! !- INLUDE KINEtics for Kinetics model PARAMETER (JAXL=99,JRAD=9) OMMON /KINE/ FUELMASS1(JAXL,JRAD),FUELTEMP1(JAXL,JRAD),POOLTEMP1,& FUELMASS2(JAXL,JRAD), FUELTEMP2(JAXL,JRAD), POOLTEMP2,POOLMASS,& ITOUNT, TNTENDN, TNTEND0, IORRN1, IVHRN3, IVTHRM, & TF0, TFN, T0, TN, KINE(24), NVAR,IND,TOL,NERR,NFN!! FUELMASS1(JAXL,JRAD) - FUEL PELLET MASSES BEFORE HANGE! FUELMASS2(JAXL,JRAD) - FUEL PELLET MASSES AFTER HANGE! FUELTEMP1(JAXL,JRAD) - FUEL TEMPERATURE BEFORE HANGE! FUELTEMP2(JAXL,JRAD) - FUEL TEMPERATURE AFTER HANGE! POOLTEMP1 - POOL TEMPERATURE BEFORE HANGE! POOLTEMP2 - POOL TEMPERATURE AFTER HANGE! POOLMASS - MASS OF POOL! ITOUNT - TIME OUNT! (AT FIRST 0, ADD 1 PER EAH ALL)! TNTENDN - FINAL TIME (Accumulated DT)! TNTEND0 - FINAL TIME - Old value (Accumulate! IORRN1 - HEK FOR UPDATE FUEL MASS/TEMPERATURE(0/1)! IVHRN3 - HEK FOR UPDATE ORE-POOL TEMPERATURE(0/1)! IVTHRM - HEK FOR UPDATE ORE-POOL MASS (0/1)! ITFT - HEK FOR OLD/NEW VALUE (PKINETI)! TF0, T0 - OLD VALUE (FUEL TEMP. ORE-POOL TE! TFN, TN - NEW VALUE (FUEL TEMP. ORE-POOL TE! KINE(24) - USER OPTION (Described in subroutine RKF56)! NVAR : NUMBER OF VARIABLES (OR DIFFERENTIAL EQUATIONS)! IND : OMMUNIATION VETOR FOR INITIAL ENTRY! TOL : TOLERANE FOR ERROR ONTROL! NERR=0 WEIGHTS ARE 1/MAX(1,ABS(Y(K))! =1 ABSOLUTE ERROR ONTROL - WEIGHTS ARE 1! =2 RELATIVE " " - " 1/ABS(Y(K))! NFN=MAX. NUMBER OF FUNTION EVALUATION PER TIME STEP 개편이후! ********************************************************************** SUBROUTINE PKINETI(TFPOWER)! INPUT : None, but read from OR_MDL and common block KINE! OUTPUT : TFPOWER - Total fission power! **********************************************************************! USE OR_MDL! !- INLUDE KINEtics for Kinetics model OMMON /KINE/ ITOUNT,TNTENDN,TNTEND0, IORRN1,IVHRN3,IVTHRM,& TF0,TFN, T0,TN, KINE(24), NVAR,IND,TOL,NERR,NFN!! ITOUNT - TIME OUNT! (AT FIRST 0, ADD 1 PER EAH ALL)! TNTENDN - FINAL TIME (Accumulated DT)! TNTEND0 - FINAL TIME - Old value (Accumulated DT)!! IORRN1 - HEK FOR UPDATE FUEL MASS/TEMPERATURE(0/1)! IVHRN3 - HEK FOR UPDATE ORE-POOL TEMPERATURE(0/1)! IVTHRM - HEK FOR UPDATE ORE-POOL MASS (0/1)!! TF0, TFN - OLD/NEW VALUE (FUEL TEMPERATURE)! T0, TN - OLD/NEW VALUE (ORE-POOL TEMPERATURE)!! KINE(24) - USER OPTION (Described in subroutine RKF56)!! NVAR : NUMBER OF VARIABLES (OR DIFFERENTIAL EQUATIONS)! IND : OMMUNIATION VETOR FOR INITIAL ENTRY! TOL : TOLERANE FOR ERROR ONTROL! NERR=0 WEIGHTS ARE 1/MAX(1,ABS(Y(K))! =1 ABSOLUTE ERROR ONTROL - WEIGHTS ARE 1! =2 RELATIVE " " - " 1/ABS(Y(K))! NFN=MAX. NUMBER OF FUNTION EVALUATION PER TIME STEP 표 통합 MIDAS 1.0의동력학모듈삽입전후의 PKINET/PKINETI 부프로그램비교

171 SUBROUTINE ORRN 개편이전!- INLUDE KINEtics for Kinetics model PARAMETER (JAXL=99,JRAD=9) OMMON /KINE/ FUELMASS1(JAXL,JRAD),FUELTEMP1(JAXL,JRAD),POOLTEMP1,& FUELMASS2(JAXL,JRAD), FUELTEMP2(JAXL,JRAD), POOLTEMP2,POOLMASS,& ITOUNT, TNTENDN, TNTEND0, IORRN1, IVHRN3, IVTHRM, & TF0, TFN, T0, TN, KINE(24), NVAR,IND,TOL,NERR,NFN!......!================================== Inserted for calculation of PKINETIS!! Initialize mass and temperature of fuel in 'KINE' IF ( IORRN1.EQ. 0 ) THEN DO 18 IR = 1, NRAD DO 19 IA = 1, NAXL IF (IEXIST(IFU,IA,IR).EQ. 1) THEN FUELMASS1(IA,IR) = XMFU( 1, IA,IR) FUELTEMP1(IA,IR) = TMP (IFU,IA,IR) FUELMASS2(IA,IR) = XMFU( 1, IA,IR) FUELTEMP2(IA,IR) = TMP (IFU,IA,IR) END IF 19 ONTINUE 18 ONTINUE! alculate initial TF0 value AVETEMPF1 = 0.0 TOTTEMPF1 = 0.0 TOTMASS1 = 0.0! alculate average temperature of fuel DO 212 IA = ISTRTL, NAXL DO 202 IR = 1, NRAD TOTMASS1 == TOTMASS1 + FUELMASS1(IA,IR) TOTTEMPF1 = TOTTEMPF1 + FUELTEMP1(IA,IR)*FUELMASS1(IA,IR) 202 ONTINUE 212 ONTINUE AVETEMPF1 = TOTTEMPF1/TOTMASS1 TF0 = AVETEMPF1 IORRN1 = 1! END IF!================================== End of insertion 개편이후 SUBROUTINE ORRN ! USE OR_MDL!!- INLUDE KINEtics for Kinetics model OMMON /KINE/ ITOUNT,TNTENDN,TNTEND0, IORRN1,IVHRN3,IVTHRM,& TF0,TFN, T0,TN, KINE(24), NVAR,IND,TOL,NERR,NFN!......!================================== Inserted for calculation of PKINETIS!! Initialize mass and temperature of fuel in 'KINE' IF ( IORRN1.EQ. 0 ) THEN! alculate initial TF0 value AVETEMPF1 = 0.0 TOTTEMPF1 = 0.0 TOTMASS1 = 0.0! alculate average temperature of fuel DO 212 IA = ISTRTL, NAXL DO 202 IR = 1, NRAD TOTMASS1 =TOTMASS1 + OR_AR(IA,IR)%XMFUN(1) TOTTEMPF1=TOTTEMPF1+OR_P(IFU,IA,IR)%TMPN*OR_AR(IA,IR)%XMFUN(1) 202 ONTINUE 212 ONTINUE AVETEMPF1 = TOTTEMPF1/TOTMASS1 TF0 = AVETEMPF1 IORRN1 = 1! END IF!================================== End of insertion 표 통합 MIDAS 1.0의동력학모듈삽입전후의 ORRN1 부프로그램비교

172 기존에삽입된방식은동력학모델에사용되는변수를별도로추가하여사용하였다. 이는패키지나부프로그램이다를경우데이터파악이쉽지않기때문이며, 변수의추가로인해 저장공간이이중으로사용되었다. 하지만, MIDAS 1.0이완성되어필요한변수를직접사용할 수있게되었다. 동력학모델계산을위한초기화점검변수만을추가하였고, Fission Power 계산부분을조건에따라새로운모델로계산하도록수정하였다. MIDAS 1.x는 RETRAN 코드와의비교계산에의해검증되었으며, 검증된 MIDAS 1.x를이용해완전급수상실사고 ATWS 를해석하였다. 그림 은동력학모듈삽입전후의결과비교를나타낸다. 기존 코드에서는 ATWS가발생하면 material property error가발생하여 201초에서계산이 종료되지만, MIDAS 1.x 에서는동력학모델을정상적으로모사하여 600초쯤에계산이 종료되었다. Total Power in ore Water Mass in ore Pressure in Pressurizer Fuel Temperature in cell 212 그림 동력학모듈삽입전후의결과비교 (ATWS 사고분석)

173 나. 간극냉각모듈접목및영향평가 기존 MIDAS 코드의 lower plenum 모델을통해모의할수없었던, 간극내물침투와비등에 의한 debris 와반구벽의동시냉각현상을모의할수있도록 " 간극냉각모델" 을첨가하였다. 이모델은기존의중장기연구에서이미개발된모델로, 본연구에서는이모델을 MIDAS에접 목하여사용자가입력으로간극냉각작동을조정할수있도록코드를개선하였다. 즉, 간극 냉각과관련된입력의처리부분을분석하여간극냉각모사에대해활성또는비활성으로입 력할수있도록수정하였다. 이를위해수정된부프로그램은 ORDBZ 및 ORP1A 이다. 이 와관련된입력은기존의입력과중복되지않도록 같다 : OR00016 OR00016 ngaool 으로정하였고그형식은다음과 여기서 ngaool은 integer 값이며 0 또는 1 의값을가질수있다. 입력이없는경우 0 값을 할당하게하였으며, 1 의경우에간극냉각모사가활성화된다. 입력의예는그림 와같 다. 그림 간극냉각기능을입력처리할수있는 OR 패키지입력

174 입력이제대로처리된후, 계산이시작되면간극냉각 model을모사할것인지아닌지에따라 호출하는부프로그램을달리하도록적용하였다. 이의처리를위해수정된부프로그램은 ORRN1 이며, 간극냉각을모사하는부프로그램 ORLHG 가추가되었다. 사용자입력이제 대로반영되었는지를확인하기위해임시로 text를 print 하도록부프로그램에적용한결과, 제 대로반영되었음을확인하였으며, 그래프를통한계산결과에서도이를확인할수있었다. 그 림 및 는개편 MIDAS 코드에의한계산결과를보여준다. 그림 간극모델에의한반구외벽위치별급냉과정 그림 간극냉각모델적용여부에따른벽면온도변화

175 4. 유기요오드모델영향평가 1960 대초반작성된방사선원항 (source term) 관련보고서인 TID 에의하면 노심내초기요오드재고량을기준으로약 이중다시 50% 가핵연료로부터방출이가능하며, 50% 가궁극적으로대기로방출이가능하다고가정하고있다. 또한이같 이대기로방출되는요오드중 그리고 4% 는가스형태의유기요오드로가정하고있다. 91% 는가스형태의 I 2 이며, 5% 는요오드관련입자 중대사고시격납건물이조기에손상되지않은경우대부분의부유된핵분열생성물 에어로졸은수일내에벽면에부착되거나중력에의한뭉침과낙하또는살수운전 을통해서격납건물대기내에서사라지게된다. 그러나격납건물하단부수조내 에서강한방사선조건하에서방사화된물이온과유입된유기물 ( 예그리즈, 알코 올, 메탄, 페인트등) 그리고요오드이온간반응으로 I 2 와유기요오드가생성되 어, 대기로분배 (partition) 되며또한편으로는대기내에서오존및수소와의반응 으로소멸되거나, I 2 경우처럼페인트벽면에흡착된후유기요오드로변환되어대 기로다시방출하는일련의생성과소멸의반복과정을통해서 궁극적으로 I 2 농도 와유기요오드농도의합이일정 ( 예 FPT-1 경우초기요오드노심재고량기준약 %) 준위에도달한후일정하게유지되는경향을보인다. 이같이 I 2 와유기요 오드의혼합물을통칭하여가스요오드(gaseous iodine) 라부른다. 특히유기요오드 는가스형태로서자연현상이나필터를통한제거가불가능하기때문에격납건물이 손상되거나누설시대부분이대기로방출된다. 따라서이평형농도준위에따라서 공공의안전에미치는영향정도가증감할수있다. 이러한이유때문에조기격납 건물손상이발생되지않은경우, 가능한격납건물내평형농도준위를낮게유지 하기위한전략, 즉요오드사고관리전략 (iodine accident management strategy) 개발이필요하다. 일반적으로가능한 요오드사고관리전략 개발을위해적용할수있는세부방 법들은다음과같이요약할수있다 : 1) 수조의높은 ph 유지 2) Zinc-primer 성분포함한 paint 사용포획증진 3) 수조내유입된은에의한요오드포획 4) UV photolysis 오존반응이용, 비휘발성물질전환 5) 높은 adsorption 능력가진 paint 개발, 적용 6) 필터사용직접제거 그러나국내경우위에서언급된방법들을적용하고, 평가하여궁극적으로요오드

176 사고관리전략을개발하기위한중대사고종합실험시설이나해석도구조차도없는 현실이다. 또한현재까지, 국내경우, 기존안전해석수행시중대사고후반수조 내현상을무시하고오직중대사고초반부에에어로졸제거시점까지만계산한후 이를방사선원항으로제시하여왔었다. 결과적으로이같이수조내현상을무시한 방사선원항은중대사고후반잘못된방사선원항을제시하여온것이다. 따라서이연구에서는제한된인력과연구비를활용, 국내원전중대사고시요오드 사고관리전략수립과수정된선원항제시를위해최우선적으로해석도구를먼 저개발하기로하였다. 개발한해석도구의검증과이를이용한요오드사고관리 전략평가는가용한실험자료를활용수행하기로하였다. 가용한실험은프랑스 adarache 연구소와 2003년까지수행종료된 Phebus FPT-1 실험을대상으로하였 고해석도구는기존 MELOR1.8.5 코드로선정하였다. 그러나기존 MELOR1.8.5 코드는유기요오드생성관련모델이나대기내 paint 벽면에부착된 기요오드발생을다루는, 소위 heterogeneous 모델이없는현실이었다. I 2 에의한유 따라서이연구에서는중대사고후반격납건물내유기요오드를포함하여가스요 오드농도변화를예측할수있도록 MELOR1.8.5 코드를보완, 개선하였고, 이개 선된 MELOR 코드를이용, 가스요오드농도관련변수들에대한민감도영향을 평가하여첫째가스요오드농도가평형에이르는기구를이해하였고, 두번째대기 누출안전평가시기존에유기요오드농도발생효과를무시하는경우문제점과 반드시고려해야하는이유를제시하였다. 또한마지막으로매우낮은 ( 수 %) 평형 가스요오드농도준위라도중대사고후반격납건물손상시안전에매우큰영향 을미칠수있음을보여주어요오드사고관리전략개발및연구의필요성을보 여주었다. 가. 유기요오드해석용 MELOR1.8.5 코드개선 기존 MELOR1.8.5 코드는 요오드수조화학 (iodine pool chemistry)" 모델을보 유하고있다. 그러나오직요오드수조화학현상에의한 I 2 생성과대기로의분배 만을고려하고, 중대사고후반가스요오드농도준위에크게기여할것으로판단되 는유기요오드 (H 3 I) 의생성과분배는고려하고있지않다. 따라서메탄과요오드 이온간반응에의한유기요오드생성관련 49개방정식을기존 MELOR1.8.5 코드 내 요오드수조화학 모듈에연결하였다. 그림 은 MELOR 코드내요오 드수조화학모델과개선모델사이의차이점을보여준다

177 그림 MELOR 요오드수조화학반응모델구조 나. 평형가스요오드농도준위상관식및관련주요변수효과평가 중대사고후반수조내요오드화학반응을고려할경우격납건물내가스요오드농 도변화에영향을미치는변수를규명하기위해격납건물내주요유기요오드발생 원인수조, 대기그리고페인트벽면에대해생성과소멸을표현하는대기내요오 드농도변화에관한방정식들을구성한후, 이세방정식을합한후시간에따른 가스요오드농도변화를제로로설정한다. 이후대기내가스요오드농도값에대 하여정리하면결과적으로관련주요변수들로표현한격납건물내평형가스요오 드농도를구하는상관식이된다. 각발생원별로대기내가스요오드농도변화율 을나타내는식은아래와같다. 첫째식은수조, 두번째는대기그리고마지막은 벽면에대한식들을나타낸다. d[i d[i g,atm dt g,atm dt d[i g,atm dt ] = K pool ] = [I ] = K A V g,atm ad [I pool atm [I ](K g,atm 2,aq TH ] + K ]/ H [H ] + X 2 de [I A pool I + Kpool [HI 3 aq]/ HH I 2 3 Vatm g,wall TIO [O ] + f 3 ]) conv [I g,wall ] [I g,atm ]

178 위의세식을하나로통합한후, 시간에따른대기내유기요오드변화율을제로로설정하면이는아래와같은중대사고후반격납건물대기내평형유기요오드농도준위를나타낸다. [I g,atm ] = K pool A V pool atm [I HI (1+ K 2,aq 2 ] [H + H TH [H 2 3 I ] + K aq H 3I ] + (Kde + f [O ] + K ) TIO 3 ad conv )[I g,wall ] 단 [I g,atm ] = 대기내유기요오드농도 [kmole/m 3 ] K pool A pool, V pool = 수조면에서대기로질량전달계수 [m/s] = 수조표면적및주조내물부피 [m 2 ] [I 2,aq ], [H 3 I aq ] = 수조내 I 2 및 H 3 I 농도 [kmole/m 3 ] H I2, H H3I = I 2 및 H 3 I 분배계수 K de, K ad = 이탈계수 [1/s] 및흡착계수 [m/s] f conv = 페인트벽에부착된 I 2 가 H 3 I 로변환율[1/s] [I g,wall ] = 벽면에부착된가스요오드농도 [kmole/m 2 ] K TH K TIO = 수소와가스요오드간반응계수 [m 3 /kmole-s] = 오존과가스요오드간반응계수 [m 3 /kmole-s] 위식은예를들면, 만일벽에부착된 I 2 가더많이이탈되면대기내가스요오드농도가좀더증가한다는것을의미한다. 이식을기준으로아래와같은민감도변수를선정하였다. 1) 유기물질 ( 메탄) 주입효과 MELOR1.8.5 코드내요오드화학모델에서유기요오드가생성될수있는유일 한유기물원(source) 은메탄이다. 실제메탄은공기중일부존재할수있으나중 대사고시 B 4 제어봉이수증기와산화반응하여생성될수도있다. 메탄은대기로 부터수조로직접주입되지못하고수조표면을통해용해되어유입된다. MELOR 현재 코드에서는메탄을대기내존재하는불활성가스로서몰비로그존재 량을입력에서지정하고있다. 이연구에서는유기물인메탄의주입효과를보기위 해서임의로사용자가지정한요오드화학모델작동시간에메탄양을임의로직 접입력 ( 예: 3.5E-3, 3.5E-4, 0.0 Morarity) 하여, 메탄주입량에따른이후격납건물 대기내 I 2 및 H 3 I 농도준위변화를비교, 평가하였다. 그림 는수조내메탄주입량을증가시키면유기요오드보다 I2 생성량에더

179 영향을미침을알수있다. 또한메탄의주입양이증가되면전체적인대기내가스 요오드농도가높아질수있음을보여중대사고시살수운전에의한유기물 ( 그리 즈, 벤젠, 알콜등) 의수조내유입으로대기내평형가스요오드농도가좀더증가 될수있음을암시한다. 그림 메탄주입량에따른대기가스요오드농도 2) 수조의 ph 값이가스요오드생성에미치는효과 방사선조건하에서용액내 I 2 평형농도는 ph 값에매우민감하다. 왜냐하면 I 2 와 I - 가물과물의방사화부산물과의산화환원반응을하기때문이다. 즉 I 2 가 O - 2, HO 2 - 또는 OH - 와반응하여 I - 로환원되기때문이다. 전체적인 I 2 의환원방정식 은아래와같다. d[i2] = dt k[ho][i ( k'[h ] + k"[h ]) ] 위식은높은 어알칼리성농도의 ph에서의 I 2 변화율이낮아지고, 낮은 ph 에서는 I 2 변화율이증가되 ph 유지가 I 2 생성량을억제함을나타낸다. 또한 I 2 와유기물 간반응에의해유기요오드가생성되기때문에유기요오드의생성과방사화도 ph 에관계됨을알수있다. MELOR 코드 요오드수조화학 모델에서 ph 값은완

180 충용액인 Na 3 PO 4, s 그리고격납건물대기내존재하는질소와전선(cable) 이방 사화되어생성되는질산, 염산의수조내전체몰농도[kmole/m 3 ] 차이를이용하여 구한다. 또한 MELOR 코드에서는 ph 값적용과관련사용자가입력을통해두종류중 한가지를선택을할수있다. 첫번째는 ph 값을위에서언급한방법으로직접 MELOR 코드에서계산하는방법과두번째는 MELOR 에서계산하지않고, ph 값을직접입력하는방법이있다. 실제로 Phebus FPT-1 실험에서실험기간동안 ph 를일정하게유지하기위하여완충용액을적용하였다. 사용한완충용액은보 론산 M 과수산화나트륨 2.225E-4 M 을수조내용액총부피 105 L 에맞 추어주입하여초기농도를 5.62 로맞추었다. 또한이연구에서는추후요구하는수 조의 ph 준위에맞추기위해주입해야할완충용액의양을예측할수있는식을 아래와같이유도하여추후 프로그램화하여부록 요오드사고관리 시사용할수있도록하였으며이를 A 에첨부하였다 [ H] + [H](Ka + [B]) + [H]([B]Ka [HA] TKa Kw) KK a w = 0 단 [H + ]= 수소이온농도 [moles/l] [B] = [HA]T = K a K w = = 수산화나트륨같은강연기의양이온농도 더할또는더해준약산의농도 약산평형상수 물평형상수 [moles/l] [moles/l] 그림 은 3가지경우에대해 ph 예측치를측정치와비교한그림이다. 첫번 째는완충용액을주입하고 MELOR 코드가 ph 를계산하게한경우, 두번째는완 충용액을주입하지않고 MELOR 코드가 ph를계산한경우그리고마지막세번 째는직접 ph 값 ( 측정치) 을표형태로입력한경우이다. 완충용액을사용하지않 은경우초반에높은 ph 값을유지하다가산이급격하게유입되기시작하는약 17500초경급격히하락하여약 3.5 까지감소되어 ph 측정치와크게차이를보였 다. 그러나완충용액을적용한경우과도기간동안 ph 예측값이측정치와유사하 게진행되었고특히급격하게산이유입된 17500초에도 ph 변화가억제되었다. 그림 는완충용액을주입하여 ph를코드가계산한경우와직접 ph 값을코 드에입력한두경우, 예측한가스요오드농도준위를비교한것이다. 두경우 I 2 및 H 3 I 농도그리고대기내가스요오드농도를서로동일하게예측하였다. MELOR 따라서 코드가완충용액주입효과를잘모의할수있고따라서추후요오드 사고관리전략개발시과도기간동안사용자가요구하는일정준위 ( 예염기성준

181 위) 로 ph 농도를유지할수있기때문에원하는 ph 준위에따른가스요오드농도 준위에미치는효과를평가할수있게되었다. 그림 완충용액및측정치입력에따른 ph 예측치 그림 완충용액적용경우와 ph값입력경우가스요오드농도비교

182 3) 일차계통으로부터미지의가스요오드주입양 격납건물내유입된요오드총양은 FPT-1 실험기간동안 G 지점 ( 격납건물내유 입부분) 에서측청하였다. 그러나불행하게도측정한요오드총양중요오드화학 성분별기여를구분하는것이불가능하였다. 이는실제로격납건물로유입된요오 드의자세한화학적형태를아직모른다는점을암시하는것이다. 그러나 Phebus FPT-1 실험에서요오드유입양에대한수행한 3종류의독립된측정방식에의한측 정자료분석에의하면약수% 의미지의가스형태요오드가주입되었었음을암 시하였다. 따라서 Phebus FPT-1 격납건물에대한수조내요오드화학현상을포함 한가스형태요오드농도변화과정을 MELOR 코드로모의하기위해서요오드 화학형태에무관하게측정된총요오드와세슘(esium) 유입양측정치중가스형 태요오드는오직 I2 라는가정하에유입된요오드중가스요오드존재백분율값을 사용자가임의로 ( 수% 내) 가정한후총요오드유입측정양중 I 2 가정양을제외한 나머지요오드양모두를세슘과 1:1 몰비로반응한다고가정하여 si 그리고여분 을 s 주입양으로결정한다. 아래그림 는 MELOR 모의를위한 Phebus FPt-1 요오드및세슘측정치의변화과정을보여주는단순도이다. Data manipulation 그림 MELOR 입력을위한요오드및세슘측정치변화도 이같이하여구해진 I 2, si 그리고 s 주입량을입력으로 Phebus FPT-1 격납건물 내수조내요오드화학현상을포함한가스요오드농도변화과정을 MELOR 코드로모의하였다. 가정한가스형태요오드인 I 2 주입백분율은 0.05 % ~ 5 % 까지변화시키며이후격납건물내가스요오드농도변화, 특히주입량에민감한 초기가스요오드농도첨두높이를측정치와비교하여그림 은실제로 Phebus FPT-1 경우가스형태의요오드가격납건물로주입된양은약 5% 이하로

183 예측됨보여준다. 그림 주입한 I 2 양에따른가스요오드농도 4) 벽면 I 2 부착 (adsorption) 계수효과 대기내부유된 I 2 는다양한기구에의해서벽면에부착될수있다. 가능한부착 기구(mechanism) 는확산영동 (Diffusiophoresis), 열영동 (Thermophoresis), 충격 (Impaction) 등이있다. 그러나 MELOR 입력에서요오드화학모델작동을선택 한경우부착계수(adsorption coefficient) 를적용, 기구에관계없이강제로대기내 부유된 I 2 가벽면에부착되도록모델하고있다. 벽면에부착된 I 2 는모두붙어있 지않고, 일정분율은즉시표면에서이탈하여대기로재방출하도록모의하고있 다 (MELOR 지정기본값: 부착계수K ad =0.09 [m/s], 이탈계수 K de =0.9E-7 [1/s]). 이연구에서는이탈계수값을고정시킨조건하에서부착계수값을 0.0, 3.5E-3 그리 고 3.5E-2 로지정하여각각의경우에대한격납건물내가스요오드농도변화, 특 히 3 항목인 1) 초반가스요오드첨두높이, 2) 첨두도달후감소기울기그리고 이후 3) 도달한평형가스요오드농도준위를비교평가하였다 ( 그림 참조)

184 그림 I 2 벽면부착계수값에따른가스요오드농도 그림에따르면부착계수값이제일큰, 3번째 3.5E-2인경우대기내 I 2 가빠르게 벽면에흡착되어가스 I 2 주입후첫번째첨두높이와이후도달된평형농도준위 를매우낮게예측함을알수있다. 그러나부착계수가 0.0 과 3.5E-3 인비교적작은값범위에서는두경우중 0.0이 적용된경우가첨두도달후감소율이상대적으로완만하였으나이후최종적으로 도달된평형가스요오드농도준위는 이는평형 비례하기때문이다. 3.5E-3 적용경우보다좀더낮게예측되었다. 가스요오드농도가아래식에서보여주는바와같이부착계수값에역 = eq g K K de ad eq w 단 eq g eq w = = 대기평형요오드농도 벽면평형요오드농도 또한위의사실은부착계수가매우큰특수페인트를실제원전격납건물내벽면 에적용할경우평형가스요오드농도준위를낮출수있음을암시한다

185 5) Heterogeneous 모델효과 유기요오드의생성원은수조 (homogeneous 모델) 이외에도대기에노출된페인트 벽면에서도생성될수있다. 즉페인트표면에부착된 I 2 가방사선조건하에서페인 트벽면내구성물질과반응하여유기요오드 (H 3 I) 를발생시켜대기로방출시킬 수있다. 이를 heterogeneous 모델이라부른다. 현재 MELOR 코드에는이같은 현상을모델하고있지않으므로이연구에서는 hetero 현상을모의하기위해가정 을적용하여비교적단순한모델을개발그효과를평가하였다. 개발적용한 hetero 모델은첫째페인트벽면에부착된 I 2 중약 10% 만이 H 3 I로변환되어대기로재 이탈되는것으로가정하였으며그림 에서경우 1 (case 1) 은오직대기내 I 2 농도의변화가있는경우동안만 hetero 모델을적용한경우이고경우 2는평형농 도에도달된이후에만 hetero 모델을적용한경우, 그리고 hetero 모델을생략한경 우, 각각의격납건물내가스요오드농도변화를보여준다. Heterogeneous 모델을적용하지않은경우가모델을적용한경우보다과소평가 하였다. 따라서추후중대사고모의시새로운유기요오드생성원인 hetero 현상을 고려할경우격납건물대기내평형가스요오드농도준위가좀더증가될수있음 을암시한다. 따라서이같은증가여부와크기를정확하게평가하기위해서는실 험치를기본으로한정교한 hetero 모델을개발, MELOR 코드에도입평가해볼 필요가있다고판단된다. 그림 Hetero 모델적용여부에따른가스요오드농도

186 6) 수조내방사선준위효과 수조내방사선준위의정확한계산은부착되거나부유된핵분열생성물질량중, 핵종별모든동위원소들을고려하여비방사능 (specific activity [i/kg]) 값을적용, 등가방사능을산출해야한다. 그러나현재 MELOR 코드는자체적으로계산하지 못하고대기, 벽면그리고수조세부분으로구분하여부분별방사능준위 [Gray/s] 를사용자가직접입력하도록되어있다. 일반적으로중대사고경우원자로형태나 사고경위그리고경과된시간에따라값이다르겠지만, 일반적으로수조에대하여 0.277부터 5.55 [Gray/s] 까지값을적용하고있다. 수조내방사선준위는물방사화 현상에직접영향을미친다. 물의방사화로인해전자 (e - ), 양자(H + ), 수소원자(H), OH o, H 2 같이방사화된물의부산물생성양크기에영향을미치며이는또한수 조온도따라영향을받는다. MELOR 코드에서는 298K에서 Buxton et al. 과 573 K에서 Elliot et al 자료에근거하여방사화된물부산물별생성양을모델하고 있다. 이같은물의방사화된부산물들은이후수조내용해되어있는비휘발성의 요오드이온과반응하여휘발성요오드인 I 2 로전환시킬수있다. Phebus FPT-1 실험경우에는 Phebus 원자로정지후 1일후에수조에대해서는 0.2 Gy/s 그리고 격납건물대기에대해서는 0.3 Gy/s 값을제시하였다. 그림 는수조내방사 선준위변화에따른 I 2 및 H 3 I 생성량과이에따른총가스요오드농도의변화를 보여준다. 그림 수조내방사선준위에따른가스요오드 (I 2 +H 3 I) 농도

187 그림 는 I 2, H 3 I 생성및총가스요오드농도준위변화에가장큰영향을 미치는변수는수조내방사선준위임을보여준다. 따라서 MELOR 내 요오드수 조화학모델 적용한중대사고후반가스요오드평형농도계산시수조와대기내 방사선준위값을정확하게산출하는것이중요하다. 다. 낮은평형가스요오드농도가공공안전에미치는영향평가 Phebus FPT-1 실험경우격납건물내평형농도준위는초기노심내요오드재고 량을기준으로약 0.094% 였다. 이는매우적은양으로일반적으로무시할수있는 정도의수치로판단할수있을것이다. 그러나이같은정도의작은수치가실제로 무시할수있는수치인지여부를판단할필요가있으며, 판단기준으로는이작은 수치가공공의안전에어느정도영향을미치는지를수치적으로제시, 비교하여평 가를내릴필요가있을것이다. 이연구에서는이같은목적을위하여공공의안전에관계되는일로격납건물내 방사능준위에따른 EAB (Exclusion Area Boundary) 결정을위한 10FR100 guideline 을대상으로선정하였다. 10FR100 guideline에서는하루에 0.1 v/o (volume percentage) 의설계기준누설조건에서 EAB 약 700m에사람이 2시간동 안서있은후다음과같은조건이만족되어야한다 : 1) 모든종류의방사선에의한전심피폭이 25rem 이하여야한다. 2) 요오드만에의한갑상선이 300rem (3 Sv) 을초과하지말아야한다. 따라서이연구에서는중대사고시를가정하여, 약 0.1% 부터약 1% 까지의격납건물 내평형가스요오드농도를가정하고 0.1 % 부터 0.5% 까지의격납건물대기누설 율을가정할때 100 FR 100 guideline의두번째항목에대한예측치를기준수치 (=3 Sv) 와비교하여작은평형농도의의미를평가하였다. 이계산에서사용된프로그램은부록 표 과같다. B에첨부하였고주요매개변수들에대한값은 표 요오드에의한갑상선피폭량계산시적용한값목록 매개변수 적용값 초기노심내요오드재고량 (I.B.I) 10.5 Kg 평형가스요오드준위 (I.B.I) % 격납건물체적누설백분율 0.1 v/o /day 요오드방출높이 지표면 풍속 1m/s

188 방출지점으로부터거리 700 m 핵구름안정성 Moderately stable (F 형태) X와 Y 축으로의구름확산계수 Moderately stable (F 형태) 호흡률 2.32x10-4 m 3 /s (IRP 권고) 호흡한 I 131 중갑상선으로이전된분율 0.23 (IRP 권고) I 131 에의한갑상선에대한등가에너지당량 (effective energy equivalent) 0.23 갑상선무게 ( 어른평균) 20g 이연구결과에의하면격납건물손상전평형가스요오드농도준위를 0.1% 가정하였을때 EAB 700m 에 2시간동안서있던사람에대한요오드만에의한갑상 선피폭정도가약 rem 으로예측되어기준치 300 rem 보다매우낮은값으 로예측되었다. 한편 NUREG/1465 에의하면, 초기노심내요오드초기재고량을 기준으로격납건물내약 0.23% 가스형태요오드와 0.01% 의유기요오드의존재를 가정하고있다. 그러나최근유기요오드관련연구결과에의하면중대사고후반 격납건물내유기요오드의생성양이현재보다좀더증가될수있음을암시하는 연구결과들이제시되고있다. 로 또한중대사고시평형농도준위와누설율의소량증가를가정할경우 10FR100 guideline을쉽게초과할수있음을그림 은보여주고있다. 따라서중대사 고후반격납건물내도달된평형가스요오드농도를낮추기위한요오드사고관 리전략 (iodine accident Management Strategy) 개발이필요하다고판단된다. 0.1% I-131 based on I.B.I 0.5% I-131 based on I.B.I 1% I-131 based on I.B.I Dose to Thyroid [rem] ontainment leakage rate [vol%/day] 그림 평형요오드준위및누설율에따른갑상선피폭량변화

189 라. 요오드수조화학현상및수조내유기요오드생성고려가격납건물 내평형가스요오드농도에미치는효과 국내경우현재까지중대사고시 요오드수조화학모델 을작동시켜격납건물 내가스요오드농도변화과정을모의한경우가없었다. 현재까지국내경우는격 납건물내주입된에어로졸요오드화합물( 예 si) 이벽에부착되거나낙하되어격 납건물내대기에부유된요오드농도가약 3일이후급격하게감소하여이후에거 의제로에가까운부유요오드농도값을가지는것으로예측하여왔으며, 수조로 부터발생되는일체의화학반응현상을무시하여왔다. 즉이후격납건물손상시 대기로방출될수있는부유요오드양은제로라고잘못판단하여왔다. 그러나바닥이나벽에부착된요오드화합물이중대사고후반살수계통의운전에 의해서수조로모여지게되고또한강한방사선하에서이같은요오드화합물이이 온화되어방사화된물의부산물과요오드이온간상호반응으로비휘발성이었던요 오드이온들이휘발성의 I 2 로전환하게된다. 또한수조내유입된유기물들도방 사화되어요오드이온과상호반응으로매우강함휘발성의가스유기요오드를생성 하여수조로부터대기로증기 I 2 와함께대기로분배 (partition) 된다. 또한대기에 서는수소, 오존등이유기요오드및 I 2 와상호반응하여소멸되기도한다. 따라서 대기내 I 2 나 H 3 I 와같은가스요오드가유입과소멸되는과정들을반복하다가 궁극적으로평형가스요오드농도에도달하게된다. 이때평형가스요오드농도 준위가바로격납건물누설시대기로방출될수있는방사선원항이된다. 국내경 우는존재하지않지만, 특히필터를통해방출시킨다고가정하여도증기형태의 I 2 를제외한가스형태의 H 3 I는대부분이필터링이되지않고대기로그대로방출되 어공공의안전에위협이된다. 따라서중대사고후반시격납건물대기내평형 가스요오드농도준위를가능한낮추기위한소위요오드사고관리전략 (Iodine Accident Management Strategy) 개발이필요하다. 이연구에서는수조내요오드화학현상에의한 I 2 생성과분배의중요성을비롯하 여수조내에서유기요오드가발생, 분배되는현상중요성도함께고려할수있도 록 MELOR 코드를개선하였고또한 Phebus FPT-1 실험에서측정된 RS로부터 격납건물로수 % 의미지의가스형태의요오드화합물이유입되는새로운쟁점현상 을모의시함께고려하여평가하였다. 따라서격납건물로유입되는요오드화합 물을대부분 si ( 대부분에어로졸형태) 라고가정하는현재까지의이해를변경하여 수% 의가스요오드화합물유입효과를고려하는것이중대사고후반가스요오드 농도변화를좀더정확하게예측할수있음을보여주었다. 요오드수조화학모델 작동여부와유기요오드생성고려여부에따른중대사고

190 후반격납건물내가스요오드농도를아래와같은 3 가지경우로구분, 비교평가하 였다. 단 RS로부터 5% 가스요오드유입을가정모의, 예측한결과이다. - 경우1. 요오드수조화학모델 을작동 I 2 와 H 3 I 생성, 분배를고려하는경우 - 경우2. 요오드수조화학모델 을작동 I 2 생성, 분배만고려하는경우 - 경우3. 요오드수조화학모델 을작동않는경우 ( 지금까지국내현황) 그림 요오드수조화학모델 별평형가스요오드농도비교 만일 RS 로부터가스요오드유입을고려하지않고 요오드수조화학모델 을 작동하지않은경우는격납건물내부유된가스와에어로졸을포함한요오드농도 가약 3 일후제로값으로감소되어이후방사선원항을크게과소평가하게된다. 그림 에의하면현재는 요오드수조화학모델 을작동 I 2 의생성, 분배 를고려하는경우가측정치와가장근사한예측치를보였으며, 요오드수조화학 모델 을작동않은경우는유입된부유가스요오드를제거하기위한어떤기구도 존재하지않기때문에이후일정한값으로계속고정되며이경우방사선원항을크 게과대평가하는것이된다. 마지막으로코드내 요오드수조화학모델 을작동 I 2 뿐만아니라 H 3 I 생성, 분배도함께고려하는경우는측정치와비교하여다소 과소평가되었지만최신연구결과에의해서밝혀지고있는다양한유기요오드생 성원과필터에의해어느정도제거가가능한 I 2 와비교하여, 필터를통한제거가 불가능한가스유기요오드의특성을고려할때중대사고시후반격납건물내방사

191 선원항예측시유기요오드의생성을포함하는 경우3 을적용하여모의할것을권 고한다. 마. 요약 1. 국내경우중대사고후반격납건물내방사선원항예측치격납건물내 요오드수조화학 현상을무시하고오직중대사고초반부에어로졸제거시점까지만계산한후이를방사선원항으로제시하여왔다. 이는결과적으로중대사고후반방사선원항크기를크게과소평가하여온것이다. 2. 따라서 요오드수조화학현상 을고려하여중대사고후반수정된방사선원항 값제시를위해해석전산코드의확보가필요하였다. 해석코드로 MELOR를선 정하였으나기존 MELOR1.8.5는유기요오드생성모델이나대기내페인트벽 면에부착된 I 2 에의한유기요오드발생을다루는소위 heterogeneous 모델이 없다. 따라서이연구에서수조내유기요오드발생현상과 heterogeneous 현상 을모의할수있도록관련방정식의연결과개발을통해 해석영역을확장, 개선하였다. MELOR1.8.5 코드의 4. 격납건물내평형가스요오드농도를구하는매개변수로구성된상관식을유도 하여민감도분석이필요한중요변수들을선정하였다. 5. 민감도해석 5.1 메탄주입양이증가되면전체적인대기내가스요오드농도가높아 질수있음을보여중대사고시살수운전에의한유기물의수조내유 입효과를고려할필요가있음을보였다. 5.2 MELOR 가완충용액효과를잘모의할수있음을확인하였고, 추후 요오드사고관리적용시과도기간동안사용자가원하는준위로일 정하게 ph를유지시키기위해수조에주입해야할완충용액의양을 미리산정할수있는전산프로그램을개발부록A 에첨부하였다. 추 후이프로그램은 ph 제어에따른평형가스요오드농도준위에미 치는효과평가와사고관리전략개발에활용될수있을것이다. 5.3 민감도해석을통해 Phebus FPT-1 실험에서 RS로부터유입된가스 요오드양 (5% 이하) 을추정할수있었다. 또한격납건물로유입되는 화합물이대부분 si 라고가정하는현재까지의이해를수정하여수% 의가스요오드유입효과를모의시고려하는것이중대사고후반

192 가스요오드농도변화를좀더정확하게예측할수있음을알았다. 5.4 부착계수값에따른민감도해석을통해평형가스요오드농도가부착계수값에역비례하는것을보였고이를통해부착계수가큰특수페인트를개발, 실제원전격납건물내벽에적용할경우중대사고시후반평형가스요오드농도를낮출수있음을알았다. 5.5 Hetero 현상을모의하기위한두종류의단순모델을개발하여 MELOR 에포함그효과를평가하였다. 평가결과추후중대사고모의시새로운유기요오드생성원인 hetero 현상을고려할경우격납건물내평형가스요오드농도가좀더증가될수있음을보여주었다. 5.6 I 2 및유기요오드생성및총가스요오드농도준위변화에가장큰영향을미치는변수는수조내방사선준위였다. 따라서 MELOR 요오드수조화학 모델을적용한중대사고후반가스요오드평형농도예측시수조와대기의방사선준위입력값을정확하게산출하는것이중요하다. 6. 수치적으로매우작은평형가스요오드농도가실제로무시할수있는지여부 를판단하기위해작은수치값이공공의안전에어느정도영향을미치는지를 수치적으로보여주기위해 10FR100 guideline 중두번째항목인 요오드만에 의한갑상선피폭량 을산출하여기준치인 300rem 수치와비교하였다. 비교결 과격납건물설계누설조건하에서 Phebus FPT-1 측정치인 0.1% 평형가스요 오드농도에대해약 rem 으로예측되어무시할만한양인것으로판단되 었다. 그러나중대사고시예상되는누설율의증가와최근연구결과에밝혀지는 다양한유기요오드생성원을고려할때 300rem 으로보여주어요오드사고관리연구의필요성을보여주었다. 을쉽게초과할수있음을그림 7. 현재까지는요오드수조화학현상에서 I 2 의생성과분배를고려한경우가측정 치와가장유사하게가스요오드농도변화를예측하였다. 그러나최신연구결과 에의해서밝혀지고있는다양한유기요오드생성원과필터에의해어느정도 제거가가능한 I 2 와반대로필터를통한제거가거의불가능한가스유기요오드 특성을고려할때중대사고시후반가스요오드농도예측시유기요오드생성 현상을포함하여모의할것을권고한다

193 제 4 절중대사고훈련시뮬레이터 (SATS 2.0) 개발 1. SATS 세부시스템보완 가. SATS 소개 원자력발전소의중대사고는발생가능성은극히희박하지만심각한결과를야기시 킬수있으며, 실제사고에대비하여가상의중대사고를모의할수있는시뮬레이 터가필수적이다. 중대사고훈련시뮬레이터 SATS (Severe Accident Training Simulator, 등록번호: ) 는중대사고전산코드 MELOR P Version과 SL-GMS 그래픽라이브러리를사용하여중대사고를시각적으로모의하는 중대사고훈련용그래픽시뮬레이터이며, 그림 에서보듯이가압경수형원자 로인울진 3,4 호기를모형으로하여원자로, 증기발생기, 가압기를등의 1차계통과 주급수계통, 보조급수계통, 안전주입계통(SIS), 격납용기, 원자로공동등에대한열수 력거동을비교적상세하게표현하고, 특히노심의온도변화, 용융, 재배치와같은 노심의거동을자세히모의하는시스템이다. SATS는편리한사용자인터페이스를위해 MF (Microsoft Foundation lass) 를기 반으로 ++ 프로그램으로제작되었으며, 특별히 MELOR 전문가를위하여코드입 출력을위한화면도갖추고있다. 또한모의된사고시나리오를빠른시간내에반 복재생하는 Replay 기능, 주요사고변수의추이를한눈에알수있게디자인된 SPDS (Safety Parameter Display System) 와 SPDS Alarm, 강력한기능의그래프가 제공되며 ( 그림 참조), 시나리오저장, 온라인과오프라인상호전환등의 기능이갖추어져있다. 나. 사고관리기능보완 효과적인중대사고관리및훈련을위하여 다음과같이이루어졌다. SATS의세부시스템의보강및변경이 안전변수감시계통모듈화 SATS 메뉴개편 중대사고관리지침서모듈과의연계

194 그림 중대사고훈련시뮬레이터 (SATS) 구현화면 그림 SATS의안전변수감시시스템

195 (1) 안전변수감시계통모듈화 한국표준원전에는발전소의상태를감시하기위해필수안전기능 (ritical Safety Function) 이란개념을정의하여사용하고있다. 이 SF 개념은비상시까지적용 되는개념으로이에따라안전변수감시계통(FMS) 이설계되어운영중에있다. 그러나노심이손상되는중대사고시에는비상시와는사고회복에근본적인목표 차이가있어 SF 개념이그대로적용되어질수는없다. 사고관리지침서의전략 수행제어도에는 SF와거의유사한개념이도입되어있는데전략수행제어도의 7 개핵심변수를비롯하여중대사고의일반적인현상에영향을미치는변수가포 함된안전변수감시계통SPDS) 이개발되었다. SPDS는필수안전기능측면에서발 전소정보를표시하는 FMS와는달리중대사고시방사능누출을최소로하기 위한정보를재구성하여제공한다. 표 에중대사고관리전략에따라사용 되는계통과이에필요한중대사고안전변수를요약하였다. 표 중대사고완화전략과관련된안전변수목록 사고관리전략필요정보측정변수 RS 냉각재주입 RS 감압 SG 감압 RS 냉각수재고량 RS 압력이력냉각수재고량펌프가용성배관가용성급수유량주입수재고량노심손상상태 RS 유체온도에너지발생율 RS 압력이력 SG 열제거능력노심손상상태 Pzr 안전밸브상태 SG 압력안전감압밸브개방안전감압밸브유량가압기살수기유량 RS 압력격납용기압력 SG 방사능 1/2 차계통압력차주증기안전밸브상태주증기대기펌프밸브상태터빈우회복수기덤프상태터빈우회대기덤프상태격납용기상태주증기대기덤프상태 SG 압력 원자로용기수위, 가압기수위 RS 압력냉각수탱크재고량전원가용성밸브배열급수유량냉각수탱크재고량노심출구온도 RS 유체온도중성자감지기 RS 압력, SG 압력 SG 수위, 급수탱크재고량 Hot-leg 온도, Rx 수위, RS 냉각재방사능 Pzr안전밸브상태 SG압력안전감압밸브개폐상태안전감압밸브출구온도및압력, 급냉탱크재고량가압기살수기유량 RS 압력격납용기압력 SG 선량률 RS 압력, SG 압력개폐여부, 주증기안전밸브유량전력 / 공기가용성공기가용성, 터빈복수기덤프유량공기가용성, 터빈대기덤프유량격납용기압력주증기덤프유량 SG 압력

196 SG 로의냉각수주입 격납용기살수 격납용기냉각수주입 격납용기수소제어 RS 상태 SG 상태냉각수재고량펌프사용가능성배관능력주입수유량주입수재고량 RS 냉각재온도이차측냉각수재고량 격납용기상태살수냉각수재고량격납용기상태살수펌프가용성살수유량 RS 상태노심손상상태캐비티냉각수량냉각수재고량살수펌프가용성살수유량격납용기상태 격납용기상태수소감시계통상태재결합기상태수소퍼지배기계통상태 RS온도 SG압력, SG온도, SG수위응축수 / 탈염수 / 순수저장탱크재고량전원가용성, 디젤엔진가용성전기 / 공기가용성주입수유량, 응축수저장탱크재고량탈염수저장탱크 / 순수저장탱크재고량 RS유체온도 SG수위격납용기압력, 온도살수탱크재고량, 격납용기썸프재고량격납용기압력전력가용성살수유량 RS압력 RS냉각재방사선량, 노심출구온도, Rx 재고량캐비티냉각수량재장전수탱크 / 소방용수재고량, 공동냉각수수위전력가용성살수유량격납용기압력격납용기압력, 격납용기온도수소농도재결합기상태수소퍼지배기계통상태 안전변수감시시스템(SPDS) 의독립모듈화는 SATS의그림 의그래프 Display 화면을독립적인프로세스로만들어 SATS에서계산된주요안전변수의상태를감 시하고경보를생성하여중대사고관리지침서모듈(HyperKAMG) 에전달하는기능을 가지도록재구성되었다. 새로구성된 SPDS도기존의 SPDS와같은종류의변수를 그래프로보여주도록되어있으나각변수와시간의단위를사용자가임의로선택 할수있도록한점이다르다. 새로개발된 SPDS도그림 에서보듯이중대사고감시를위하여 7개의경보 와 12 개의그래프를사용하도록설계되어있다. 7개의경보는 SPDS의상단의좌측 에서부터전략수행제어도에나타난변수순서에따라차례로위치하며, 변수의상 태에따라적색, 황색및청색으로표시된다. SPDS의 12개그래프는최근 1시간동 안의경향을표시하며, 현재값및경향을알수있게하여, 설계된것이다. 이그래프들은중대사고에영향을미치는주요변수에대한 중대사고시의사결정에도움을줄수있도록 또한각그래프아래에있는단위변경버튼을사용하여압력이나 수위의단위를변경할수있도록하였으며, 모든변수에대한사고이후현재까지 의변화추이도선택하여볼수있도록하였다

197 그림 새로운안전변수감시시스템모듈

198 (2) SATS 메뉴개편 SATS의세부기능보완의일환으로그림 와같이 SATS의메뉴개편작업이이 루어졌다. 기존의메뉴에서제공하던대부분의기능이재편되어 File, Pre-Process, Simulation, Replay, View, Tools, Help 의메뉴항목에포함되었으며다음은세부메 뉴항목들에대한설명이다 :. FIle > New Input File :. FIle > Load Input File : 새로운입력파일작성 입력파일로드. FIle > Recent File : 최근작업파일에대한정보조회. FIle > Exit : 끝내기. Pre-Process > Select MELGEN Input : MELGEN Input 선택. Pre-Process > Load MELGEN Input : 선택한 MELGEN Input을로드. Pre-Process > urrent FN : 현재의 MELGEN Input 파일표시. Pre-Process > View Output > GOUT : MELGEN Output 파일표시. Pre-Process > View Output > Messages : MELGEN Error 파일표시. Pre-Process > View Output > Diagnostics : MELGEN 진단파일표시. Simulation > Select Input : Scenario Input 선택. Simulation > Load Input : Scenario Input 로드. Simulation > urrent FN : 현재의시나리오 Input 파일표시. Simulation > Run : 가상중대사고모의. Simulation > Pause : 가상중대사고모의중단. Simulation > Resume : 가상중대사고모의재개. Simulation > Stop : 가상중대사고모의끝내기. Simulation > View Output > OUT : MELOR Output 파일표시. Simulation > View Output > Messages : MELOR Error 파일표시. Simulation > View Output > Diagnostics : MELOR 진단파일표시. Replay > Select History File : 사고이력파일선택. Replay > urrent FN : 현재의고이력파일표시. Replay > Run : 이력파일을이용한가상중대사고모의. Replay > Pause : 이력파일을이용한가상중대사고모의중단

199 . Replay > Resume : 이력파일을이용한가상중대사고모의재개. Replay > Stop : 이력파일을이용한가상중대사고모의끝내기. Replay > Backwards : 이력파일을이용한가상중대사고모의되돌리기. Replay > hange Speed : 이력파일을이용한가상중대사고모의속도. View > Plant Equipments : 원자로, 증기발생기, 가압기 Display. View > ontrol Equipments : 밸브, 펌프및주변시스템 Display. View > Graphs : SPDS와 Trend Graph Display. View > Node. Info : V/Fl 정보 Display. View >Operation Log File : 기기조작이력파일 Display. View > Lists : Valve/Pump Lists Display. Tools > alculation : 계산보조도구로드. Tools > Plot File : Plot File 관련도구로드. Tools > Node Design :. Help > Load HyperKAMG : 지침서모듈로드. Help > about SATS2.0 : 버전정보

200 그림 SATS Menu

201 (3) 중대사고관리지침서모듈과의연계 HyperKAMG는중대사고훈련지원시스템의근간이되는 online 지침서모듈로써, 중대사고관리지침서의모든전략이모두전산화되어입력되어있다.( 그림 참 조) 즉, 응급지침서, 전략수행제어도, 완화지침서, 계산보조도구, 그리고기기점검표 에이르기까지지침서의모든부분이전산화되어서로연계되어있다. 지침서의각 완화전략들은가용수단에서부터시작하여전략수행여부결정, 전략수행방법결정, 전 략수행, 그리고전략종결에이르는과정으로진행되어지며, 현재수행하고있는단 계가이들중에서어느과정에속하는지를자동으로보여줌으로서전략수행에대 한이해를증진시킬수있게하였다. 그림 에 SATS와 HyperKAMG, MIDAS, SPDS가연계된 SATS - HyperKAMG 시스템의구조및데이터흐름개념도를나타내었다. 그림에서보듯 이 SPDS에서발생된경보는 HyperKAMG 모듈로전달되며, 전달된일련의경보들 은전략수행제어도의논리에따라 SAPre 에서수행할적절한명령을생성하게된다. 생성된명령은다시 SPDS를통하여 SAPre 에전달되게되어, 해당되는밸브, 펌프 등의제어기기가작동하게된다 년에개발된한국표준원전의중대사고관리지침서(KAMG) 는원자로노심이용 융되어더이상응급절차서를적용할수없는상황에서사용되어지도록설계되었으 며, 응급지침서, 전략수행제어도, 완화지침서, 종결지침서, 기술배경서, 기기점검표 및계산보조도구들로이루어져있다. 지침서는주제어실에서사용되는지침서와 기술지원센터에서사용되는지침서로구분되며, 기술지원실에서사용되는 7개완화 전략을핵심으로하고있다. 각각의완화전략은고유의계산보조도구를가지고있 으며, 7 개전략은다음과같다: - 완화-01: 증기발생기급수주입 - 완화-02: 원자로냉각재계통감압 - 완화-03: 원자로냉각재계통냉각재주입 - 완화-04: 격납건물급수주입 - 완화-05: 핵분열생성물방출제어 - 완화-06: 격납건물상태제어 - 완화-07: 격납건물내수소제어

202 그림 중대사고관리지침서모듈 (HyperKAMG)

203 그림 SATS - HyperKAMG 연계시스템개념도 그림 의 SPDS 경보신호에따라작동되고있는 HyperKAMG 지침서모듈의 전략수행제어논리이며, 그림 은전략수행제어논리모듈의실행화면이다. SATS - HyperKAMG 연계시스템은중대사고대처훈련및교육도구이며, 가상중대사고시 TS에서의중대사고완화전략수립과이를 MS에서수행하는과정을모의하는시스템 으로가상중대사고시나리오에서중대사고진입조건이충족되어중대사고로진입한경 우중대사고지침서모듈(HyperKAMG) 의해당페이지로자동이동하여전략수행제어논 리에따라완화전략을수행하고선정된전략조치사항을 SATS에서실현시켜완화전략의 효과를검증할수있도록설계되었다. 중대사고완화전략의수행은가용한중대사고정 보를바탕으로가능한자원을사용하여사고를완화시키는행위이며이를위해각완화 전략의목적및수단, 가용기기에대한정보가필요하다. 표 에중대사고완화전략 에사용될수있는기기목록을나열하였다. 그림 는 HyperKAMG 모듈의완화-01 전략의단계 1 page 인가용기기선택페이지이며, 그림 은완화-01 전략의증기발 생기급수주입계통의단순계통도로이단계에서필요한증기발생기급수에가용한자원 을그래픽화면을사용하여선택할수있도록되어있다. 완화지침서는모두 7개가있으 며, 각조치의수행에필요한단순계통도는각조치당 1-2 개가필요하다. 현재완화-01에 필요한단순계통도 2 개가제작되어있다

204 그림 중대사고관리지침서의전략수행제어논리

205 그림 전략수행제어논리모듈

206 표 완화전략수행에필요한제어기기및관련시스템 KAMG 전략내용 Equipments 관련기기 완화 -01 핵분열생성물방출제어 A. 격납건물방출제어 격납건물살수펌프 RWT 격납건물팬냉각기 SUMP B. 증기발생기방출제어 MSIV 복수기가용성 터빈우회밸브( 터빈우회복수기방출밸브, 터빈우회대기방출밸브 ). 보조건물방출제어 ES재순환밸브 격납건물살수재순환격납건물팬냉각기격납건물관통격리 완화-02 격납건물상태제어 격납건물팬냉각기 RWT 격납건물살수펌프 SUMP 완화-03 격납건물수소제어 A. 수소점화기작동 수소점화기 B. 인위적인수소연소 원자로공동팬제어봉구동장치냉각팬격납건물팬냉각기. 수소재결합기작동 수소재결합기 D. 수소연소예방 SDS Bleed 밸브 SDS Bleed 격리밸브 완화-04 RS 냉각재주입 HPSI 펌프 RWT LPSI 펌프 SUMP 충전펌프 VT 격납건물살수펌프 완화-05 RS 감압 터빈우회밸브 터빈우회복수기밸브 주증기대기방출밸브 가압기보조살수 안전감압밸브 완화-06 증기발생기급수주입 AFW-PP(TD,MD) ST MFW-PP(TD,MD) DWST STARTUP FW PP 완화-07 격납건물냉각수주입 RWT중력배수 RWT 격납건물살수펌프

207 그림 HyperKAMG의완화-01 가용기기선택화면 그림 완화-01에서의가용기기선택을위한 GUI 화면

208 그림 에 SATS - HyperKAMG 연계시스템의전체모습을나타내었다. 이시스 템은 SATS가지닌중대사고진행에대한그래픽 Display와예측능력과전자지침서에몇 가지도구가보강된 HyperKAMG의상호보완적인연계를통해중대사고진행과정을보 여주고, 사고진행중에 TS에서의 HyperKAMG에따른완화조치수행과그의사결정 과정, 완화조치수행에따른결과를예측해볼수있다는장점이있다. 이는마치발전소 의훈련시뮬레이터에서절차서를따라가며각종밸브와펌프를조작하는것과비슷한경 우이다. SATS - HyperKAMG 연계시스템은중대사고대처훈련및교육도구로활용가 능하며, 이미 20여회에걸쳐영광훈련센터에서실시되는운전원보수교육과정에사용된 시스템이다. 관련종사자는이와같은시스템을통하여중대사고현상에대한이해의폭 을넓히고, 완화전략의수립과이의실행과정전반을직접체험해봄으로써중대사고시 대처능력을높일수있다. 그림 SATS - HyperKAMG 연계시스템작동구조