2011 PowerPoint Template (includes guidelines and instructions) Revised 4/7/11

Size: px

Start display at page:

Download "2011 PowerPoint Template (includes guidelines and instructions) Revised 4/7/11"

락만 김
5 years ago
Views:

1 우리나라 안전해석기술력의수준 하상준 한수원 중앙연구원

3 1. 안전현안 (1/4) 원전심층방어능력강화 (Post-Fukushima) Safety of NPPs Design, IAEA SSR-2/1 (2012, 2016) IAEA 원자력안전협약비엔나선언 (2015.2) 사고시장기간소외오염방지, 조치가요구되는방사성물질대량방출배제 Implementation of Defense in Depth at Nuclear Power Plants, OECD/NEA 각국의 DID 및사고분류 2011 Nuclear Engineering & Technology Institute, Inc. All rights reserved. 3

1. 안전현안 (2/4) Post-Fukushima Safety Costs through 2020 30 조원 0.66 조 총비용 : $40 billion (44조원, 9개국 (289기)) 일본 : $640 million /rx ( 총 27.

4 1. 안전현안 (2/4) Post-Fukushima Safety Costs through 조원 0.66 조 총비용 : $40 billion (44조원, 9개국 (289기)) 일본 : $640 million /rx ( 총 27.5 billion) 미국 : $40 million / rx 한국 : $930 million (1.1조원, ) 5.6 조 0.11 조 Median costs : $46.9million (517 억원 ) /rx 2011 Nuclear Engineering & Technology Institute, Inc. All rights reserved. 4

1. 안전현안 (3/4) 원안법개정 ( 15.6) : 가동원전사고관리계획서작성 / 제출 (~ 19.6) ( 원안위의결, 15.

6 1. 안전현안 (4/4) 규제강화 비상노심냉각계통성능기준강화 (LOCA 허용기준 ) 핵연료연소도증가로피복관건전성허용기준변경필요 지르코늄피복재의취화도 ( 산화막두께, 수소흡수량 ) 증가등 ECCS 고시 ( ) 개정준비중 ( 미국 10CFR50.46c 개정시 ) 반응도부사사고 (RIA) 허용요건강화 기존허용기준보다낮은엔탈피에서핵연료손상및비산발생 NRC RIA 임시허용기준개정안 ( 07.3, 15.3), RG 1.77 개정준비중 운영현안 일부원전비정상노심출력분포 (AOA) 발생 RIA : Reactivity Initiated Accident, AOA : Axial offset Anomaly 2011 Nuclear Engineering & Technology Institute, Inc. All rights reserved. 6

7 2. 안전해석기술 (1/14) 안전해석기술 설계기준사고 다중고장사고 ( 설계기준외사고 ) 극한재해 안전해석코드 계통안전해석코드 격납건물성능분석코드 안전해석방법론 LBLOCA, SBLOCA, Non-LOCA 안전해석방법론 다중고장사고해석방법론 Mass and Energy Release 해석방법론등 2011 Nuclear Engineering & Technology Institute, Inc. All rights reserved. 7

2. 안전해석기술 (2/14) 국내외주요안전해석코드개발현황 79 TMI 86 98 06 20 Chernobyl Deregulation 87~ 96 CE TT 97~ 07 ABBCE LA 인허가취득 (17.

8 2. 안전해석기술 (2/14) 국내외주요안전해석코드개발현황 79 TMI Chernobyl Deregulation 87~ 96 CE TT 97~ 07 ABBCE LA 인허가취득 (17.3) KREM + KNAP SPACE FLASH MARS WFLASH / CEFLASH RETRAN01 RETRAN-02 RETRAN-3D RELAP7 RELAP3 RELAP4 RELAP5 RELAP-3D TRAC COBRA/TRAC TRAC-M TRACE RAMONA1/2 RAMONA3B RAMONA-4B CATHARE-1 CATHARE-2 CATHARE-3 4~5 Eqs + 1D 5~6 Eqs + 2D 6 Eqs + 3D 9 Eqs + 3D + CFD Nuclear Engineering & Technology Institute, Inc. All rights reserved

9 2. 안전해석기술 (3/14) 안전해석코드기술비교 구분 SPACE RELAP5 TRACE CATHARE2 CATHARE3 적용노형 적용범위 지배방정식 PWR ( 확장중 ) DBA 다중고장 ( 확장중 ) 2 상 3 유동장 (9Eq) PWR PWR/BWR PWR, LMR PWR DBA 다중고장 2 상 2 유동장 (6Eq) DBA 다중고장 2 상 2 유동장 (6Eq) DBA 다중고장 ( 확장중 ) 2 상 2 유동장 (6Eq) 개발중 2 상 3 유동장 (8Eq) 격자계정렬 / 비정렬정렬정렬정렬정렬 차원 1D, 3D 1D, 3D(RELAP-3D) 1D, 3D 1D, 3D, 부수로 1D, 3D 전산언어 C++ F90 F90 F90 F90 중대사고연계 COMPASS 연계 (CINEMA) SCDAP 연계 NA ICARE 연계 NA 2011 Nuclear Engineering & Technology Institute, Inc. All rights reserved. 9

10 2. 안전해석기술 (4/14) LBLOCA 안전해석방법론 웨스팅하우스 ( 미국 ) 방법론구분코드적용노형 1981 EM (BASH) App. K 1996 CQD BE (CSAU) FSLOCA (Full Spectrum LOCA) 방법론 모든파단크기 LOCA (LBLOCA + SBLOCA) 전산코드 : WCOBRA/TRAC-TF2 노심 : WCOBRA-TF (2상 3유동장, 8Eq+NC) 계통 : TRAC-PF1/MOD2 : (2상 2유동장, 6 Eq) 인허가신청 : , 인허가취득 : Nuclear Engineering & Technology Institute, Inc. All rights reserved. 10 SATAN-VI(blowdown), BASH(refill, reflood), LOCBART WCOBRA/TRAC WH WH, CE, AP-600, AP-1000 ASTRUM BE WCOBRA/TRAC WH, CE FSLOCA (Non-para.) WCOBRA/TRAC-TF2 WH 3,4 Loop CLI

11 2. 안전해석기술 (5/14) LBLOCA 안전해석방법론 ( 계속 ) AREVA Realistic LBLOCA 방법론 (EMF-2103P) S-RELAP5, Non-parametric 통계기법 Rev.0: 승인, Rev.3: 승인 KREM ( 한국 ) 미정부제한코드대체 RELAP5/MOD3.1K + CONTEMPT5/MOD5, Non-parametric 통계기법 웨스팅하우스 3루프용 TR 승인 (2002), OPR1000 TR 승인 (2007) 고리3,4, 한빛 1,2 출력증강 FSAR 최초적용 (2006~2007), 고리1 계속운전적용 (2008) APR1400형 KREM (RELAP5/MOD3.3K) TR 승인 (2010) SPACE-KREM ( 한국 ) SPACE + CAP, Non-parametric 통계기법 APR1400형 TR ( 인허가진행중 ) 2011 Nuclear Engineering & Technology Institute, Inc. All rights reserved. 11

12 2. 안전해석기술 (6/14) SBLOCA 안전해석방법론 ( 국내 ) 방법론코드적용 CE EM CEFLASH-4AS, COMPERC-II, STRIKIN-II, PARCH 신고리 3,4 초기노심 NOTRUMP EM NOTRUMP, SBLOCTA 국내가동 PWR ( 신고리3,4 제외 ) RELAP5 sem RELAP5/MOD3.3ef-sEM OPR1000 TR 승인 신고리3,4 (2주기) SPACE-sEM SPACE APR1400형 TR 승인 ( 17.3) 2011 Nuclear Engineering & Technology Institute, Inc. All rights reserved. 12

13 2. 안전해석기술 (7/14) 방법론코드적용 WH LOFTRAN, FACTRAN, TWINKLE, THINC 고리 1,2,3,4 한빛 1,2 한울 1,2 CE Non-LOCA 안전해석방법론 ( 국내 ) CE ( 수정 ) CESEC-III, CETOP, TORC, COAST, STRIKIN CESEC-III, CETOP, TORC, COAST, FACTRAN, TWINKLE (CE 코드중 STRIKIN 과 HERMITE 를 WH 의 FACTRAN 과 TWINKLE 로대체 ) 2011 Nuclear Engineering & Technology Institute, Inc. All rights reserved. 13 한빛 3,4,5,6 한울 3,4,5,6 신고리 3,4 신고리 1,2 신월성 1,2 KNAP RETRAN OPR, APR TR 승인 isam RETRAN TR 승인 SPACE- NonLOCA SPACE APR1400 형 TR 승인 ( 17.3) RIA 신규 RETRAN, ANC, ROPER, CETOP OPR, APR TR 승인

14 2. 안전해석기술 (8/14) 질량에너지방출 (ME) 안전해석방법론 WH 방법론 LOCA 방출량 : SATAN-V/LOCTA ( 취출 ), WREFLOOD ( 재관수 ) MSLB 방출량 : LOFTRAN CE 방법론 ( 신고리 1,2 기준 ) LOCA 방출량 : CEFLASH-4A ( 취출 ), FLOOD3 ( 재관수 ) MSLB 방출량 : SGN-III KIMERA 방법론 LOCA 방출량 : RELAP5K (RELAP5/MOD3 기반 ) 격납건물배압 : CONTEMPT4/MOD5 SPACE ME 방법론 ( 인허가미제출 ) LOCA/MSLB 방출량 : SPACE 격납건물배압 : CAP 2011 Nuclear Engineering & Technology Institute, Inc. All rights reserved. 14

15 2. 안전해석기술 (9/14) SPACE 적용범위확장 SPACE, CAP, SBLOCA, Non-LOCA 인허가취득 ( 17.3) PWR 적용범위확장 다중고장사고분석능력확보 ( 16~ 19) LOCA 및 RIA 신규요건대응 적용노형확장 : SFR 및연구용원자로 (KAERI, 17~ 22) TLOFW (ATLAS) Phase I Phase II 1 st POSRV open SIPs start 가압기압력 SITs start (1) SBO (PKL H2.2) (3) (4) (2) (5) (6) 2011 Nuclear Engineering & Technology Institute, Inc. All rights reserved. 15

다중스케일 ( 계통 - 기기 - 국소스케일 ) 다물리해석체계개발하여고정밀원전설계및안전성평가에활용추진중 COSINE( 중국 ) 열수력코드, 격자계산코드, 중대사고해석코드, 방사선차폐코드,

16 2. 안전해석기술 (10/14) 다중스케일다물리코드개발 CASL( 미국 DOE) 국립연구소 (INL, Los Alamos, ORNL), 산업계 (WEC,EPRI, TVA) 및학계 (MIT, MICHIGAN, NC, etc) 컨소시엄, 고정밀다중스케일다물리통합해석기술개발 (10 년, 3,200 억원 ) NURESIM, NURISP, NURESAFE( 프랑스 ) 다중스케일 ( 계통 - 기기 - 국소스케일 ) 다물리해석체계개발하여고정밀원전설계및안전성평가에활용추진중 COSINE( 중국 ) 열수력코드, 격자계산코드, 중대사고해석코드, 방사선차폐코드, 연료봉성능분석코드, MC 코드, PSA 코드의통합코드패키지개발중 2011 Nuclear Engineering & Technology Institute, Inc. All rights reserved. 16

17 2. 안전해석기술 (11/14) 축방향출력분포편차 (AOA) 평가 실측값 BOA 예측값 A/O (%) Measured Predicted MPACT/CTF (no crud) Predicted MPACT/CTF/MAMBA 설계값 실측값 CASL 예측값 Burnup (GWD/MTU) 한울 4호기평가 (ANC, VIPRE, BOA 분리계산 ) Hanul 4 Cycle 12 Measured and Predicted Axial Offset Behavior Watts Bar 1호기평가 Watts Bar 1 Cycle 7 Measured and Predicted (CASL 통합계산 Axial -mpack, Offset COBRA-TF, Behavior MAMBA) 2011 Nuclear Engineering & Technology Institute, Inc. All rights reserved. 17

Analysis Software cosfr cospsa PSA cosrmc cosruler Monte Carlo Software Nuclear Data Software COSINE: COre and

19 2. 안전해석기술 (13/14) COSINE ( 중국 ) ( 10-18) Thermal Hydraulic and Safety Analysis Software Reactor physics design Software cosflow cosnu Radiation Shielding Software cosshield cossaa Severe Accident Analysis Software Fuel Rod Analysis Software cosfr cospsa PSA cosrmc cosruler Monte Carlo Software Nuclear Data Software COSINE: COre and System INtegrated Engine for design and analysis 2011 Nuclear Engineering & Technology Institute, Inc. All rights reserved. 19

20 2. 안전해석기술 (14/14) 다중스케일다물리통합해석체계개발 (KHNP) 기기해석코드 [CUPID] 계통해석코드 [SPACE+ 부수로 ] 격납건물성능분석코드 중대사고해석코드 냉각재 & 크러드온도, 열속, 압력 핵연료성능분석코드 [[NRC 코드및신규개발 ] 피복관내부온도 MMI (Platform) 크러드두께 / 질량 수화학해석코드 [ 신규개발 ] 노심동특성코드 [RAST-K, 수송코드 ] 2011 Nuclear Engineering & Technology Institute, Inc. All rights reserved. 20

21 3. 중대사고해석기술 (1/6) 중대사고해석코드 사용목적 중대사고시 RCS 및격납건물내의물리적현상및거동모의 압력, 온도, 핵분열생성물발생, 가연성기체생성 / 분포등예측 중대사고현상 노내현상 : 수소발생, 노심용융물재배치, 원자로용기파손등 노외현상 : 격납건물직접가열 (DCH), 핵연료 - 냉각수반응 (FCI), 노심용융물 - 콘크리트반응 (MCCI) 수소거동 ( 생성, 혼합, 분포, 연소 ) 핵분열생성물방출 / 수송 2011 Nuclear Engineering & Technology Institute, Inc. All rights reserved. 21

3. 중대사고해석기술 (2/6) 국내외중대사고해석코드개발현황 구분미국유럽일본한국 종합코드 (Integral code) MAAP(EPRI), MELCOR ASTEC SAMPSON ISAAC (MAAP 기반 ) CINEMA ( 개발중 ) 상세코드 (Detailed code) Core Damage Containment RELAP/SCDAPSIM,

22 3. 중대사고해석기술 (2/6) 국내외중대사고해석코드개발현황 구분미국유럽일본한국 종합코드 (Integral code) MAAP(EPRI), MELCOR ASTEC SAMPSON ISAAC (MAAP 기반 ) CINEMA ( 개발중 ) 상세코드 (Detailed code) Core Damage Containment RELAP/SCDAPSIM, SCDAP/RELAP5 GOTHIC CONTAIN ATHLET-CD, ICARE/CATHAR E COCOSYS, FUMO 전용코드 (Dedicat ed code) Steam Explosion Large structural mechanics Hydrogen TEXAS-V ABAQUS IKEDEMO, MC3D CAST3M GASFLOW, TONUS TRACER-II CINEMA: Code for INtegrated severe accident Evaluation and MAnagement 2011 Nuclear Engineering & Technology Institute, Inc. All rights reserved. 22

23 3. 중대사고해석기술 (3/6) 국내중대사고대처능력평가 (APR1400) 수소제어분석 (MAAP, GOTHIC) 분석대상사고경위 (MAAP) 원자로건물살수계통 (CSS), 원자로공동침수계통 (CFS), 수소제어계통등작동여부 3 차원수소분포분석 (GOTHIC) 수소방출격실의비균일적분포보완 (IRWST 격실내, 외부지역및 SG 격실 ) 화염가속 (FA) 및연소폭발천이지수분석 MCCI 및노심용융물냉각능력평가 (MAAP, MELCOR) FCI 대처능력평가 원자로용기내부증기폭발해석 (TRACER-II, ANSYS) 원자로용기외부증기폭발해석 (TEXAS-V, LS-DYNA) 원자로공동증기스파이크평가 (CONTAIN) MCCI : Molten Core Concrete Interactions, FCI : Fuel Coolant Interaction 2011 Nuclear Engineering & Technology Institute, Inc. All rights reserved. 23

24 3. 중대사고해석기술 (4/6) 국내중대사고대처능력평가 (APR1400) HPME/DCH 대처능력평가 (MAAP) 급속감압분석 : POSRV 수동개방하여 HPME 문턱압력이하로감압 원자로건물성능평가 (MAAP) 원자로건물구조물열수력학적응답분석 ECSBS 성능평가 기기생존성평가를위한중대사고환경분석 (MAAP) HPME : High Pressure Melt Ejection, DCH : Direct Containment Heating ECSBS : Emergency Containment Spray Backup System 2011 Nuclear Engineering & Technology Institute, Inc. All rights reserved. 24

25 3. 중대사고해석기술 (5/6) 중대사고해석코드개발 (CINEMA, ) 중대사고주요현상모듈개발 / 검증 노내현상 수소발생 연료용융 /pool 형성 / 재배치 Vessel 파손 노외현상 : DCH, FCI, MCCI 핵분열생성물방출및수송 수소생성, 혼합, 분포연소 CFVS 사용후연료저장조해석모듈등 Mass(kg) 산화물질량 Time(s) MCCI 모듈 UO2 ZrO2 Con'c SO Ablationdepth(m) Time(s) 침식깊이 핵분열생성물거동해석 2011 Nuclear Engineering & Technology Institute, Inc. All rights reserved. 25

3. 중대사고해석기술 (6/6) 중대사고해석코드개발 (CINEMA) 통합체계구축 노내현상모듈 - SPACE 연계 노외현상모듈 - CAP 연계 통합해석체계확인

4. PSA 기술 (1/8) 국내기술동향 전가동원전전출력 Level 1,2 PSA 수행 ( 중대사고이행계획, 2007) Level 3 PSA 수행 ( 신고리 3,4 건설인허가, 2012) - NRC 안전목표 ( 조기 / 후기암사망리스크 ) 와 KINS QHO 정량적안전목표부합 - 소외결말분석결과큼 (Level 2 PSA 보수성, 국내고유특성자료미반영 )

27 4. PSA 기술 (1/8) 국내기술동향 전가동원전전출력 Level 1,2 PSA 수행 ( 중대사고이행계획, 2007) Level 3 PSA 수행 ( 신고리 3,4 건설인허가, 2012) - NRC 안전목표 ( 조기 / 후기암사망리스크 ) 와 KINS QHO 정량적안전목표부합 - 소외결말분석결과큼 (Level 2 PSA 보수성, 국내고유특성자료미반영 ) (KAERI) 원전부지리스크프로파일개발중 (KSRP : Korean Site Risk Profile) - 국내고유 Level 3 PSA 전산코드및기술현안 ( 음식섭취 / 경제성평가모델등 ) 국외기술동향 (Level 3) NUREC Nuclear Engineering & Technology Institute, Inc. All rights reserved. 27

28 4. PSA 기술 (2/8) 기술미국국내비고 PSA 정량화코드 중대사고현상코드 신뢰도데이터 인간신뢰도분석 PSA 기술비교 (1/4) 사업자 - CAFTA(FTREX) (EPRI) 규제기관 - SAPHARE (NRC, INL) MAAP( 사업자 ) MELCOR( 규제기관 ) RELAP/SCDAP NUREG/CR-6928 기반 [INPO ICES (Consolidated Event Database)] 발전소별다양한 HRA 방법론 (CBDTM, THERP, ASEP 등 ) 표준화방법론개발중 (NUREG-2114 등 ) 사업자 - SAREX(FORTE, FTREX) - AIMS(FTREX) 규제기관 - AIMS(FTREX) MAAP( 사업자 ) MELCOR( 규제기관 ) RELAP/SCDAP PRinS DB : 국내고유데이터수집및관리 ( 표준안전 -1035B) PRinS : Plant Reliability Data Information System K-HRA 적용 ( 가동원전 ) THERP/ASEP 적용 ( 건설원전 ) 국내개발및수출 국내독자코드개발중 국내개발 미국기술을기반으로표준화 2011 Nuclear Engineering & Technology Institute, Inc. All rights reserved. 28

29 4. PSA 기술 (3/8) 화재 PSA 지진 PSA 침수 PSA PSA 기술비교 (2/4) 기술미국국내비고 신규화재방법론 (NUREG/CR-6850) 적용 ( 후쿠시마사고이후 28 개발전소 ) 21 개발전소에대하여개정된지진재해도곡선반영 PSA 수행중 ( 후쿠시마후속조치로 60 개부지에대한지진재해도재평가 ) 최신배관파단빈도분석기법 (EPRI) 신규방법론 (NUREG/CR- 6850) ( 신고리 1,2 시범적용, 신고리 5,6 적용 ) 가동원전 : 기존방법론 (FIVE) 적용 FIVE : Fire-Induced Vulnerability Evaluation 최신부지재해도곡선적용 PSA 수행예정 최신배관파단빈도분석기법 (EPRI) 적용수행 운전원조치상세분석, 신규케이블정보반영 PSA 수행예정 미국기술적용수준 고유재해도곡선등개발착수 미국기술적용 2011 Nuclear Engineering & Technology Institute, Inc. All rights reserved. 29

30 4. PSA 기술 (4/8) PSA 기술비교 (3/4) 기술미국국내비고 기타외부사건 PSA 다수기 PSA 토네이도등기타외부사건들에대한 PSA 선별적수행 Seabrook 원전에대한시범연구수행 (1983) 부지리스크평가관련 PRA 방법론개발중 (NRC) 기타외부사건에대한평가미수행. 쓰나미시범연구 ( 한울 34) 해일, 강풍등기타외부사건에대한선별분석또는 PSA 수행필요성검토 다수기 PSA 방법론개발및평가예정 ( 고리및한울부지 ) 필요시개발 개발중 2011 Nuclear Engineering & Technology Institute, Inc. All rights reserved. 30

31 4. PSA 기술 (5/8) PSA 기술비교 (4/4) 기술미국국내비고 Level 2 PSA Level 3 PSA SOARCA 연구수행 (Surry, Peach Bottom 원전, MELCOR 사용최적평가연구 ) SOARCA 연구결과개선사항을반영한 Dynamic Event Tree 방법론적용성검토중 (SAND ) SOARCA 연구수행 ( 최신 WinMACCS 코드사용, Network 모델등최신기법적용 ) 건설 / 가동원전에대해 MAAP 코드사용 IPE 수준의 PSA 수행 미국 SOARCA 연구결과반영국내시범원전적용연구수행중 신고리 3,4 에제한된수준의 Level 3 PSA 수행 (MACCS2 코드적용 ) 미국 SOARCA 연구결과반영국내시범원전적용연구수행중 최적평가및최신기술적용착수 최적평가및최신기술적용착수 2011 Nuclear Engineering & Technology Institute, Inc. All rights reserved. 31

32 4. PSA 기술 (6/8) Plants 국내발전소별 PSA 분석 / 활용현황 PSA Full Power( 내외부 ) LPSD ( 내외부 ) Level 1 Level 2 Level 1 RIMS ( 전출력 ) : Post Fukushima actions 2011 Nuclear Engineering & Technology Institute, Inc. All rights reserved. 32 Risk Monitor ORION ( 정지저출력 ) DB (PRinS) Others SPV ( 발전정지유발기기 ) K-1 O O - O O O O K-2 O O - O O O O K-34 O O - O O O O Y-12 O O - O O O O Y-34 O O - O O O O Y-56 O O O O O O O U-12 O O - O O O O U-34 O O - O O O O U-56 O O O O O O O W-1 O O - /L2 O O O O W-234 O O - O O O O SK-12 O O O /L2 O O O O SW-12 O O O O O O O SK-34 O O O O O O - O

33 4. PSA 기술 (7/8) SOARCA ( 미국 NRC) 분석방법 - 원전특성및최신기술적용, 사고시나리오정량화 - 최적분석 : SAMG, FLEX 설비등 - 사용코드 MELCOR ( 중대사고현상예측 ) MACCS2 ( 소외결말분석 ) 소외결말분석결과 Early Fatality Nuclear Power Plant NUREG-1935 (SOARCA) NUREG/CR-2239 (Siting Criteria) Peach Bottom 0 92 Surry Nuclear Engineering & Technology Institute, Inc. All rights reserved. 33

4. PSA 기술 (8/8) KHNP SOARCA 개발 ( 16.7-19.

(WinMACCS) 입력모델 ( 부지특성기본입력, 음식섭취모델, 손실비용평가모델등 ) 개발 (2 단계 ) 시범원전 Level 2&3 PSA 최적분석수행 Level 2 PSA 모델최적화및중대사고분석코드 (MELCOR/MAAP5/ISAAC) 입력모델최적화 Level 3 PSA 코드입력모델최적화

34 4. PSA 기술 (8/8) KHNP SOARCA 개발 ( ) 기술개발목표 (1 단계 ) Level 2&3 PSA 최신기술벤치마킹및요소기술개발 최적분석을위한 Level 2 PSA 모델개발 ( 사고경위선정, 중대사고대처설비및 SAMG 반영등 ) MELCOR/MAAP5/ISAAC 입력모델개발 : 사고진행및방사선원항거동최적분석 Level 3 PSA 코드 (WinMACCS) 입력모델 ( 부지특성기본입력, 음식섭취모델, 손실비용평가모델등 ) 개발 (2 단계 ) 시범원전 Level 2&3 PSA 최적분석수행 Level 2 PSA 모델최적화및중대사고분석코드 (MELCOR/MAAP5/ISAAC) 입력모델최적화 Level 3 PSA 코드입력모델최적화 (WinMACCS) : 방사선비상대응입력모델및주민대응조치영향분석등 소외결말최적분석 (Population Dose, Early/Cancer Fatality Risk, CCDF 등 ) (3 단계 ) 중대사고대처설비운영개선방안도출 소외리스크척도기준개발 ( 중대사고대처설비평가, 규제현안대응 ) 중대사고대처설비유효성평가및운영개선안도출 규제현안대응및요구사항이행 (PSA 법제화및월성 1 호기 ST 안전개선사항이행 ) Nuclear Engineering & Technology Institute, Inc. All rights reserved.

35 5. 사고관리계획서 (1/4) 사고관리계획서포함내용 장제목장제목 1 사고관리의개요 5 EOP 기술적근거및검증방법에관한설명서 2 사고관리전략 6 EDMG 작성에관한설명서 3 사고관리이행체계 7 SAMG 작성에관한설명서 4 사고관리능력의평가 8 사고관리교육훈련계획 사고관리능력평가 중대사고예방 ( 다중고장사고, 극한재해 ) 및완화평가 기기생존성, 사고시선량평가 ( 제한치 ) PSA 를통한안전목표만족여부평가등 초기 / 암사망위험도 : 전체위험도 0.1% 이하, 상응하는성능목표치만족 Cs-137 방출량 100 TBq 초과사건빈도의합 : 1.0 x 10-6 / 년미만 대상원전 : 고리 1 ~ 신한울 1,2 ( 총 28 기 ) 2011 Nuclear Engineering & Technology Institute, Inc. All rights reserved. 35

36 5. 사고관리계획서 (2/4) 다중고장사고 설계기준을초과하여둘이상의안전설비에고장이발생하는사고 다중고장사고로핵연료의현저한손상이발생하지않음을평가 구분 필수적으로고려하여야하는사고 (9 개사고 ) 추가적으로고려하여야하는사고 사고의종류ㆍ정지불능예상운전과도ㆍ발전소교류전원완전상실사고ㆍ증기발생기전열관다중파단사고ㆍ급수완전상실사고ㆍ계통간냉각재상실사고ㆍ정지냉각기능상실사고ㆍ최종열제거원상실사고ㆍ소형냉각재상실사고와동시에발생하는안전주입또는재순환상실사고ㆍ사용후핵연료저장조냉각기능상실사고확률론적안전성평가등을통하여위의필수적으로고려하여야하는사고와유사한수준의발생가능성및영향을가지는것으로평가된사고 2011 Nuclear Engineering & Technology Institute, Inc. All rights reserved. 36

37 5. 사고관리계획서 (3/4) 중대사고 원자로격납건물의건전성위협요인반영 / 평가 / 대처 구분필수적으로고려하여야하는위협요인추가적으로고려하여야하는위협요인 위협요인가연성기체연소또는폭발원자로격납건물고온또는과압노심용융물과콘크리트의반응노심용융물의고압분출원자로격납건물직접가열노심용융물과냉각수의반응증기발생기전열관크리프파손등원자로격납건물격리경계우회확률론적안전성평가등을통하여위의필수적으로고려하여야하는위협요인과유사한수준의발생가능성및영향을가지는것으로평가된위협요인 2011 Nuclear Engineering & Technology Institute, Inc. All rights reserved. 37

38 5. 사고관리계획서 (4/4) 설계기준사고 다중고장사고 극한자연재해 극한인위적재해 중대사고 확률론적안전성평가 사고관리능력평가 설계영향평가및사고관리전략 MAAP 분석 모델개선 / PSA 수행 EOP MSG EDMG SAMG 안전목표 MSG : MSCST(Multi-barrier Accident Coping Strategy) Support Guideline 2011 Nuclear Engineering & Technology Institute, Inc. All rights reserved. 38

39 6. 스트레스테스트 (1/3) 배경 ( 원안위의결 ) 노후원전 ST 결과반영, 전가동원전 ST 확대추진 ( 15.9) 목적 극한자연재해대응능력평가, 가동원전안전성재확인 평가분야 ( 분야 1) 설계기준초과극한자연재해의특성 ( 분야 2) 극한자연재해에대한구조물 계통 기기건전성 ( 분야 3) 전력계통등안전기능상실에대한대응능력 ( 분야 4) 중대사고관리능력 ( 분야 5) 방재및비상대응능력 ( 분야 6) 운영기술능력 대상원전 고리 2 ~ 신고리 1,2 ( 총 22 기 ) ( 현안 ) 일정, 경주지진반영등 2011 Nuclear Engineering & Technology Institute, Inc. All rights reserved. 39

40 6. 스트레스테스트 (2/3) 미국 (FLEX) 이동형전담설비를활용한 3단계전략 Phase 1 (~8hr) 발전소설비로초기대처 Phase 2 (~72hr) 소내이동형설비 Phase 3 (72hr~) 소외설비 (24시간내도착 ) 프랑스 (HSC) Hardened Safety Core (HSC) 전략 고정형전담설비전략 (ST 후속조치 ) 단기조치 (~ 13): 소내임시이동형설비구비 장기조치 (~ 19): HSC 구축 ( 발전기, 축전기, 계측기, 별도의지하수원공급체계등 ) 일본 신안전법법제화 : 자연재해설계기준강화, 중대사고규제요건신설 후쿠시마사고진행단계마다사고대처능력강화설비보강 지진 해일 전원상실 냉각기능상실 중대사고 고정형설비, 이동형설비및소외자원활용 3 단계대처 1 단계 (~24hr) 고정설비 2 단계 (~7d) 소내이동설비 3 단계 (7d~) 소외지원설비 2011 Nuclear Engineering & Technology Institute, Inc. All rights reserved. 40

41 6. 스트레스테스트 (3/3) KHNP 다중방호 3 단계 Phase 1 ( 8hr) 기존고정형설비활용 ( 핵심기기 : 축전지, 터빈구동보조급수펌프, 필수계측기 ) Phase 2 ( 72hr) 사고대처전용설비활용 ( 이동형발전차, 이동형붕산수탱크, 이동형펌프등 ) Phase 3 (72hr ) 소내 외가용한모든설비활용 ( 고정형설비회복, 대형이동형발전차, 외부수원, 소방차량등 ) 지원조직및대응거점 중앙집중식전담지원조직및대응거점구축 - 중대사고신속대응전문가팀 (SAFE-T) 운영 - 사고대응지휘통제기능강화를위한비상대응거점 (0.5g) 확보등 2011 Nuclear Engineering & Technology Institute, Inc. All rights reserved. 41

42 7. 맺음말 국내안전해석기술수준 원전운영및안전기술확보기술보유 원천기술확보필요 다중스케일다물리, 중대사고, PSA Level 3 코드등 안전현안해결을위한최적기술 / 전략필요 사고관리계획서, ST 및규제강화대비 First Mover 전략필요 설계, 운영, 사고관리지원에 4 차산업기술활용등 대국민 ( 기술 ) 소통강화필요 PAR, 월성 1, 신고리 5, Nuclear Engineering & Technology Institute, Inc. All rights reserved. 42

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

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