KINS/AR-815, vol.9 한빛원자력 5호기 제9차 정 기 검 사 보 고 서 (기간 : 2013.12.12 ~ 2014.3.21) 2014. 4
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제 출 문 원자력안전위원회위원장 귀하 본 보고서를 2013년도 한빛원자력 5호기에 대한 정기검사 보고서 로 제출합니다. 2014년 4월 한국원자력안전기술원장
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검 사 참 여 자 검 사 단 장 : 원자력검사단장 김봉현 검 사 총 괄 : 한빛검사PM 이창주 분 야 별 책 임 자 : 안전평가실 기계ž재료평가실 계측ž전기평가실 계통평가실 구조ž부지평가실 방사선ž폐기물평가실 영광주재검사팀 원자력운영분석실 품질평가실 우승웅 김용범 정충희 민복기 임창복 이병수 이재천 이덕헌 양성호 검 사 원 : 양채용, 한범석, 나한비, 류승훈, 이주석, 조남경, 고창석, 이기대, 현영학, 배용범, 김상현B, 홍진기B, 송태광, 노우진, 정구갑, 노경완, 조호현, 백용관, 이재도, 이길수B, 유영진, 윤영식, 김인용, 구철수, 안승훈, 이경원, 장성목, 전인영, 정해용, 이정근, 김영균, 이재준, 최영성, 정수진, 최동원, 김도삼 (총 36명) 검 사 원 보 : 검 사 지 원 : 최용석(한빛검사A-PM) 검 사 기 간 : 2013년 12월 12일 ~ 2014년 3월 21일 (100일간)
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목 차 Ⅰ. 종합의견 및 결론... 1 II. 검사경위 2 Ⅲ. 검사항목 및 검사자 3 1. 원자로시설의 성능에 관한 검사 3 2. 원자로 시설의 운영에 관한 검사 7 Ⅳ. 검사결과 8 원자로 시설의 성능에 관한 검사 1. 원자로본체 8 2. 원자로냉각계통 시설 25 3. 계측 및 제어계통 시설 41 4. 핵연료물질의 취급시설 및 저장 시설 66 5. 방사성폐기물의 폐기 시설 72 6. 방사선관리 시설 90 7. 원자로격납 시설 98 8. 원자로안전계통 시설 111 9. 전력계통 시설 129 10. 동력변환계통 시설 166 11. 기타 원자로 안전에 관계되는 시설 202 원자로 시설의 운영에 관한 검사 12. 운영기술능력분야 253 기타 검사 (안전문화 이행체계 시범점검) 267 V. 향후 후속조치가 필요한 사항 276 Ⅵ. 투입인력 및 검사원 피폭 276 1. 투입인력 276 가. 원자로 시설의 성능에 관한 검사 나. 원자로 시설의 운영에 관한 검사
다. 검사분야별 총 투입인력 2. 검사원 피폭 282 부록 1. 중점검사항목 검사결과 283 부록 2. 주요 현안사항 점검결과 287 부록 3. 검사지적사항 및 권고사항 449
Ⅰ. 종합의견 및 결론 검 사 기 간 지 적 중요(0건) 사 항 일반(1건) 2013.12.12 ~ 2014.03.21 (100일간) 검사자 원자력검사단장 외 46인 없음 고압가스 임시저장 관련 화재예방관리 미흡 한빛원자력 5호기 제9차 정기검사에서는 총 47명이 참여하여 원자력안전법 제22조 (검사), 원자력안전법 시행령 제35조(정기검사) 및 원자력안전법 시행규칙 제23조 (정기검사)에 따라 성능 검사에 관한 11개의 검사대상시설과 운영기술능력분야에 대하여 총 95개 검사항목에 대한 검사를 수행함. 검사결과, 한빛 5호기 원자로 및 관계시설에 대한 정비 점검 및 시험이 관련 규정 및 절차에 따라 적절히 이루어졌으며 동 시설의 성능과 원자로 및 관계시설의 운영 에 필요한 기술능력의 확보상태가 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 에 적 합하게 유지되고 있음을 확인함. 다만 검사과정에서 1건의 검사 지적사항과 2건의 권고사항이 도출되어 시정조치를 요구하였으며, 도출된 지적사항 및 권고사항은 발전소의 안전운전에 직접적인 영향 을 미치는 사항은 없는 것으로 평가되었음. 이번 정기검사 기간 중에 수행된 중점검사 분야는 격납건물 가연성 기체제어계통의 피동촉매형 수소재결합기 설치 점검이며, 점검결과 관련 요건 및 기술기준에 함을 확인함. 또한, 주요 현안에 대한 점검으로 후쿠시마, 고리 1호기 정전사건, 최 근 3년 고장/정지 사건에 대한 후속조치, Q등급 교체품목 점검, 기기검증서 관련 품목 및 해외구매 시험성적서 점검을 수행하였고, 관련 조치들이 함을 확인함. 따라서, 한빛 5호기는 (1)원자력안전법 제21조의 규정에 의한 기술기준에 하게 운영되고 있고, (2)원자로시설의 내압, 내방사선 및 기타의 성능이 원자력안전법 시 행령 제27조의 규정에 의한 검사에 합격한 상태로 유지되고 있으며, 운영에 필요한 기술능력도 확보되어 있어, 원자력안전법 시행령 제35조 제2항의 정기검사 합격기 준을 만족하므로 정상출력운전에 대한 안전성이 유지되는 것으로 판단됨. - 1 -
II. 검사경위 정기검사신청 공문 접수 : 2013. 11. 8 정기검사 계획서 제출 : 2013. 12. 6 (변경계획서 제출 : 2014 1. 6, 2014 3. 12) 변경내용 : 기간 인사이동 반영 또는 검사기간 연장으로 인한 검사원 변경 등 검사전회의 개최 : 2013. 12. 11 정기검사업무 수행 : 2013. 12. 12 ~ 2014. 3. 21 임계전 검사수행 결과 원안위 현황 보고 : 2014. 2. 4 임계전 검사수행 결과 종합 검토회의 : 2014. 3. 13 임계전회의 개최 : 2014. 3. 14 원자로 임계도달 : 2014. 3. 14 발전소 100% 출력 도달 : 2014. 3. 19 노물리시험 및 2차계통검사 완료 : 2014. 3. 21 정기검사 종결결과 원안위 보고 : 2014. 3. 24-2 -
Ⅲ. 검사항목 및 검사자 검사단장 : 원자력검사단장 검사총괄 : 한빛검사PM 김봉현 이창주 1. 원자로시설의 성능에 관한 검사 (90개 항목) 검사대상시설 검 사 항 목 검사원 핵연료 건전성 검사 한범석, 나한비, 이주석 영출력 노물리 시험 한범석, 양채용, 이주석 출력중 노물리 시험 안승훈 1. 원자로본체(6) 한범석, 양채용, CPC 특성시험 이주석 핵연료 재장전 검사 이경원 원자로본체 가동중 검사 정구갑, 홍진기B, 노경완 원자로냉각재압력경계 기기 및 배관 가동중 검사 홍진기B, 정구갑, 노경완 증기발생기 세관 검사 정구갑, 홍진기B, 노경완 2. 가압기밸브 고창석, 배용범 원자로냉각계통시설(6) 원자로냉각재펌프 고창석, 배용범 3. 계측 및 제어계통 시설(11) 원자로냉각재계통 누설량 측정 원자로냉각재 유량측정 원자로시설 건전성감시계통 제어봉 위치지시계통 기능시험 제어봉 낙하시간 측정 사이버보안 원자로보호계통 공학적안전설비 작동계통 이기대, 배용범 안승훈 송태광, 노우진, 노경완 구철수 구철수 유영진, 김인용 유영진, 김인용 유영진, 김인용 - 3 -
검사대상시설 검 사 항 목 검사원 4. 핵연료물질의 취급시설 및 저장시설(2) 5. 방사성폐기물의 폐기시설(5) 6. 방사선관리시설(5) 공학적안전설비 부계전기 기능시험 안전관련 주요 계기계열 교정 지진감시계통 지진원자로자동정지계통 기능시험 및 교정 다양성보호계통 기능시험 및 교정 핵연료 이송설비 사용후핵연료 저장조 냉각 및 정화계통 액체방사성폐기물 관리 기체방사성폐기물 관리 고체방사성폐기물 관리 공기정화계통 여과기 성능 방사화학관리 방사선안전관리 계획 및 이행 방사선작업종사자 피폭관리 소내 방사선감시계통 실험실 분석장비 유영진, 김인용 유영진, 김인용 조호현, 진소범, 노경완 유영진, 김인용 유영진, 김인용 송태광, 노우진, 노경완 조남경, 배용범 정해용, 이정근 정해용, 이정근 이정근, 정해용 이정근, 정해용 정해용, 이정근 전인영, 김영균 전인영, 김영균 전인영, 김영균 전인영, 김영균 7. 원자로격납시설(5) 고정형 및 휴대용 측정장비 격납건물 국부 누설률 시험(LLRT) 격납건물 격리계통 격납건물 열제거계통 전인영, 김영균 나한비, 류승훈, 이주석 나한비, 류승훈, 이주석 이경원 격납건물 가연성 기체제어계통 나한비, 류승훈, 이주석 격납건물 가동중 검사 진소범, 조호현, 노경완 8. 정지냉각계통 현영학, 배용범 - 4 -
검사대상시설 검 사 항 목 검사원 안전주입 붕산수원 및 유로 류승훈, 한범석, 이주석 원자로안전계통시설(5) 안전주입 재순환 계통 류승훈, 한범석, 이주석 안전주입 펌프 및 부속 계통 류승훈, 한범석, 이주석 보조급수계통 이기대, 배용범 비상디젤발전기 기계설비 성능시험 송태광, 노우진, 노경완 비상디젤발전기 전기적 성능 시험 이길수B, 김인용 주발전기 이재도, 김대식, 김인용 변압기 이재도, 김대식, 김인용 변압기 보호설비 이재도, 김대식, 김인용 스위치야드 설비 이길수B, 김인용 9. 전력계통시설(17) 무정전 전원계통 대체교류전원 디젤발전기 전기적 성능 시험 대체교류전원 디젤발전기 기계설비 성능 시험 안전등급 축전지 설비 안전등급 충전기 설비 발전기차단기 주발전기 여자설비 주발전기 보호설비 전원공급회로 절체시험 상분리모선(IPB) 및 가스절연모선(GIB) 원자로정지차단기 이길수B, 김인용 이길수B, 김인용 송태광, 노우진, 노경완 이길수B, 김인용 이길수B, 김인용 이재도, 김대식, 김인용 이재도, 김대식, 김인용 이재도, 김대식, 김인용 이길수B, 김인용 이길수B, 김인용 이재도, 김대식, - 5 -
검사대상시설 검 사 항 목 검사원 김인용 주급수 계통 고창석, 배용범 10. 동력변환계통시설(10) 11. 기타 원자로 안전에 관계되는 시설(18) 복수 계통 복수기 세관 검사 발전기 보조계통 터빈 보조계통 터빈-발전기 기계설비 터빈제어 및 보호계통 주증기 안전 및 방출밸브 주증기 격리밸브 동력변환계통 주요계기계열 교정 구조물검사 1차기기냉각해수계통 1차기기냉각수계통 필수냉방수계통 공기조화 및 환기계통 화학 및 체적제어계통 계기용 압축공기계통 화재방호계통 화재방호계획 이행상태 안전 및 감압밸브시험 안전관련 지지대 및 방진기 안전관련 보호도장 안전관련 펌프 및 밸브 가동중 시험 고창석, 배용범 김상현B, 정구갑, 노경완 조남경, 배용범 조남경, 배용범 김상현B, 홍진기B, 노경완 구철수 조남경, 배용범 조남경, 배용범 구철수 조호현, 진소범, 노경완 이기대, 배용범 현영학, 배용범 현영학, 배용범 송태광, 노우진, 노경완 현영학, 배용범 이기대, 배용범 고창석, 배용범 고창석, 배용범 현영학, 배용범 송태광, 노우진, 노경완 조호현, 진소범, 노경완 이기대, 배용범 - 6 -
검사대상시설 검 사 항 목 검사원 안전관련 기기 및 배관 가동중 검사 수질관리 안전관련 설비 지진취약성 탄소강배관 감육 안전관련계통 누설점검 홍진기B, 정구갑, 노경완 김상현B, 정구갑, 노경완 조호현, 진소범, 노경완 홍진기B, 정구갑, 노경완 홍진기B, 송태광, 노경완 2. 원자로시설의 운영에 관한 검사 (5개 항목) 검사대상시설 검 사 항 목 검사원 운영기술능력분야 비상운전절차서에 대한 점검 인적요소의 관리점검 운전경험반영에 대한 점검 발전소 운영조직에 대한 점검 발전소 직원 자격 및 교육훈련에 대한 점검 김도삼 유영진, 김인용 최동원 장성목 장성목 3. 기타 검사 검사대상시설 검 사 항 목 검사원 해당없음 안전문화 이행체계 시범점검 최영성, 윤영식, 정수진, 이재준 - 7 -
Ⅳ. 검사결과 원자로 시설의 성능에 관한 검사 1. 원자로본체 검사지적사항 : 없음 1.1 핵연료 건전성 검사 가. 검사내용 검사원 : 한범석, 나한비, 이주석 1) 핵연료 검사방법의 성 점검 2) 핵연료 검사결과 점검 3) 육안검사자 자격요건 점검 나. 검사결과 1) 핵연료 검사방법의 성 점검 계획예방정비기간 중에 수행되는 사용후핵연료에 대한 검사방법은 이번 주기 운전기간 동안의 원자로냉각재 방사능이력으로부터 핵연료손상 여부를 평가하여 결정된다. 운전 중 핵연료손상 징후가 있는 것으로 판단되는 경우에는 손상 핵연료봉을 찾기 위해 정 밀검사의 일종인 초음파검사가 수행되고, 핵연료손상 징후가 없는 것으로 판단되는 경 우에는 육안검사가 수행된다. 핵연료 손상징후를 판단하기 위한 원자로 냉각재 방사능 준위에 대한 기준은 다음과 같다. 가) I-131의 보정 방사능 첨두값이 1.0E-01 μci/gm(3.7e+03 Bq/gm) 이상인 경우 나) 주기말 I-131의 보정 방사능 값이 주기초보다 1.0E-03 μci/gm(3.7e+01 Bq/gm) 이 상 증가한 경우 위의 기준 중에 하나라도 해당할 경우에 운전 중 핵연료 손상이 있었을 것으로 판정하 여 일부 또는 전체 핵연료에 대해서 초음파검사(Ultrasonic Test)를 수행하며, 초음파검 사 대상 핵연료의 선정은 Cs 동위원소비 방법이 적용된다. 한빛 5호기 제9주기 운전 중 원자로냉각재 방사능 이력을 검토한 결과, 안정상태의 I-131 보정 방사능 준위는 1.0E-03 μci/gm 이하의 낮은 값을 유지하였으며 정상운전 중 I-131 첨두현상이 발생하지 않았다. 또한, 주기초 대비 주기말 I-131 보정 방사능 값 - 8 -
이 1.0E-03 μci/gm 미만으로 유지되었다. 이와 같은 원자로냉각재 방사능 이력은 제9 주기 정상운전 중 핵연료봉의 손상이 발생되지 않았음을 의미하는 바, 육안검사만 수 행한 사업자의 검사방법은 타당하다고 판단된다. 2) 핵연료 검사결과 점검 핵연료 육안검사는 노심에 장전된 모든 사용후핵연료에 대하여 비디오 카메라를 이용 하여 외형상의 손상여부(핵연료봉의 부분 휨, 조사성장, 부식 및 수소화 현상, 지지격자 건전성, 핵연료집합체 변형 등)를 판정하는 것이다. 사업자는 제9주기에 사용된 핵연료 집합체 177다발 전량(방출연료 69다발, 재장전연료 108다발)에 대한 육안검사를 수행하 였다. 육안검사 녹화자료 및 점검기록지(운영절차서 연료-1004)를 검토한 결과, 일부 핵 연료의 하단고정체에서 이물질이 발견되었으나 적절히 제거되었으며 제9주기에 사용된 모든 핵연료집합체의 외관 건전성이 유지되고 있음을 확인하였다. 3) 육안검사자 자격요건 점검 사용후핵연료에 대한 육안검사는 Level II 이상 시험요원이 수행하거나, 또는 Level II 이상 시험요원의 통제/감독 하에 Level I 시험요원이 수행할 수 있도록 규정되어 있다. 한빛 5호기 제9주기 사용후핵연료 육안검사자의 자격요건을 확인한 결과, 본 사용후핵 연료에 대한 육안검사는 한 자격을 갖춘 자에 의해 수행되었음을 확인하였다. 다. 문제점 및 시정조치사항 없 음. 라. 결 론 한빛 5호기 제9주기 원자로냉각재 방사능 이력을 검토한 결과, 정상운전 중 핵연료의 손 상징후는 발생되지 않았음을 확인하였다. 또한 제9주기에 연소된 핵연료집합체 전량에 대 한 육안검사 녹화자료 및 점검기록지 등 관련 자료를 검토한 결과, 제10주기에 재장전되 는 108다발을 포함하여 모든 핵연료집합체의 외형상 건전성이 유지되고 있음을 확인하였 다. 마. 참고문헌 1) 한빛5호기 제9주기 원자로냉각재 방사능 이력 2) 한빛5호기 제9주기 핵연료 육안검사 녹화자료 및 기록지 3) 한빛5호기 9차 O/H 연료 인출/검사 순서도 - 9 -
4) 사용후핵연료저장조 영역2 저장연료 연소도 점검표 5) 한수원 시험직원 육안검사 자격사항 6) 한빛 3발전소 운영절차서, 연료-1004, 사용후연료 육안검사 7) 한빛 3발전소 운영절차서, 연료-1008, 운전 중 연료건전성 감시 및 평가 1.2 영출력 노물리 시험 가. 검사내용 검사원 : 한범석, 양채용, 이주석 1) 초기임계 및 노물리시험 준비사항 2) 핵열방출점 측정 및 반응도계산기 점검 3) 노물리시험 결과 점검 나. 검사결과 영출력 노물리시험은 주요 핵설계 변수 측정값을 핵설계보고서에 제시된 설계값과 비교 함으로써 설계의 타당성을 확인하기 위해 수행된다. 재장전노심에 대한 핵설계가 오류없 이 수행되었고, 핵연료도 설계 장전모형 대로 장전되었다면 주요 핵설계 변수들의 측정값 은 설계값과 오차 범위 내에서 일치하여야 한다. 노물리시험은 ANSI/ANS-19.6.1에 기술 되어 있는 측정항목 및 측정방법에 따라 수행되고, 동 기술기준에서 권고하는 판정기준을 만족해야 한다. 따라서 본 검사를 통해 해당 기술기준을 준수하며 시험이 수행되는지, 그 리고 각 측정항목의 시험결과가 판정기준을 만족하는지 확인하였다. 1) 초기임계 및 노물리시험 준비사항 초기임계를 위한 작업은 임계승인 후인 2014.03.14, 18:00부터 기준계수율을 측정한 후 제어군 인출, 붕소희석의 순으로 진행되었다. 매 단계 제어군 인출시마다 그리고 제어 군 인출완료 후에는 RCS의 붕소를 희석하면서 노외핵계측기의 계수율을 측정하였으며, 매 단계마다 역계수율을 감시하면서 임계에 도달하였다. 초기임계 도달시점은 2014.03.14, 22:25이었으며, 임계도달 시 조절제어군 5의 위치는 309 cm 인출이었고 원 자로냉각재계통의 붕소농도는 1915 ppm이었다. 영출력 노물리시험은 원자로 초기임계 도달 후 반응도 안정상태에서 실시되었다. 2) 핵열방출점 측정 및 반응도계산기 점검 초기임계이후 영출력 노물리시험 시 유지해야 할 중성자속 범위를 결정하기 위해 핵열 방출점(POAH) 측정이 실시되었다. 핵열방출점은 핵분열에 의해 발생하는 열이 충분하 - 10 -
여 핵연료온도 및 냉각재온도가 증가하고, 도플러효과에 의해 부반응도가 투입되는 시 점의 중성자속 준위로 결정된다. 노물리시험 중성자속 범위는 핵열방출점 중성자속 준 위의 70% 이하로 결정되었다. 반응도 계산기에 대해서는 2014.03.14.에 내부 및 외부 동적시험이 수행되었으며, 판정기준(설계반응도와 측정반응도의 오차가 1% 및 4% 이 하)을 만족하였음을 확인하였다. 이를 통해 반응도계산기에 각종 설계변수들이 정확히 입력되었고, 반응도계산기가 적절하게 작동하고 있음을 확인하였다. 3) 노물리시험 결과 점검 초기 임계도달 후 RCS 내의 붕소농도가 안정상태에 있음을 확인한 후 제어봉 완전인 출 시 최종점 임계붕소농도 측정, 제어봉제어능 측정, 등온온도계수 측정의 순서로 영 출력 노물리시험이 진행되었다. 최종점 붕소농도는 제어봉 완전인출 상태에서의 임계붕소농도를 말하며, 일부삽입 상 태인 조절제어군 5를 완전인출할 때 측정되는 정(+) 반응도를 붕소농도로 환산한 후, 이를 조절제어군 5 일부삽입 상태의 임계붕소농도에 합산하여 결정된다. 측정된 임계 붕소농도는 1921 ppm이었으며, 설계값(1937 ppm)과의 차이는 16 ppm으로서 판정기준 인 ±50 ppm 이내임을 확인하였다. 제어봉 제어능 측정에는 '동적 제어봉 제어능 측정방법(DCRM)'이 사용되었으며, 조절 제어군(5개) 및 정지제어군(4개)은 정해진 순서대로 완전삽입과 완전인출을 반복하면서 제어봉 제어능이 측정되었다. 개별 제어군의 제어능 오차는 최대 9.9%으로 판정기준인 ±15% 이내이며, 총 제어능 오차는 -1.4%로 판정기준인 -6.52% 이내임을 확인하였다. 세부 시험결과는 표-1과 같으며, 모든 제어봉이 판정기준을 만족함을 확인하였다. 등온온도계수(ITC)는 1차 계통 냉각재 온도를 서서히 냉각 및 가열시켜 핵연료가 냉각 재와 온도평형을 이룬 상태에서 안정시킨 후, 온도 및 반응도 변화량을 측정하여 계산 된다. 측정된 등온온도계수(-1.65 pcm/ )와 보정된 등온온도계수(-1.3736 pcm/ )의 편차는 0.2764 pcm/ 으로 판정기준인 ±2.808 pcm/ 이내임을 확인하였다. 또한 감속재온도계수(MTC)는 1.42 pcm/ 으로 판정기준인 9 pcm/ 이내임을 확인하였다. - 11 -
표-1. 한빛 5호기 제10주기 영출력노물리시험 결과 시 험 명 설계값 측정값 편 차* 판정기준 ARO 임계붕소농도(ppm) 1937 1921 16 ±50 ppm 등온온도계수(pcm/ ) -1.3736-1.65 0.2764 ±2.808 pcm/ 정지제어군 A(5) 1036.6 993.8-4.1% 정지제어군 B(7) 856.7 836.6-2.3% 정지제어군 A(3) 800.5 796.0-0.6% 측정값의 제어봉 정지제어군 B(10) 713.4 662.1-7.2% ±15% 이내 조절제어군 1 462.8 432.3-6.6% 제어능 또는 조절제어군 2 489.3 514.9 5.2% (pcm) 조절제어군 3 357.2 392.4 9.9% ±100 pcm 이내 조절제어군 4 376.6 379.9 0.9% 조절제어군 5 347.4 357.9 3.0% 총 제어능 5440.5 5365.9-1.4% -6.52 ~ 8.0% * (설계값-측정값) 또는 (측정값-설계값)/설계값 100 다. 문제점 및 시정조치사항 없 음. 라. 결 론 한빛 5호기 제10주기 초기임계 도달 및 영출력 노물리시험은 절차서에 따라 하게 수 행되었으며, 각종 시험결과는 모두 판정기준을 만족함을 확인하였다. 마. 참고문헌 1) 한빛 5,6호기 운영기술지침서 3.1장 2) ANSI/ANS 19.6.1, Reload Startup Physics Tests for Pressured Water Reactor 3) 한빛 5호기 제10주기 핵설계보고서 1.3 출력중 노물리 시험 검사원 : 안승훈 가. 검사내용 1) 노내출력분포 측정결과 점검 2) 전출력 임계붕소농도 측정결과 점검 나. 검사결과 출력중 노물리시험은 노내 중성자속분포측정과 100% 전출력 임계붕소농도의 측정시험으 - 12 -
로 구성된다. 본 시험을 통해 핵연료집합체의 장전이 설계모형대로 수행되었는지, 그리고 노심의 출력분포도 한 주기동안 재장전노심 설계과정에서 예측된 범위 내에서 유지될 수 있음을 검증하게 된다. 해당 시험항목에 대한 검사는 ANSI/ANS-19.6.1 기술기준에 따라 시험이 수행되고, 각 측정항목의 시험결과는 판정기준을 만족하는지 검사하였다. 노내 중성자속분포 측정을 위하여 노내핵계측기에 대하여 민감도, wedge test, consistency test를 수행하였으며, 그 결과, 225개 검출기 중 210개, 검출기 집합체에 대해 서는 45개 전체가 운전 가능하므로, 75% 이상의 운전 가능 요건을 만족하였다. 20% 열출 력에서 수행한 결과가 허용기준을 만족하였지만 100% 출력에서의 출력분포 측정에 앞서 노내핵계측기의 운전가능성을 다시 시험하였다( 14.03.19). 그 결과 225개 검출기 전부, 45 개 검출기 집합체 전부에 대해 운전 가능함을 확인하였다. 노내 출력분포 측정 시험은 아래의 일정에 따라 수행되었으며, 고정형 노내 핵계측계통을 이용하여 저출력(0~30%), 중간출력(40~80%) 및 고출력(90% 이상)의 3단계 출력준위에서 각각 수행되었다. - 시험일시 : 30% - 14. 03. 16 80% - 14. 03. 18 100% - 14. 03. 21 이 때 운영기술지침서에서 요구하고 있는 첨두출력계수(Fxy)에 대한 주기점검도 수행되 었다. Flux Mapping을 수행할 때에는 노심이 안정된 상태 즉 출력준위, 붕소농도, 제어 봉 위치 및 제논진동 등이 충분히 안정된 상태에서 실시하여야 하나 중간출력에서는 목 표출력까지의 출력상승 후 6시간이 경과하면 제논과도상태에서도 측정을 할 수 있도록 하였다. <표 1>은 각 출력준위별로 수행한 집합체출력 및 첨두계수에 대한 측정치와 설 계치의 차이를 보여주고 있다. 이 표에서 집합체 출력은 상대출력밀도(Relative Power Density: RPD)를 의미한다. <그림 1>의 집합체 1K에서 최대 퍼센트 상대오차가 10.1986% (1K 집합체)로 나타났으나 절대편차는 2K에서 최대로 나타났으며 0.1RPD이하 로 나타났다. 저출력에서 반경방향 출력 대칭성을 점검하는 시험에 대하여 1997년 ANSI/ANS-19.6.1 기준은 측정치를 예측치와 비교하는 것으로 설정되어 있으나, 이와 달 리 2005년도와 2011년도 판을 따르면 대칭위치의 측정치를 서로 비교하는 것으로 되어 있다. 반경방향 집합체 출력의 측정치들은 대칭 위치에서 차이가 크게 없으며, 80%와 100%에서 집합체 출력분포를 잘 예측하는 것으로 보아 집합체 오장전 가능성은 없다. 1997년도 판은 퍼센트 상대오차에 대한 정의의 오류가 있고 저출력에서의 대칭성 시험에 대한 기준이 모호하게 기술되어 있기 때문에, 2005년도와 2011년도 판의 기준을 적용하여 대칭성시험을 만족한 것으로 결정한다. 80%와 100% 출력에서, 반경방향 RPD에 대한 편 차와 마찬가지로 상대 퍼센트 편차는 <그림 1>의 2K 집합체에서 가장 컸으며, 각각 6.464%와 5.8649%였다. - 13 -
그리고 100% 전출력, 제논평형 안정상태, 전제어봉 인출조건에서 측정한 임계붕소농도는 <표 2>와 같이 영출력 임계붕소농도와의 편차 허용기준을 만족하였다. 다. 문제점 및 시정조치사항 없음. 라. 결 론 출력중노물리시험은 관련 절차서를 준수하여 수행되고, 시험결과는 모두 판정기준을 만족 하였다. 마. 참고문헌 1) 한빛 5,6호기 운영기술지침서 2) ANSI/ANS 19.6.1-1997, -2005, -2011, Reload Startup Physics Tests for Pressurized Water Reactor. 3) 한빛 5호기 제10주기 핵설계보고서 4) 한빛 5,6호기 운영절차서 - 노심-1002(개정 02), 영출력 원자로특성시험 - 노심-1006(개정 01), 임계붕소농도 측정 - 노심-1008(개정 02), 출력상승중 원자로특성시험 - 노심-1204(개정 00), 노외핵계측기 교정 바. 첨부자료 없음. - 14 -
노심출력 측정 변수 * 설계값과 측정값의 차이 판정기준 30% 집합체출력 중 최대 편차 0.0768RPD 80% 100% <표 1> 한빛 5호기 제10주기 노내 출력분포 측정 결과 ±10% or ±0.1RPD 집합체출력 중 최대 편차 0.0699RPD ±0.1RPD 반경방향 출력의 RMS 표준오차 2.3826% 5% 축방향 출력의 RMS 표준오차 2.1536% 5% 최대 F xy 퍼센트 상대오차 2.5049% ±7.5% 집합체출력 중 최대 퍼센트 상대오차 -7.1484% ±10% 반경방향 출력의 RMS 표준오차 1.9800% 5% 축방향 출력의 RMS 표준오차 4.0471% 5% 최대 F xy 퍼센트 상대오차 2.1344% ±7.5% * 편차=측정치-예상치, 또는 퍼센트 상대오차=(측정치-예상치)/예상치 100 <표 2> 한빛 5호기 제10주기 전출력 임계 붕소농도 측정 결과 구 분 항 목 설계치 측정치 편차(설계-측정) 판정기준 영출력, ARO 임계 붕소농도 1937 ppm 1921 ppm 16 ppm - 전출력, ARO 임계 붕소농도 1360 ppm 1361 ppm -1 ppm 임계 붕소농도 차이 577 ppm 560 ppm 17 ppm ±50 ppm - 15 -
A B C D E F G H J K L M N P R 1K 01 2K 02 03 04 05 06 07 08 09 10 11 12 13 14 15 <그림 1> 한빛 5호기 제10주기 설계치와 예측치의 최대 차이를 보이는 집합체 위치 1.4 CPC 특성시험 가. 검사내용 검사원 : 한범석, 양채용, 이주석 1) 노외핵계측기 부채널 이득 교정 2) CPC의 SAM/BPPCC 상수 측정 3) CPC의 DNBR/LPD 입증 및 COLSS 운전성 확인 나. 검사결과 노심보호연산기(CPC)에는 정확한 노심 축방향출력분포 합성을 위하여 원자로 재기동시 80% 출력 도달 전에 필요한 각종 상수가 측정되고 입력된다. 또한 CPC에 입력으로 사용 - 16 -
되는 노외핵계측기 신호를 적절히 교정함으로써 요구되는 성능을 만족해야 한다. 따라서 본 검사에서는 노외핵계측기 부채널(sub-channel) 이득교정, CPC의 SAM/BPPCC(형상처 리행렬/경계점출력계수) 상수측정시험이 시험목적에 부합하게 수행되는지 확인하였다. 또 한 시험을 통해 생산된 자료를 이용하여 노외핵계측기가 적절히 교정되고, SAM/BPPCC 상수들은 각종 판정기준을 만족하는지 그리고 CPC에 최종적으로 하게 입력되었는지 확인하였다. 아울러 CPC가 계산하는 핵비등이탈율(DNBR) 및 첨두선출력밀도(LPD)가 시 험 허용범위 안에서 정확도를 유지하는지 확인하였다. 1) 노외핵계측기 부채널 이득 교정 노외핵계측기 부채널(sub-channel) 교정은 2014.03.16.에 원자로출력 30%에서 수행되었 다. 노내출력분포 분석프로그램인 CECOR 코드의 노외핵계측기 축방향 출력분율과 해 당 노외핵계측기의 출력신호가 취득되었으며, 취득한 자료를 분석하여 노외핵계측기 출력신호가 CECOR 노외핵계측기 출력분율에 일치하도록 교정인자가 생산되었다. 노 외핵계측기 교정결과에 대한 검토를 통해 지난 주기의 기준전류와 새로 측정된 기준전 류를 비교하고 교정인자를 적용하여 새로운 교정 기준전류가 하게 생산되었음을 확인하였다. CPC 4개 채널은 각 노외핵계측기 별로 새로 생산된 교정 기준전류에 대 하여 기준전압(10 V)의 ±0.005 V 이내로 교정되어 판정기준을 만족하였으며, 5-point 교정점에 해당하는 전압에 대해서는 각각 ±0.01 V 이내로 유지되어 판정기준을 만족하 였음을 확인하였다. 또한, 교정 완료 후 CPC의 각 채널별 출력분율과 CECOR 출력분 율의 편차는 ±0.3% 이내로 판정기준을 만족하였음을 확인하였다. 2) CPC의 SAM/BPPCC 상수 측정 CPC의 노심 축방향 출력분포 합성에 필요한 SAM/BPPCC 상수측정시험은 노외핵계측 기 부채널 이득 교정 후, 30% 80% 출력상승기간 중 수행되었다. 출력상승기간 중 각 채널별 노외핵계측기 출력자료 및 CECOR 노내출력분포 자료가 매 15분마다 취득 되었으며, 총 83개의 자료(snapshot data)가 이용되었다. 출력상승기간 중 전제어봉 인 출조건을 유지하였고, 출력상승률(3%/hr 이내)도 적절하게 유지되었다. 취득된 83개 자 료의 상, 중, 하 노외핵계측기 신호와 CECOR 코드로 예측된 노외핵계측기 신호와의 차이는 ±4%(중) 및 ±6%(상, 하) 이내를 만족하였으며 노외핵계측기가 사전에 적절히 교정되어 있음을 확인하였다. CEFAST 코드로 분석된 CPC 4개 채널의 형상처리행렬 (SAM)에 대한 Test Value는 각각 4.0627, 4.0669, 4.1199, 3.9769로서 판정기준(3.0 6.0) 을 만족하였다. 또한 SAM/BPPCC를 이용하여 합성된 축방향 출력분포와 CECOR 코 드로 계산한 축방향 출력분포에 대한 CPC 4개 채널의 RMS 오차는 각각 2.318, 2.674, 1.936, 2.802%로서 판정기준인 5.5% 이내임을 확인하였다. 따라서 이로부터 결정된 - 17 -
SAM 상수와 BPPCC 상수는 적절히 측정되었으며, CPC 각 채널에 정확하게 입력되었 음을 확인하였다. 3) CPC의 DNBR/LPD 입증 및 COLSS 운전성 확인 CPC의 DNBR/LPD 입증시험은 CPC가 계측하는 DNBR과 LPD가 예측 범위 내에 있 어서 CPC가 정상적으로 기능함을 확인하는데 목적이 있다. 본 시험은 2014.03.18.에 원 자로출력 80%에서 실시되었으며, CPC 4개 채널에 대하여 일정시간 on-line으로 측정 된 DNBR 및 LPD의 최소/최대값이 CEDIPS off-line 전산코드로 계산한 DNBR 및 LPD의 최소/최대값 이내임을 확인하였다. 시험 결과는 <표 1>과 같으며, 모두 판정기 준을 만족하였음을 확인하였다. COLSS 운전성 확인시험은 COLSS가 계측하는 DNBR-POL 및 LHR-POL이 예측 범위 내에 있어서 COLSS가 정상적으로 기능함을 확인하는데 목적이 있다. 본 시험은 2014.03.21.에 원자로출력 100%에서 실시되었으며, 발전소 컴퓨터로부터 COLSS Detailed Report를 추출하고 COLSS의 입력신호를 사용하여 COLSS Fortran Code로 DNBR-POL 및 LHR-POL을 계산한다. 발전소 컴퓨터(on-line)와 COLSS Fortran Code(off-line)의 DNBR-POL 및 LHR-POL을 비교하여 0.2% 이내임을 확인하였다. 시험 결과는 <표 2>와 같으며, 모두 판정기준을 만족하였음을 확인하였다. 변수 DNBR LPD 구분 허용기준 <표 1> 한빛 5호기 제10주기 CPC의 DNBR/LPD 입증 시험 결과 채널 A 채널 B 채널 C 채널 D CEDIPS CPC CEDIPS CPC CEDIPS CPC CEDIPS CPC 최대값 2.4574 2.42 2.4194 2.38 2.3983 2.37 2.4469 2.42 최소값 2.3020 2.34 2.2681 2.33 2.2664 2.29 2.3175 2.35 최대값 401.42 389.67 415.11 401.70 412.48 402.54 405.28 394.63 최소값 380.11 386.20 393.04 400.15 393.25 399.40 386.21 392.71 각 CPC 채널에서 취득한 DNBR/LPD의 최대/최소값은 CEDPIS에서 계산한 각 CPC 채널의 DNBR/LPD의 최대/최소값 범위 이내 비고 만 족 만 족 만 족 만 족 - 18 -
<표 2> 한빛 5호기 제10주기 COLSS 운전성 확인 시험 결과 변수 On-line (%) Off-line (%) Error* (%) 허용기준 (%) 비고 DNBR-POL 110.435 110.570 0.122 0.2 만 족 LHR-POL 126.889 126.870 0.015 0.2 만 족 * Error = (On-line) - (Off-line) /Off-line 100 다. 문제점 및 시정조치사항 없 음. 라. 결 론 노심보호연산기(CPC)의 노외핵계측기 교정 및 SAM/BPPCC 상수측정시험은 절차를 준수 하며 수행되었으며, 시험을 통해 생산된 자료들은 모두 판정기준을 만족하였음을 확인하 였다. 또한, CPC의 DNBR/LPD 계산성능 및 COLSS 운전성이 하게 검증되었으며 모 두 판정기준을 만족하였음을 확인하였다. 마. 참고문헌 1) 한빛 5,6호기 운영기술지침서 3.3장 2) 한빛 5호기 제10주기 핵설계보고서 1.5 핵연료 재장전 검사 검사원 : 이경원 가. 검사내용 1) 핵연료 재장전 초기조건 점검 2) 연료 재장전 시 이상상태 여부 확인 나. 검사결과 핵연료 재장전시 발전소내 조건이 관련 요건을 만족한 상태에서 수행되었는지 확인하고, 재장전 시 핵연료의 기계적 건전성에 손상이 있는지를 확인하여 핵연료가 안전하게 장전 되었는지 여부를 확인한다. 1) 핵연료 재장전 초기조건 점검
핵연료 재장전 초기조검 점검은 핵연료 재장전 작업이 개시되기 전에 발전소 조건이 운영기술지침서 운전제한요건을 모두 만족하고 있는지를 확인한다. 핵연료재장전 기간 동안 원자로냉각재계통, 재장전수로 및 재장전수조의 붕소농도를 최소 농도 이상으로 유지함으로써 원자로를 미임계 상태로 유지하며, 노심 반응도 상 태를 감시하기 위해 노외핵계측기(선원영역 감시기)가 운전가능해야 한다. 격납건물내 에서 핵연료를 이송하는 동안에 핵분열생성물에 의한 외부 대기로의 방사능 누출을 제한하기 위해 격납건물 관통부는 닫혀있어야 하며, 정지냉각계통을 운전하여 원자로 냉각재계통으로부터 열을 제거하고 균일한 붕소농도 분포를 보장하기 위해 냉각재가 충분히 순환되어야 한다. 또한 핵연료취급사고를 대비하여 재장전 수위를 충분히 유지 해야 한다. 핵연료 재장전 시 상기 사항들이 만족되는지 여부를 관련 계통의 운전원 기록지를 통 해 확인하였으며, 점검결과는 <표 1>과 같다. 핵연료 재장전 기간 동안 발전소 조건은 운영기술지침서의 허용기준을 모두 만족하였으며, 재장전 작업 중 이상 징후는 발생하 지 않았음을 확인하였다. 2) 연료 재장전 시 이상상태 여부 확인 연료 장전 시 이상상태 여부 확인은 핵연료 장전 중 핵연료집합체에 기계적 건전성이 유지되는지를 확인하고, 장전 후 연료들이 노심 장전 모형과 일치하며 제 위치에 장전 되었음을 판정기준을 통하여 확인한다. 연료 장전 관련 기록지를 검토한 결과, 핵연료 이송 및 장전은 사전에 승인된 절차에 따라 하게 수행되었으며, 연료 장전 중 핵연료집합체에 기계적 건전성을 저해할 특이사항은 발생하지 않았음을 확인하였다. 장전된 연료의 일련번호, 방향 및 위치는 설계 장전 모형과 일치하였으며, 장전된 연료의 높이와 중심선은 허용기준(높이: 설계 높이의 ±6.4 mm 이내, 중심선: 설계위치의 ±7.6 mm 이내)을 만족함을 확인하였다. 다. 문제점 및 시정조치사항 없음. 라. 결 론 제10주기에 사용될 177개 핵연료는 재장전 시 발전소 조건이 만족된 상태에서 수행되었 으며, 계획된 절차에 따라 하게 장전되었다. 마. 참고문헌 1) FSAR, 14.2.10 초기 핵연료장전 및 초기임계 - 20 -
2) 운영기술지침서 3.9절 재장전 운전 바. 첨부자료 1) <표 1> 핵연료 재장전 시 점검 항목 및 점검 결과 <표 1> 핵연료 재장전 시 점검 항목 및 점검 결과 점검항목 측정/점검 결과 판정기준 결과 붕소농도 약 4,118 ppm 이상 2500 ppm 만족 노외핵계측기 2개의 선원영역 감시기 운전 가능 2개의 선원영역 감시기 운전 가능 만족 격납건물 관통부 - 기기출입구는 닫혀있고 4개의 볼트로 고정 - 기기출입구는 닫혀있고 4개 - 각 출입구 중 1개의 문은 닫혀있어야 함 의 볼트로 고정되어 있음 - 격납건물 대기에서 외부로 직접 연결 - 각 출입구 중 1개의 문은 된 각 관통부는 다음 중 1개를 만족 닫혀있음 수동 또는 자동 차단 밸브, 블라인 - 격납건물 대기에서 외부로 드 플랜지, 또는 이와 동등한 방법 직접 연결된 각 관통부가 으로 닫혀있거나, 닫혀 있음 운전가능한 격납건물 퍼지 및 배기 차 단계통에 의해 닫혀질 수 있어야 함 만족 정지냉각 및 원자로냉각재 순환 정지냉각(유로 2) 운전 RCS 순환 유량 : 14,630 L/min 이상 재장전수위 96.2% 1개 계열 정지냉각계열 운전 순환되는 RCS 유량 13,020 L/min 95.6% (원자로용기 플랜지 상부 위로 7m 이상) 만족 만족 1.6 원자로본체 가동중 검사 검사원 : 정구갑, 홍진기 가. 검사내용 1) 원자로용기 용접부 건전성 점검 2) 원자로 헤드 및 관통관 건전성 점검 3) 원자로 내부구조물 육안점검 4) 중성자 대체감시자 설치 및 교체 점검 5) 기타 점검(원자로용기 내벽 손상부 점검) - 21 -
나. 검사결과 원자로본체 가동중검사는 원자로 상부헤드 및 관통관, 원자로 내부구조물, 원자로용기 내 면 흠집부의 건전성과 중성자 대체 감시자 인출 및 설치의 성을 확인한다. 원자로용 기 관통부 및 내면 흠집부는 KEPIC MI(ASME Sec. XI)의 허용기준을 초과하는 결함이 없어야 하고, 원자로용기는 바닥에 이물질이 없어야 하며 중성자 대체 감시자는 인출되고 정해진 위치에 설치되어야 한다. 1) 원자로용기 용접부 건전성 점검 원자로용기의 원통용접부(G1), 출구노즐(N1, N2), 출구노즐-배관(N1, N2), 출구노즐 IRS(N1, N2)에 대한 비파괴검사가 수행되었다. 검사절차서는 기술기준(ASME Sec. XI(KEPIC MI) 등) 및 품질보증계획서에 따라 검토 승인됨을 확인하였다. 비파괴검사자 의 자격 및 비파괴검사 장비의 검 교정은 원안위고시 제2012-10호, ASME Sec. XI(KEPIC MI) 등의 요건에 함을 확인하였다. 초음파탐상검사결과 원통용접부, 출 구노즐 및 노즐-배관용접부는 결함이 없으며, 육안검사결과 출구노즐 IRS 부위는 결함 없음을 확인하였다. 2) 원자로 헤드 및 관통관 건전성 점검 원자로 헤드 검사는 모든 관통관(제어봉안내관 73개, 열전대용 2개, 예비용 8개, 배기관 1개)에 대한 체적검사(UT, ET, PT)와 상부 헤드 표면에 대한 원격육안검사(VT)가 수행 되었다. 검사절차서는 기술기준(ASME CC N729-1 등) 및 품질보증계획서에 따라 검토 승인됨을 확인하였다. 비파괴검사자의 자격 및 비파괴검사 장비의 검 교정은 원안위고 시 제2012-10호, ASME CC N729-1 등의 요건에 함을 확인하였다. 체적검사 및 표 면검사(선행호기 경험 반영 12개 표본검사) 결과 관통관 및 J 그루브 용접부에 결함지 시가 없음을 확인하였다. 육안검사결과 원자로 상부헤드 표면에 누설이나 붕산석출물 없이 ASME CC N729-1에 함을 확인하였다. 3) 원자로 내부구조물 육안점검 원자로 내부구조물(노심지지통, 감시용기내부부착물) 및 바닥에 대한 육안검사가 수행 되었다. 절차서는 ASME Sec. XI(KEPIC MI) 및 품질보증계획서에 따라 검토 승인됨을 확인하였다. 검사결과, 노심지지통(CSB), 감시용기내부부착물(6개)은 변형이나 균열 등 의 결함이 없으며, 원자로용기 바닥은 이물질이 없음을 확인하였다. 4) 중성자 대체감시자 설치 및 교체 점검 - 22 -
원자로용기 중성자 조사취화 대체감시자의 인출(3차) 및 설치(4차) 작업이 수행되었다. 절차서는 품질보증계획서에 따라 검토 승인됨을 확인하였다. 검사결과 대체감시자(4세 트, 6개)는 절차에 따라 해당 위치(4 위치)에 설치됨을 확인하였다. 5) 기타 점검(원자로용기 내벽 손상부 점검) 제1차 가동중검사 시 열전달완충판 이탈에 따라 손상된 원자로용기 하부 2개소의 육안 검사와 탁본분석(Replica)이 수행되었다. 탁본기록 점검결과 손상부(#1)는 모재손상깊이 는 전주기와 비교하여 평균 0.17 mm, 최대 0.25 mm 증가하였으며, 모재손상누적깊이 는 평균 1.03 mm, 최대 1.24 mm로 측정되었다. 최대누적깊이를 고려한 흠집부의 모재 두께(162.06 mm)는 원자로용기 최소허용두께(103.5 mm)를 초과하지 않으므로 건전함 을 확인하였다. 손상부(#2)는 전주기와 비교하여 형상의 변화가 없으며 탁본의 표면에 붉은 산화물이 묻어있지 않아 용기의 모재 노출이 없음을 확인하였다. 다. 문제점 및 시정조치사항 없음 라. 결 론 원자로 헤드 및 관통관, 원자로 내부구조물, 중성자 대체감시자 설치 및 교체, 원자로용기 내벽 손상부 등에 대한 점검결과 관련 기술기준 및 절차서에 하게 수행됨을 확인하 였다. 마. 참고문헌 1) 원안위고시 제2012-10호 원자로시설의 가동중검사에 관한 규정 2) 원안위고시 제2012-08호 원자로압력용기 감시시험 기준 3) ASME Sec. XI, "원전 가동중검사" 4) ASME Sec. V, "비파괴검사" 5) ASME Code Case N729-1, "Alternative Examination Requirements for PWR Reactor Vessel Upper Heads with Nozzles Having Pressure Retaining Partial Penetration Welds Section XI, Div. 1" 6) 10 CFR 50.55a, Codes and Standards 7) 원자로 상하부헤드 관통부 붕산부식 원격육안검사 절차서(KIC) - 23 -
8) 한국형 원자로 상부헤드 관통관 초음파평가 절차서(KIC) 9) 액체침투탐상검사 절차서(KIC) 10) 대체감시자 설치 및 인출 절차서(KRIST) - 24 -
2. 원자로냉각계통시설 검사지적사항 : 없음 2.1 원자로냉각재압력경계 기기 및 배관 가동중 검사 검사원 : 정구갑, 홍진기B 가. 검사내용 1) 검사대상부위 선정 및 절차서 2) 비파괴검사원 자격 및 검사장비 교정 3) 비파괴검사 결과 및 후속조치내용 4) 원자로냉각재 압력경계 기기 및 배관 보수 및 교체 나. 검사결과 원자로냉각재 압력경계 기기 및 배관 가동중검사는 원자로냉각재압력경계 기기 및 배관 에 균열 등 허용기준을 초과하는 결함의 존재 여부를 비파괴검사(UT, PT, MT, VT)를 통 해 확인하기 위해 수행한다. 가동중검사 결과, KEPIC MI의 허용기준을 초과하는 결함이 없어야 하며, 보수작업은 원자력안전위원회고시 제2012-10호(원자로시설의 가동중 검사에 관한 규정) 및 KEPIC MI 등 관련 요건을 만족하여야 한다. 1) 검사대상부위 선정 및 절차서 검사대상은 한빛 5호기 제2주기 장기 가동중검사 계획서 및 KEPIC MI에 따라 누락 없이 적절히 선정되었다. 한빛 5호기 제2주기 2차 가동중검사계획서에 따라 원자로냉 각재압력경계의 배관 및 기기등에 대해 비파괴검사가 수행되었으며, 검사범위 및 방법 은 KEPIC MI의 요건을 만족하였다. 원자로냉각재압력경계 기기 및 배관 가동중검사를 위한 한수원의 절차서(표준시험 -4077, 가동중검사 관리)를 비롯하여, 세안(주)의 KPD UT-10(이종금속용접부 검사) 등 의 비파괴검사절차서는 KEPIC MI 등의 요건에 따라 하게 작성되었음을 서류검토 (장기가동중검사계획서 및 가동중검사계획서) 및 면담(기계팀, 검사파트)를 통해 확인 하였다. 2) 비파괴검사원 자격 및 검사장비 교정 안전 1등급 기기 및 배관의 가동중검사를 수행한 비파괴검사원의 자격인정 및 비파괴 검사 장비의 검 교정은 관련 기술기준(원자력안전위위회고시 제2012-10호, KEPIC MI, - 25 -
ASNT SNT-TC-1A 등) 및 절차서 요건에 따라 하게 수행되었음을 표본 서류검토 (품질보증계획서, 작업 일보 등) 및 현장입회(원자로 냉각재 계통, 02-RC-A-1192)를 통 해 확인하였다. 3) 비파괴검사 결과 및 후속조치 내용 안전 1등급 기기 및 배관의 가동중검사는 관련 절차서 요건에 따라 하게 수행되었 다. 서류검토 및 현장입회 검사결과 KEPIC MI의 합격기준(MIB-3500)을 초과하는 지시 가 없음을 확인하였다. 4) 원자로냉각재 압력경계 기기 및 배관 보수 및 교체 금번 계획예방정비 기간에는 가압기 노즐 이종금속용접부 7개소에 대한 오버레이 용접 작업이 수행되었다. 용접재료 선정, 용접, 비파괴검사가 관련 절차서(한빛 5,6호기 가압 기 노즐 오버레이 일반정비, HB56M-임시-13-0032) 등에 따라 적절히 수행되었음을 현 장 입회를 통해 확인하였다. 오버레이 용접 이후 수행된 비파괴 검사(UT, PT) 결과, 모 든 용접부에 허용기준을 초과하는 결함이 없음을 서류 검토 및 현장입회, 면담을 통해 확인하였다. 또한, 금번 계획 예방정비 기간중 수행된 원자로냉각재 저온관 02B Thermo-well에 대한 보수 및 교체 작업은 정비절차서(HB561-431-DT-D001A-Q, 원자로 냉각재계통 온도감지기 보호관 교체)에 따라 용접 및 비파괴 검사가 적절히 수행되었 음을 확인하였다. 정비 작업 이후 수행된 비파괴 검사(침투탐상 검사) 결과 허용기준을 초과하는 결함이 없음을 서류 검토 및 면담을 통해 확인하였다. 다. 문제점 및 시정조치사항 없 음. 라. 결 론 한빛 5호기 제2주기 2차 가동중검사계획에 따른 원자로냉각재압력경계 기기 및 배관에 대한 가동중검사는 원자력안전위원회고시 제2012-10호(원자로.016) 원자로시설의 가동중 검사에 관한 규정 등 관련 요건에 따라 하게 수행되었다. 검사 대상 부위에 KEPIC MI의 합격기준을 초과하는 결함은 없었다. 마. 참고문헌 1) 원자력안전위원회고시 제2012-10호(원자.016), 원자로시설의 가동중검사에 관한 규정 2) 한빛 5호기 최종안전성분석보고서 3) KEPIC MI, ME 4) ASNT CP-189, ASNT Standard for Qualification and Certification of - 26 -
Nondestructive Testing Personnel 5) 한빛 5호기 제2주기 장기가동중검사계획서 2.2 증기발생기 세관 검사 검사원 : 정구갑, 홍진기 가. 검사내용 1) 증기발생기 세관 비파괴검사 점검 2) 증기발생기 세관 보수 점검 3) 증기발생기 2차측 세정 및 검사 점검 나. 검사결과 증기발생기 세관 검사는 원전 1차측과 2차측의 압력경계를 이루는 증기발생기 세관에 마모, 균열 등 허용기준(결함깊이 관두께의 40%)을 초과하는 결함의 존재 여부를 와전 류탐상검사(ECT)를 통해 확인하기 위함이다. 증기발생기 세관 검사는 원자력안전위원회 고시 제2012-10호 및 ASME Sec. XI(KEPIC MI) 기준의 합격기준을 만족하여야 한다. 1) 증기발생기 세관 비파괴검사 점검 증기발생기 세관의 전장에 대한 보빈검사(100% 세관)와 관판상단(고온관측 100% 세 관, 저온관측 20% 세관) 및 관지지판의 왜곡지시, 관판내부의 세관(3% 세관)에 대한 MRPC검사는 원안위 고시 제2012-10호 및 증기발생기 관리 프로그램 통합지침서 요 건에 따라 수행되었다. 와전류검사지침서는 울진4호기의 관지지판 균열신호 평가에 적용한 방법(신호크기 확대와 주채널 및 보조채널의 신호 평가)을 반영하고 품질보증 계획서에 따라 검토 승인됨을 확인하였다. 비파괴검사자의 자격인정과 검사장비의 검 교정은 원안위 고시 제2012-10호 및 ASME Sec. XI(KEPIC MI) 기준에 따라 수행 됨을 확인하였다. 보빈검사결과 상부관지지구조물에서 허용기준(결함깊이 관두께의 40%)을 초과하는 8개의 마모결함 세관(SG-01: 3개, SG-02: 5개)이 있음을 확인하였다. MRPC검사결과 관판상단에서 26개의 외경응력부식균열 세관(SG-01: 18개, SG-02: 8 개), 관지지판에서 1개의 외경응력부식균열 세관(SG-02: 1개, 1단), 관판내부에서 6개 의 응력부식균열 세관(SG-02: 6개)이 확인되었다. 저온관측 확인된 관판상단의 1개 이 물질신호(SG-01: 1개) 및 유량흐름분배판의 1개 이물질신호(SG-02: 1개)는 전주기와 비교하여 이물질의 이동이 없으며 마모결함이 없음을 확인하였다. - 27 -
2) 증기발생기 세관 보수 점검 증기발생기 세관 검사결과 허용기준을 초과한 결함 세관(41개)에 대하여 보수작업이 수행되었다. 마모결함 세관은 플러그 보수되고, 균열세관은 플러그 및 안정봉(원주형 균열) 보수작업이 수행됨을 확인하였다. 보수작업은 원안위 고시 제2012-10호, 증기발 생기 통합관리지침서, ASME Sec. XI IWA 4700 요건에 함을 확인하였다. 3) 증기발생기 2차측 세정 및 검사 점검 증기발생기 2차측 관판상단의 슬러지 세정(Lancing) 및 원격육안검사(FOSAR)가 수행 되었다. 관판상단의 2차측 슬러지는 고압수 분사에 의해 제거되었고, 육안검사결과 관 판상단(환형부 및 중앙통로부)에는 이물질이 없음을 확인하였다. 다. 문제점 및 시정조치사항 없 음 라. 결 론 증기발생기 세관 와전류탐상검사, 세관 보수, 2차측 세정 및 검사업무는 원자력안전위원 회 고시 제 2012-10호 및 기술기준/절차에 따라 수행됨을 확인하였다. 마. 참고문헌 1) 원안위고시 제2012-10호 원자로시설의 가동중검사에 관한 규정 2) 한빛5,6호기 최종안전성분석보고서 3) 증기발생기 관리프로그램 통합지침서 4) ASME Code Sec. V, "Nondestructive Examination" 5) ASME Code Sec. XI, "Rules for Inservice Inspection of NPP components" 6) ASNT Recommended Practice No. SNT-TC-1A 7) 한빛5호기 9차 가동중검사 증기발생기 전열관 와전류검사 계획서 2.3 가압기밸브 검사원 : 고창석 가. 검사내용 1) 가압기 안전밸브 개방압력 설정치 확인 2) 가압기 안전밸브 누설여부 확인 - 28 -
3) 안전감압밸브 동작성능 확인 4) 운영절차서와 시험, 감시, 검사 및 보수에 대한 점검 나. 검사결과 1) 가압기 안전밸브 개방압력 설정치 확인 가압기 안전밸브는 사고발생시 원자로냉각재계통의 압력을 설계압력의 110% 이하로 제어할 수 있도록 원자로가동 중 운전가능성이 유지되어야 한다. 동 호기의 가압기 안 전밸브(총 3대: RC/431-V200, 201, 202)는 운영기술지침서 제1편 3.4.10(가압기 안전밸 브), KEPIC-2000 MOD(압력방출장치 가동중시험) 및 ASME/OM-1995 Appendix I의 요건에 따라 최소 5년마다 한번 및 24개월마다 총 수량의 20% 이상 개방압력설정치 확인시험이 수행되어야 한다. 금번 계획예방정비기간 중 예정된 시험대상 가압기 안전밸브는 RC-V201이며 개방압력 설정치 확인시험에 대한 검사결과는 다음과 같다.(시험일 : 2013.12.12. 20:00~22:00) 가) 시험절차서에 기술된 시험방법, 시험주기 및 계통복구 사항 등 기술내용의 타당성, 시험용 계측기 및 보조 장비의 교정상태 가압기 안전밸브 열림압력 설정치 확인을 위한 발전소 운영절차서(정기-4431)는 시 험요원의 자격요건을 명기하고 있고, 밸브 시험은 매 계획예방정비 시 총 3개 중 1 개 이상을 수행하도록 기술되어 있어서, 전력산업기술기준의 밸브시험요건(최대 5년 이내 시험 및 24개월마다 각 밸브 군에서 최소 20% 이상의 밸브 개방압력설정치 확 인)을 만족하는 것으로 확인되었다. 동 절차서는 시험 시, 1) 주제어실 운전원과의 통신시설 확보를 위한 조치가 명기되 어 있고, 2) 계통 압력은 밸브 개방 후 닫힘 압력보다 낮은 상태에서 유지되도록 기 술되어 있어서, 밸브 개방 후 보조인양장치의 구동압력을 제거했을 때 시험대상 밸 브의 자동닫힘이 가능하여, 제어할 수 없는 압력방출을 방지할 수 있는 것으로 판단 된다. 금번 시험 시 사용된 압력계 및 온도계는 시험 기간 중 유효하도록 적절히 검, 교정 되어 있음을 확인하였다. 동 밸브 개방압력 확인 시험 실패 시에는 발전소 표준행정절차서 표준시험 -3185 에 따라 조치를 취하도록 절차서에 명기되어 있어서, 시험 실패 시 대응조치 가 적절히 준비되어 있음을 확인하였다. 나) 밸브 Name Plate, Tag 부착상태, 외관 부식, 체결 손상, 이완, Popping Lever 위치, Top Cap 부착상태, Plug Gag Bolt 손실 여부, Seal Wire 부착상태 밸브 외관상태에 대한 육안점검결과, 밸브 Name Plate의 탈락, 외관 부식, 체결부 - 29 -
손상 및 이완 상태는 발견되지 않았다. 대기 중인 밸브들의 Popping Lever 위치, Top Cap 부착상태, Plug Gag Bolt 손상은 없었다.(2013.12.26. 현장 확인) 다) 시험전 원자로냉각재계통의 온도 및 압력 유지상태, 밸브 몸체의 온도 평형 상태 금번 밸브 시험 전 원자로 냉각재 압력은 밸브의 열림 후 닫힘 압력 이하로 적절히 유지되어, 밸브 개방 후 보조 인양장치를 제거 했을 때 자동닫힘이 가능하도록 되었 고, 시험 시 밸브의 몸체 온도 변화는 허용범위 이내로 적절히 유지되었다.(시험 전 밸브 몸체온도 128.0, 30분 경과 시 온도 128.0, 두 번째 시험 시 127.5, 온 도변화 허용기준 5 /30분, KEPIC-2000 MOD3110) 라) 가압기 안전밸브의 개방 압력 확인 금번 계획예방정비기간 중 예정된 시험대상 밸브(RC-V201)에 대한 개방압력설정치 확인 시험결과, 밸브는 2486.4 psig에서 개방되어(2회 시험) 운영기술지침서 제1편 3.4.10(가압기 안전밸브)의 허용기준[2485±24.85 psig(174.7±1.747 kg/cm2)]을 만족하였 다. 2) 가압기 안전밸브 누설여부 확인 가압기 안전밸브의 개방압력 설정값 확인 시험 전 밸브 후단 배관 온도 및 원자로 압 력방출탱크(Pressure Relief Tank 또는 Reactor Drain Tank) 압력이 정상운전범위 이내 인지와 밸브 시험 후 원자로 정상운전 온도, 압력 조건(원자로 고온대기)에서 밸브 후 단 온도 및 원자로 압력방출탱크 압력을 검사하였다. 시험 후 안전밸브 후단 배관에 위치한 온도감지기(TI-107, 108, 109)가 8시간 이내에 65 이하로 회복되지 않을 때는 밸브 Seat 누설이 있는 것으로 판정하고 발전소 정지 후 정비하여야 한다. 검사결과, 가압기 안전밸브 육안검사 결과 이상이 없었고 시험 전/후 누설징후도 없어 서 계통의 과압방지 및 밀봉기능이 유지됨을 확인하였다. 동 밸브들의 누설여부를 계 획예방정비 후 재확인한 결과 누설징후가 없음을 확인하였다.(원자로냉각재 압력 158.3 kg/cm2, 온도 294.1 에서 PSV 후단온도 RC-V200: 25.6, V201: 23.6, V202: 23.7, RDT 수위: 61.5%, 온도: 21.6, 2014.1.21. 현장 확인) 3) 안전감압밸브 동작성능 확인 안전감압밸브는 설계기준사고를 초과하는 사고(증기발생기 급수 완전상실 사고) 발생 시에 원자로냉각재계통의 압력을 급속감압 시키기 위해 사용되므로 정상운전 중에는 닫힌 상태로 유지된다. 동 밸브들은 사고시 원자로냉각재계통의 압력을 급속 감압하는 능력을 유지하기 위하여 가동중시험계획서에 따라 일정주기로 동작시험이 되고 누설여 부가 점검되어야 한다. 검사결과, 지난주기 계획예방정비 후 열림/닫힘 행정시간(431-V101, 102, 103, 104 : 24.16/24.38, 24.68/24.81, 77.27/77.34, 75.77/74.84)이 절차서 판정기준을 만족하였 - 30 -
고,(22.1 29.9/20.45 27.7, 22.1 29.9/20.15 27.25, 63.75 82.0/63.85 82.0, 62.9 82.0/62.26 82.0초 이내 열림/닫힘) 정상운전 중 안전감압밸브의 닫힘상태 유지 및 전 원차단 상태확인(2013.11.30, 12.7, 12.13)이 적절히 되었으며, 금번 계획예방정비 후 수 행된 밸브 동작시험결과, 절차서 판정기준을 만족하였다. 원자로 재기동 직전 주 제어 실에서 동 밸브들의 누설징후가 없음을 확인하였다.(밸브 후단 온도, RC-V101: 31.8, V102: 26.9, 2014.1.21. 16:18 검사원 확인, RC-V102 열림/닫힘 시간 재확인 : 25초 로 절차서 판정기준 22.1 29.9/20.15 27.25초 만족) 4) 운영절차서와 시험, 감시, 검사 및 보수에 대한 점검 발전소운영자가 운영에 필요한 행정, 운전, 시험 및 보수 등과 관련된 각종 운영절차서 및 계통의 운전절차서를 보유하고 있음을 확인하여야 한다. 검사결과, 가압기 안전밸브 및 안전감압밸브의 시험과 보수를 위한 절차서가 적절히 작성되어 구비되어 있고(정기-4431 개정03, 주기-3431A 개정01, HB56M-431-VV-D-009A-Q 개정00, Y56M-431-VV-D-1126-Q 개정02), 시험 및 검사 계획 도 적절하게 수립되어 이행되고 있음을 확인하였다(5년 이내 모든 밸브 시험 및 한 번 에 20%의 수량 시험). 가압기 안전밸브 개방 압력 확인시험 시 개방고착 가능성을 운전원 및 작업자들이 인 지하고 있으며, 개방고착 시 주제어실과 현장 간 신속한 대응을 위한 통신수단을 확보 하고 시험을 수행하였다. 또한, 원자로 정지 후 잔열이 낮아진 상태에서 가압기 안전밸 브 개방 압력 확인시험을 수행하도록(원자로 정지 후 주증기안전밸브 우선 시험 후 가 압기 안전밸브 시험, 즉, 원자로 정지 후 최소 4시간 경과 및 계통압력이 밸브 개방 후 닫힘 압력 이하인 131.0~148.5 kg/cm2 (1864~2112 psig)에서 시험, 정상운전 압력 : 158.2 kg/cm2 (2250 psia)) 관련 절차서가 적절히 기술되어 있음을 확인하였다. 가압기 안전밸브 열림압력 설정치 확인을 위한 발전소 운영절차서(정기-4431)에 시험요 원의 자격요건이 명기되어 있고, 밸브 시험은 매 계획예방정비 시 1대 이상을 수행하 도록 되어 있어서 전력산업기술기준의 밸브시험요건을 만족함을 확인하였다. 동 절차 서에 시험 시 주제어실 운전원과의 통신을 위한 사항이 수록되어 있고, 계통의 압력은 밸브 개방 후 닫힘 압력보다 낮게 설정되어 있어서 개방 후 보조인양장치 구동압력을 제거했을 때 닫힘이 이루어지도록 기술되어 있다. 동 밸브들의 시험실패 시에는 발전소 표준기술행정절차서 표준시험-3185 (표준기행 시 험-02) 에 따라 조치를 취하도록 되어 있어서 절차서는 적절히 관리되고 있음을 확인하 였다. 다. 문제점 및 시정조치사항 - 31 -
없 음 라. 결 론 가압기 안전밸브의 개방압력설정치 확인시험결과, 동 밸브들의 성능 및 운전가능성이 운 영기술지침서(1편 3.4.10)의 허용기준, 최종안전성분석보고서(5.4.13절)의 설계기준 및 전력 산업기술기준(KEPIC-2000 MOC, MOD) 요건을 만족하여, 원자로냉각재계통 과압보호 기 능이 적절히 유지되고 있음을 확인하였다. 또한 안전감압밸브의 동작시험결과, 동 밸브들 의 성능 및 운전가능성이 운영기술지침서(제3편 4.5), 최종안전성분석보고서(5.4.16절) 및 전력산업기술기준(KEPIC-2000 MOC, MOD) 요건을 만족하여, 완전급수상실사고 대비 원 자로냉각재계통의 급속감압기능이 적절히 유지되고 있음을 확인하였다. 마. 참고문헌 1) 정기검사지침서 IV.2.3 가압기밸브 2) KINS/GE-N001, 개정3, 경수로형 원전 안전심사지침 5.2.2절 과압보호 3) 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제22조 원자로냉각계통 등, 제41조 시험, 감시, 검사 및 보수(설계), 제63조 시험, 감시, 검사 및 보수(운영), 제73조 구매품 목 및 용역의 관리 4) 원자력안전위원회 고시 제2012-14호 원자로시설의 안전밸브 및 방출밸브에 관한 기 준 고시, 제2012-23호 안전관련펌프 및 밸브의 가동중시험에 관한 규정 5) 전력산업기술기준(KEPIC-2000) MOA 원전가동중시험 - 일반요건, MOB 펌프 가동 중시험, MOC 밸브 가동중시험, MOD 압력방출장치 가동중시험 6) ASME/OM-1995 IST Rules for In-service Testing of Light-Water Reactor Power Plants - ISTA General Requirements, ISTB Inservice Testing of Pumps in Light-Water Reactor Power Plants, ISTC Inservice Testing of Valves in Light -Water Reactor Power Plants, Appendix I Inservice Testing of Pressure Relief Device in Light-Water Reactor Power Plants 7) 최종안전성분석보고서 5.2.2절 과압보호(Overpressure Protection), 5.4.13절 안전 및 방출밸브(Safety and Relief Valves), 표 5.4-7 가압기 안전밸브의 설계변수 (Pressurizer Safety Valve Parameters), 5.4.16 안전감압계통(Safety Depressurization System) 8) 운영기술지침서 1편 3.4.10 가압기 안전밸브, 제3편 4.5 가동중시험 계획서 9) 발전소 정비절차서 (한빛 5,6호기) - HB56M-500-VV-D-021A-S (개정00) 안전밸브 정비 및 시험 - HB56M-431-VV-D-009A-Q (개정00) 안전감압계통 격리밸브 분해점검 - 32 -
10) 계통도면 (한빛 5,6호기) - 9-431-N105-001~006 Reactor Coolant System (RCS, PSV, RCP) 바. 첨부자료 없 음 2.4 원자로냉각재펌프 검사원 : 고창석 가. 검사내용 1) 원자로냉각재펌프 보수 및 점검 절차서 성 2) 원자로냉각재펌프 성능관련 계측기의 검교정 상태 3) 원자로냉각재펌프 보수작업 적절성 4) 원자로냉각재펌프 보수 후 운전변수 건전성 나. 검사결과 1) 원자로냉각재펌프 보수 및 점검 절차서 성 원자로 냉각재 펌프의 정비절차서(HB56M-431-PP-D-005A-Q, 개정00, 원자로냉각재펌 프 추력베어링 분해점검 )는 펌프 분해점검 및 조립 시 오류가 없도록 적절히 작성되 고 승인되었으며(절차서 작성/개정 검토서, 절차서 개정(요구)서: 인적오류 방지 확인기 법 추가), 정비중 제작자지침서(9-181-Z-431-N01)에서 정하는 점검요구내용을 포함하여 주요 변수들을 기록으로 유지하도록 되어 있어서, 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제56조 및 제63조에 따른 시험, 감시, 검사 및 보수 계획 수립 및 이행 성을 만족하는 것으로 판단된다. 2) 원자로냉각재펌프 성능관련 계측기의 검교정 상태 진동감시 Sensor, 밀봉장치 열수력학적(압력, 유량, 온도) 감시 Sensor 등에 대한 검, 교 정 여부를 검사한바, 원자로냉각재펌프 진동감시계통(RCPVMS)은 2014년 1월 6일부터 1월 18일까지 기 승인된 발전소 운영절차서(정비-6734A)에 따라 점검되었으며, 점검결 과가 절차서 판정기준을 만족함을 확인하였다.(검사일 2014.2.3) 동 호기의 경우 온도측 정용 센서(RTD)는 매주기 교체하지 않고 정해진 교체주기(10~20년)에 따라 교체하는 것으로 되어 있어서 금번에 점검된 것은 없었다. 3) 원자로냉각재펌프 보수작업 적절성 금번 계획예방정비기간에는 원자로 냉각재 펌프 02A의 모터 교체 및 내장품 분해점검 - 33 -
(10년 주기)이 있었으며, 펌프 01A, 02A의 축밀봉집합체 교체(3주기 또는 펌프 정비 시) 및 펌프 01B의 트러스트베어링 집합체(TBA) 점검(2주기 또는 누설 시 상/하부 오 일 씰 교체)이 있었다. 펌프 모터 교체 및 내장품 분해점검(RCP-02A, 10년 주기)은 승인된 절차서에 따라 적 절히 되었으며,(2013.12.20 16:00 검사원 정비공작실 확인) 분해된 내장품 중 이상 징후 가 발견된 것은 없었다. 원자로냉각재펌프 축밀봉장치에 대한 분해점검 및 정비 기록에 대한 검사결과, 신품 회전/정지 밀봉링, 케리어링, 축보호 슬리브 등의 치수/외관 상태는 양호하였고, 조립 후 펌프 축정렬 상태도 절차서 판정기준을 위배하는 사항은 없었다. 4) 원자로냉각재펌프 보수 후 운전변수 건전성 원자로냉각재펌프(RC-PP01A, 01B, 02A, 02B, 총 4대)의 지난주기 말 축 진동, 밀봉 차 압, 밀봉 제어누설 등의 운전 상태는 양호하였다. 금번 계획예방정비 후 펌프 재기동 조건에서 성능점검결과, 펌프들의 진동, 밀봉제어누설 등 운전변수들이 절차서 허용범 위 이내로 적절히 유지됨을 확인하였다.(최대 축진동 : PP01A 0.9 mils, PP01B 2.8 mils, PP02A 1.6 mils, PP02B 1.8 mils, 원자로 운전모드 3, 2014.1.21. 현장 확인, 허용 기준 : 펌프 축 진동 6.0 milli-inch/sec 이하, 밀봉제어누설 1.89~18.9 lpm) 다. 문제점 및 시정조치사항 없 음 라. 결 론 원자로 냉각재 펌프의 추력베어링집합체 점검은 승인된 절차서에 따라 적절히 되었으며, 금번 계획예방정비 전/후 펌프의 운전성능이 양호하게 유지되어, 원자로 가동 중 원자로 냉각재펌프의 건전성이 유지될 수 있을 것으로 판단된다. 마. 참고문헌 1) 정기검사지침서 IV.2.5 원자로냉각재펌프 2) 원자로시설 등의 기술기준에 관한 규칙 제22조 원자로냉각계통 등, 제41조 시험, 감시, 검사 및 보수(설계), 제63조 시험, 감시, 검사 및 보수(운영) 3) KEPIC-2010(전력산업기술기준) MOS 원자로 냉각재펌프 상태감시 4) ASME OM S/G Part 14 Vibration Monitoring of Rotating Equipment in Nuclear Power Plants 5) 원자로 냉각재펌프 제작자지침서 ABB Combustion Engineering 9-181-Z-431-N01-34 -
(8118-101-500) Reactor Coolant Pump Type R01 Instruction Manual, Vol.1 Installation and Operation, Vol.2 Preventive and Corrective Maintenance, Vol.3 Supplier Instructions 6) 운영기술지침서 제1편 3.4.1 원자로냉각재계통 압력, 온도, 유량 제한, 3.4.5 원자로 냉각재계통 유로 : 운전모드 3, 3.4.6 원자로냉각재계통 유로 : 운전모드 4, 3.4.7 원자로냉각재계통 유로 : 운전모드 5, 유로가 충수된 상태, 3.4.8 원자로냉각재계통 유로 : 운전모드 5, 유로가 충수되지 않은 상태 7) 최종안전성분석보고서 5.2.5.2.2.3절 원자로냉각재펌프 밀봉(Reactor Coolant Pump Seals), 5.4.1절 원자로냉각재펌프(Reactor Coolant Pumps ), 표 5.4-1 원자로냉각 재펌프의 설계변수(Reactor Coolant Pump Parameters) 8) 발전소 운영절차서 (한빛 5,6호기) - 계통-3431 (개정03) 원자로냉각재펌프 운전 - 경보-3011 (개정06) MCR 경보절차서(UL-11) - 경보-3012 (개정06) MCR 경보절차서 - 정기-3431A(개정02) 원자로 냉각재 펌프 차단기 점검 - 정기-3400B (개정07) 안전관련 밸브 동작시험 - 정기-3400D (개정04) 12시간, 24시간주기 정기점검 - 정비-6734A(개정00) 원자로냉각재펌프 진동감시계통(RCPVMS) 정비 - 주기-3400D (개정02) 안전관련 밸브 주기 동작시험 9) 발전소 정비절차서 (한빛 5,6호기) - HB56E-431-MT-D-002A-A (개정00) 원자로냉각재펌프 전동기 교체 - HB56M-431-PP-D-001A-Q (개정00) 원자로냉각재펌프 밀봉장치 교체 - HB56M-431-PP-D-002A-Q (개정00) 원자로냉각재펌프 밀봉장치 분해점검 - HB56M-431-PP-D-003A-Q (개정00) 원자로냉각재펌프 밀봉장치(KSM Type) 분해점검 - HB56M-431-PP-D-005A-Q (개정00) 원자로냉각재펌프 추력베어링뭉치(TBA) 분해점검 - HB56M-431-PP-D-006A-Q (개정00) 원자로냉각재펌프 내장품 완전 분해점검 10) 계통도면 (한빛 5,6호기) - 9-431-N105-001~006 Reactor Coolant System 11) 설계변경서 (한빛 5,6호기) - 영삼56-계측-431-850 원자로냉각재펌프(RCP) 속도센서 이중화 바. 첨부자료 1) <표 1> 원자로냉각재펌프 계획예방정비 전/후 운전변수 측정 결과 - 35 -
<표 1> 원자로냉각재펌프 정비 전/후 운전변수 측정 결과 (한빛5호기 9차OH) 변 수 베어링 온도 ( ) Seal 온도 ( ) Seal 압력 (kg/cm2) 제어누설 (lpm) 진동 (mils) [g] 허용 범위 출력 100% 상태 ( 13.12.12) 출력 0%-NOP/NOT ( 14.01.22) 01A 01B 02A 02B 01A 01B 02A 02B 상부 73.8 73.1 70.5 71.4 74.6 72.7 72.4 72.3 85 하부 62.6 58.2 60.2 57.1 63.1 58.5 62.7 58.8 추력 110 90.7 91.1 89.0 90.4 96.1 107.5 97.6 107.6 1단 25.8 28.9 27.2 25.9 29.6 31.9 31.1 28.5 2단 21~70 30.7 30.9 31.4 29.6 32.0 35.0 32.8 31.1 3단 30.8 31.2 34.3 31.8 32.2 35.0 32.8 33.2 주입 14.1~174.7 155.8 154.5 155.5 157.5 155.8 154.4 155.3 157.5 2단 14.1~122.6 89.0 87.5 88.6 89.2 88.5 87.4 89.1 89.5 3단 1.76~70.31 22.5 21.7 23.0 22.2 23.0 22.0 23.3 22.3 축 6.0 Frame 6.1~22.7 14.3 11.0 13.4 13.0 14.7 12.2 13.3 12.7 1.5 [.031] X 1.5 1.7 1.0 2.0 1.2 1.8 1.3 2.0 Y 2.0 1.9 0.9 1.0 1.8 2.0 1.2 1.9 X [.002] [.001] [.001] [.002] [.002] [.001] [.002] [.002] Y [.011] [.001] [.001] [.001] [.009] [.001] [.001] [.001] Z [.003] [.001] [.002] [.003] [.003] [.002] [.003] [.003] 주) 발전소 정비절차서에 따른 정비후 원자로 출력운전 조건에서 점검.(Frame 진동 제한치: 0.031g 또는 1.5mils, 1 mils - 0.001 인치/초) 축 진동 경보치: 6mils(0.1524mm/sec); 축 진동 변위가 10mils 이상이면 펌프 정지. 축 진동 변위가 10mils 이하일 경우 고 진동이 발생한 RCP 운전변수가 정상인지 확인.(운영절차서 경보-3012, 제작자 지침서 Table 4-3) 2.5 원자로냉각재계통 누설량 측정 검사원 : 이기대 가. 검사내용 1) 원자로냉각재계통 운전누설 점검 2) 운영절차서, 시험 감시 검사 및 보수에 대한 점검 나. 검사결과 1) 원자로냉각재계통 운전누설 점검 운영기술지침서 제1편 3.4.12항에 의하여 원자로냉각재계통의 압력경계 누설은 허용되 지 않으며, 확인 누설은 10 gpm 이하, 미확인 누설은 1 gpm 이하를 만족하여야 한 다. 또한, 확인 누설 중에서 증기발생기(1대당)의 1차측에서 2차측으로의 총 누설은 150 gpd(0.1 gpm) 이하로 만족해야 한다. 미확인 누설은 격납건물 대기 감시설비 및 격납건물 집수조 수위 감시설비를 이용하여 확인할 수 있고, 확인 누설은 명확하게 알고 있는 위치의 누설원으로부터 격납건물로 의 누설은 포함하나, 원자로냉각재펌프 제어밀봉유출은 포함하지 않는다. 원자로냉각재 계통 누설량 점검은 운전모드 1,2,3,4에서 72시간 주기로 수행되어야 하며, 세부절차는 - 36 -
정기-3431B(원자로냉각재 누설 점검)에 따라 수행된다. 원자로냉각재 운전누설 점검은 지난 계획예방정비 이후 수행한 기록지(2013년 2월 25 일~2013년 12월 1일)를 확인한 결과, 72시간 주기로 누설률 점검이 하게 수행되었 고 확인누설, 미확인누설 및 증기발생기를 통한 누설이 운영기술지침서 운전제한조건을 모두 만족하였다. 또한 최근(정지 전, 임계후) 수행된 운전 누설량도 <표 1>과 같이 운 전제한조건에 만족함을 확인하였다. 2) 운영절차서, 시험 감시 검사 및 보수에 대한 점검 원자로냉각재계통 누설의 상시 감시를 위한 절차서(정기-3431B)는 정상운전 중 원자로 냉각재 계통의 누설율이 기술지침서의 누설율 제한치 이내인지 확인할 수 있도록 절차 화 되어 있으며, 점검 시 주의사항, 초기조건, 점검절차 및 판정기준이 하게 기술되 어 있음을 확인하였다. 다. 문제점 및 시정조치사항 없 음. 라. 결 론 원자로냉각재계통 운전누설량 측정을 위한 절차는 하게 수립되어 있으며, 누설량 측 정은 점검절차에 따라 주기적으로 수행되었고, 점검결과는 운영기술지침서 운전 제한값 이하로 판정기준을 만족하였다. 마. 참고문헌 1) 한빛 5,6호기 운영기술지침서 점검요구사항 3.4.12 2) 한빛 5,6호기 최종 안전성 분석 보고서 3.6.3.1.3 3) KEPIC-2000, MOA, MOB, MOC 4) 한빛 5,6호기 운영절차서 정기-3431B 원자로 냉각재 누설점검 5) 한빛 5,6호기 표준기술행정절차서 표준시험-3185 (개정00) 정기 및 주기시험 관리 / 시험-02 (개정12) 바. 첨부자료 1) <표 1> 한빛 5호기 원자로냉각재계통 운전 누설율 점검 결과 - 37 -
<표 1> 한빛 5호기 원자로냉각재계통 운전 누설율 점검 결과 RCS 누설 SG 구분 항목 단위 제한치 정지전 누설율 기동 전 2013.12.12 2014.03.12 확인 10 0.040 0.089 gpm 미확인 1 0.028 0.427 1대누설 (#1, #2) gpd 150 0.0 0.0 2.6 원자로냉각재 유량측정 가. 검사내용 검사원 : 안승훈 1) 원자로냉각재 유량측정시험 방법 및 결과 2) 운영절차서와 시험, 감시, 검사 및 보수에 대한 점검 나. 검사결과 1) 원자로냉각재 유량측정시험 방법 및 결과 원자로냉각재 유량측정시험이 운영기술지침서에서 규정한 방법과 절차서에 따라 수행 되는지와 그 결과가 합격기준 내에 있는지 검사한다. 또한 측정된 유량을 기준으로 하 여 CPC 및 COLSS의 유량 관련 상수가 적절히 입력되어 있거나 교정되는지 검사한다. 이 시험은 80% 출력 이상에서 수행하며 1, 2차계통 정상 안정상태에서 2차측 열출력을 활용하는 열평형방법으로 원자로 1차측 유량을 결정한다. CPC와 COLSS의 1, 2차계통 주요 열수력 변수들을 1분 이상의 간격으로 10 set 취득하 여, 각 변수들의 평균값을 사용하여 2차측 열출력과 원자로냉각재 유량을 계산하는 방 식으로 수행하였다. 원자로냉각재 유량은 Precision Calorimetric Heat Balance(상세 일 이차 열평형, PCHB) 방식으로 측정되어야 하며, 유량 지시계는 이 값을 바탕으로 교정 됨으로써 그 정확도를 유지하도록 하고 있다. 1차 계통에서는 직접적으로 열출력을 측 정할 수 없으므로 2차 계통의 증기발생기 열출력을 측정한 후 이를 이용하여 원자로냉 각재 유량을 구할 수 있다. 이때 다음의 식을 이용하여 원자로냉각재 유로별 유량을 계산한다., - 38 -
여기서, Wi : 원자로냉각재 유로 i의 유량 Vci : 원자로냉각재 유로 i의 저온관에서의 비체적 Qi : 원자로냉각재 유로 i의 증기발생기 열출력 Qadd : 원자로 이외의 열원에서 얻은 열량 N : 원자로냉각재 유로수 hhi : 원자로냉각재 유로 i의 고온관에서의 엔탈피 hci : 원자로냉각재 유로 i의 저온관에서의 엔탈피 증기발생기 열출력, Qi 는 2차 계통의 주급수 노즐에 설치된 벤츄리 유량계로부터 급수유량을 얻고 주급수 온도, 압력과 증기발생기의 온도, 압력, 습분율, 취출수 유량 등을 이용하여 측정한다. 증기발생기 열출력을 측정하는 같은 시각에 원자로냉각재의 저온관 및 고온관 온도와 압력을 측정하여 두면 위 식을 이용하여 유량을 구할 수 있 다. 이러한 측정방법은 운영기술지침서에서 요구하고 있는 PCHB 방법에 하다. 측정불확실도를 고려한 원자로냉각재 총 유량은 55.1 10E6 kg/hr에서 62.3 10E6 kg/hr 사이에 있어야 하며, 측정불확실도는 100% 출력에서 3.14%이고, 출력에 따라 0.0314 + 0.000345 (100-%출력)을 적용한다. COLSS 체적유량이 측정 체적유량보다 같거나 작도 록 하여야 하고, CPC 질량유량이 COLSS 질량유량보다 같거나 작아야 하며, 만일 이와 같지 않으면 COLSS/CPC 관련 상수(COLSS: D21, CPC: FC1)를 적절히 교정해야 한다. 각 출력별 원자로냉각재 유량 측정시험 자료에 대한 검토결과, 측정된 원자로냉각재 총 유량은 다음과 같이 운영기술지침서 허용기준을 만족함을 확인하였다. <표 1>은 100% 출력에서 측정된 유량을 보여주고 있다. 그리고 CPC 및 COLSS의 관련 상수도 적절히 입력됨으로써 CPC 및 COLSS가 계산하 는 유량이 보수적이 되도록 유지해야 하는 판정기준도 만족함을 확인하였다. <표 1> 원자로 출력 100%에서 측정결과 출 력 (%) 측정 일시 질량 (kg/hr) 설계유량 부피 (L/min) 질량 (kg/hr) 측정유량 부피 (L/min) 설계유량 대비 백분율(%) 질량 부피 허용범위 (%) 비고 100 14.03.19 55,110,000 1,249,186 57,678,741 1.306808 104.66 104.61 103.14-109.86 만족 - 39 -
2) 운영절차서와 시험, 감시, 검사 및 보수에 대한 점검 원자로냉각재 유량측정과 관련한 절차서는 운영기술지침서의 요건이 적절히 반영되어 각 검사항목에 하게 작성되어 있음을 확인하였다. 원자로냉각재 유량측정은 노심 Level II 이상의 자격을 갖춘 시험요원이나 노심 Level II 이상인 시험요원의 통제 하에서 노심 Level I인 시험요원도 검사를 수행할 수 있도 록 규정되어 있으며, 한 자격을 갖춘 자에 의해 수행되었음을 확인하였다. 다. 문제점 및 시정조치사항 없음. 라. 결 론 원자로냉각재 유량측정시험은 관련 절차서에 따라 적절히 수행되었으며, 시험결과는 판정 기준을 만족하였다. 마. 참고문헌 1) 한빛 5,6호기 운영기술지침서 3.4.1 2) 한빛 5,6호기 운영절차서 - 정기-1431B(개정 02), 원자로냉각재계통(RCS) 유량률 측정 바. 첨부자료 없음. - 40 -
3. 계측 및 제어계통 시설 검사지적사항 : 없음 3.1 원자로시설 건전성감시계통 검사원 : 송태광, 노우진 가. 검사내용 1) 시험/점검절차서의 적절성 2) 시험/점검에 사용된 계기 검 교정 및 시험/검사원 자격 인증의 적절성 3) 시험/점검결과의 적절성 나. 검사결과 원자로시설 건전성감시계통 점검은 음향누설감시계통(ALMS), 원자로내부구조물 진동감 시계통(IVMS), 금속파편감시계통(LPMS), 원자로냉각재펌프 진동감시계통(RCPVMS)에 대한 정주기 점검, 기능시험 및 채널 교정 등이 하게 수행되고, 정상운전 중에 이상 신호의 발생에 따른 이상신호 분석이 적절하게 수행되었는지를 확인하기 위하여 수행한 다. 각 감시계통에 대한 시험 및 교정이 관련 절차서를 준수하여 수행되고, 감시계통의 경보 및 분석 관련 변수들이 설정된 기준을 만족해야 한다. 1) 시험/점검절차서의 적절성 원자로시설 건전성감시계통은 음향누설감시계통(ALMS), 원자로내부구조물 진동감시 계통(IVMS), 금속파편감시계통(LPMS) 및 원자로냉각재펌프 진동감시계통(RCPVMS) 등 4개의 부계통으로 구성된다. 가) 음향누설감시계통의 시험/점검절차서중 가압기안전밸브(PSV) 개방여부 감시를 위한 가압기안전밸브 위치지시계 교정 절차서(주기-6734A, 18개월 주기) 및 가압기 안전밸브 위치지시계 채널점검(주기-3724, 사고후계측설비 채널 주기점검, 1개월 주 기) 절차서가 기술요건서 T3.3.103의 점점주기를 만족하며, 최종안전성분석보고서 7.7.1.3.3.3의 요구된 기능을 확인하기 위한 자료취득, 감시 및 분석 등의 절차가 적 절히 반영되어 있음을 확인하였다. 음향누설감시계통의 시험/점검절차서중 1차계통 주요기기의 냉각재누설감시를 위한 음향누설감시계통 기능점검 절차서(정비-6734D, 18개월 주기)는 관련 최종안전성분석보고서 7.7.1.3.3.3의 요구된 기능을 확인하기 위한 채널점검, 실효값 시험 등의 절차가 적절히 반영되어 있음을 확인하였다. 나) 원자로내부구조물 진동감시계통 신호취득 절차서(정비-6734B, 3개월 주기) 및 원 - 41 -
자로내부구조물 진동감시계통 점검절차서(정비-6734E, 18개월 주기)가 관련 최종안 전성분석보고서 7.7.1.3.3.3의 요구된 기능을 확인하기 위한 자료취득 및 감시 절차 가 적절히 반영되어 있음을 확인하였다. 다) 금속파편감시계통 기능시험 절차서(주기-6734B, 7일, 31일 및 3개월 주기) 및 금속 파편감시계통 교정 절차서(주기-6734C, 18개월 주기)가 기술요건서 T3.3.104의 점검 주기 및 최종안전성분석보고서 7.7.1.3.3.3의 요구된 기능을 확인하기 위한 자료취 득, 감시 및 분석 등의 절차가 적절히 반영되어 있음을 확인하였다. 라) 원자로냉각재펌프 진동감시계통 점검절차서(정비-6734A, 18개월 주기)를 검토한 결과, RCP의 구조진동 및 축의 회전체 진동을 감시하기 위한 채널점검, Orbit 점 검, Proximitor Gap 점검 등이 적절히 반영되어 있음을 확인하였다. 2) 시험/점검에 사용된 계기 검 교정 및 시험/검사원 자격 인증의 적절성 원자로시설 감시계통의 시험 및 점검에 사용된 디지털 멀티미터(DMM) 신호발생기 (Function Generator)에 대한 검 교정 성적서를 확인한 결과, 적절히 검 교정 되었음 을 확인하였다. 또한, 시험/검사원의 자격 서류를 검토한 결과, 절차서의 시험요원 자 격기준인 계측(원자로보조설비) Level II 이상임을 확인하였다. 3) 시험/점검결과의 적절성 가) 음향누설감시계통의 시험/점검절차서중 가압기안전밸브(PSV) 개방여부 감시를 위한 가압기안전밸브 위치지시계 교정시 입회를 통하여 확인한 결과, 교정이 기술 요건서 T3.3.103 및 절차서 주기-6734A의 주기에 따라 수행되었으며, 가압기 안전 밸브 위치지시 감지기 점검, 음향누설감시계통 가압기 안전밸브 모듈 교정, 경보시 험 등이 절차서에 따라 수행되었으며 점검결과가 절차서 주기-6734A의 요건을 만 족하였다. 또한, 주기기 및 배관의 냉각재 누설을 감지하기 위한 Non-PSV 음향누설감시계통 설비에 대한 사업자의 시험/점검결과를 확인한 결과, 채널기능점검, 실효값 추이변 화 시험, 이득(Gain) 점검 등을 하게 수행하였다. 나) 원자로내부구조물 진동감시계통에 대한 채널점검시 입회를 통하여 확인한 결과, IVMS 입력신호 LOOP 점검, 신호의 선형성 점검이 절차서(정비-6734E)의 요건을 만족하였다. 또한, 3개월 주기로 수행된 원자로 잡음해석을 위한 신호수집 및 분석 (APSD, CPSD, Coherence, Phase 등)에 대한 사업자의 시험/점검결과를 확인한 결 과, 시험결과가 절차서(정비-6734B)의 요건을 만족하였다. 다) 금속파편감시계통 기능시험 내용 및 결과의 성 확인을 위하여 사업자의 시험 - 42 -
/점검결과를 확인한 결과, LPMS 음향감시를 통한 건전성 확인, 운전변수 (Parameter) 점검, 배경잡음 측정 및 Data 취득(이상 7일주기), 우회통신기능 확인 및 시스템 테스트, 채널 건전성 확인(이상 31일 주기), 주파수 성분자료 취득, 전치 증폭기 전압 점검 및 LPMS 데이터 저장(이상 3개월 주기)이 관련 절차서(주기 -6734B)에 따라 수행되었고, 해당 절차서의 요건을 만족하였다. 또한, 18개월 주기의 금속파편감시계통 교정시험 내용 및 성 확인을 위하여 사 업자의 시험기록을 확인한 결과, 금속파편 감시계통 경보설정치 시험, 배경잡음 취 득기능시험, 금속파편 감시계통 변수교정 등이 관련 절차서(주기-6734C)에 따라 수 행되었고, 해당 절차서의 요건을 만족하였다. 운전중 특이신호 여부 확인을 위하여 지난 8차 계획예방정비 이후 취득된 각 채널별 신호를 확인한 결과, 이상 신호나 특이 경보가 없었음을 확인하였다. 라) 원자로냉각재펌프 진동감시계통 점검내역을 확인하기 위하여 사업자의 점검결과 를 검토한 결과, RCP의 구조진동 및 축의 회전체 진동을 감시하기 위한 채널점검, Orbit 점검, Proximity Probe Gap 점검 등이 관련 절차서(정비-6734A)에 따라 적절 히 수행되었음을 확인하였다. 다. 문제점 및 시정조치사항 없 음 라. 결 론 원자로시설 건전성 감시계통에 대하여 검사한 결과, 음향누설감시계통, 금속파편감시계 통, 원자로내부구조물 진동감시계통 및 원자로냉각재펌프 진동감시계통에 대한 채널점검 및 기능시험/점검이 관련 절차서에 따라 적절히 수행되었으며, 점검결과가 각각의 절차 서의 요건을 만족하였다. 마. 참고문헌 1) 한빛 5,6호기 FSAR 7.7.1.3.3, NSSS Integrity Monitoring System 2) 한빛 5,6호기 기술요건서 T3.3.104.2 3) 한빛 5,6호기 운영절차서 o 주기-6734B, 개정 01, 금속파편감시계통 기능시험" o 주기-6734C, 개정 01, 금속파편감시계통 교정 o 주기-6734A, 개정 01, 가압기안전밸브(PSV) 위치지시계 교정 o 정비-6734D, 개정 01, 음향누설감시계통 기능점검 - 43 -
o 정비-6734A, 개정 00, 원자로냉각재펌프 진동감시계통 점검 o 정비-6734E, 개정 00, 원자로내부구조물 진동감시계통 점검 o 정비-6734B, 개정 00, 원자로내부구조물 진동감시계통 신호취득 o 주기-3724, 개정 03, 사고후감시계측설비 채널 주기시험 4) Regulatory Guide, 1.133 Rev.1, Loose Part Detection Program for the Primary System of Light-Water Cooled Reactors 5) Regulatory Guide, 1.45, "Reactor Coolant Pressure Boundary Leakage Detection Systems" 6) ASME OM S/G Part 12, Loose Part Monitoring in Light-Water Reactor Power Plants 7) ASME OM S/G Part 5, Inservice Monitoring of Core Support Barrel Axial Preload in Pressurized Water Reactor Power Plants" 3.2 제어봉 위치지시계통 기능시험 검사원 : 구철수 가. 검사내용 1) 시험 초기조건 확인 2) 제어봉 위치지시 접점 및 채널간 편차 나. 검사결과 제어봉 위치지시계통 기능 점검은 운영기술지침서의 점검요구사항 3.1.5.4항에 따라 18개 월마다 제어봉 리드스위치 위치지시기채널 기능을 점검하여 계통의 운전 가능성을 확인 하여야 한다. 그리고 시험 전 다음의 초기조건을 만족해야한다. - 원자로 미임계 상태 - 제어봉 위치지시계통 정상운전 중 - 한 대 이상 MG Set 정상운전 중 - 노심보호/제어봉집합체연산기 계통 사용가능 - 모든 제어봉 자유낙하 된 상태 - 원자로정지차단기가 모두 투입된 상태 각 제어봉을 인출하면서 DRC(Dropped Rod Contact), LEL(Lower Electrical Limit), UEL(Upper Electrical Limit) 위치접점상태와 확인된 위치지시값의 최대편차가 ±13.2 cm 이내이어야 한다. - 44 -
시험 결과, 상기한 시험 초기조건을 모두 만족한 상태에서 시험을 수행하였다. 제어봉 리드 스위치 위치지시기능의 건전성을 점검하기 위해 30 cm, 200 cm 및 381 cm으로 인출하면 서 CEA Position Display System CRT를 통해 RSPT Type I 및 RSPT Type II 위치값을 확인한 결과, 최대편차가 3 cm로서 운영기술지침서상의 허용기준인 ±13.2 cm 이내를 만족 하였다. 또한 DRC, LEL, UEL 램프가 절차에 따라 점등 소등되어 건전함을 확인하였다. 다. 문제점 및 시정조치사항 없 음 라. 결 론 운영기술지침서 점검요구사항 3.1.5.4항에 따라 제어봉 위치지시계통의 성능을 확인하였 다. 점검결과 시험 전 초기조건을 만족하였으며 제어봉 위치접점상태와 위치지시값의 최 대편차가 허용기준값을 만족하였다. 마. 참고문헌 1) 영광 5, 6호기 최종안전성분석보고서 7.2절 2) 영광 5, 6호기 운영기술지침서 3.1.5.4항 3.3 제어봉 낙하시간 측정 검사원 : 구철수 가. 검사내용 1) 시험 초기조건 확인 2) 제어봉 낙하시간 점검 나. 검사결과 제어봉 낙하시간 측정시험은 시험 초기조건을 만족한 상태에서 제어봉 집합체 낙하시간 을 측정하여 제어봉의 운전가능성과 안전성을 확인한다. 한빛 5, 6호기 운영기술지침서 3.1.5.5 점검요구사항에 요건에 따라 제어봉 낙하시간 측정시험을 18개월 주기로 점검하여 계통의 운전 가능성을 확인한다. 시험 전 다음의 초기조건을 만족해야 한다. - 원자로 미임계 상태 - Tcold 289.1-45 -
- 모든 냉각재펌프는 정상운전 중 - 제어봉 위치지시계통 정상운전 중 - 두 대의 MG Set 정상운전 중 각 제어봉은 완전인출위치로부터 제어봉집합체 구동전원을 차단하여 90% 삽입위치에 도 달하는 낙하시간이 4초 이내이어야 한다. 제어봉의 낙하시간 측정시험은 상기한 초기조건에서 수행되었으며 제어봉 낙하시험 측정 결과, 각 제어봉의 완전인출위치로부터 제어봉집합체 구동전원을 차단하여 90% 삽입위치 에 도달하는 낙하시간이 최대 3.25초로 운영기술지침서의 허용기준인 4초 이내를 만족하 였다. 다. 문제점 및 시정조치사항 없 음 라. 결 론 운영기술지침서의 점검요구사항 3.1.5.5항에 따라 제어봉 낙하시간을 측정하여 발전소 비 상시 원자로보호계통의 운전 능력을 점검한 결과, 최대 낙하시간이 3.25초로써 허용기준 인 4초 이내를 만족하며 시험 시 초기조건도 만족하였다. 마. 참고문헌 1) 영광 5, 6호기 최종안전성분석보고서 7.2절 2) 영광 5, 6호기 운영기술지침서 3.1.5.4항, 3.1.5.5항 3.4 사이버보안 검사원 : 유영진 가. 검사내용 1) 디지털 기반 계측제어계통의 사이버보안 점검 절차 성 점검 2) 안전관련 계측제어계통에 대한 사이버보안 3) 원전 제어계통 및 감시계통에 대한 사이버보안 나. 검사결과 계측제어계통의 사이버보안 점검은 한빛5호기의 디지털 기반 계측제어계통이 사이버 침 해행위로 인해 영향을 받지 않도록 사이버보안 대책이 수립되고 이행되는지 여부를 확인 - 46 -
하는 것이다. 점검 대상은 정상운전 예상운전과도 및 사고 조건 시 예상되는 모든 범위 에 걸쳐 안전하고 신뢰성 있는 운전에 필요한 변수 및 계통들을 감시할 수 있는 계측장 치, 이들 변수 및 계통들을 설정된 운전범위 이내로 유지시키기 위한 제어설비, 관련 정 보를 연속적으로 자동 기록하는 설비 및 지원기기 등이다. 이번 계획예방 정비기간에는 한빛5호기 디지털 기반 계측제어계통에 대한 사이버보안 점 검절차 및 이행의 성을 점검하였다. 1) 디지털 기반 계측제어계통의 사이버보안 점검 절차 성 점검 한빛5호기 사이버보안 점검절차 성을 확인하기 위하여 한빛 3발전소 문서인 감 시 및 제어시스템 사이버보안 관리지침 에 대한 서류검토와 계측제어팀 담당 차장과 의 면담을 수행하였다. 한빛5호기에서는 정보통신기반보호법에 따라 발전소 주전산기 등 10개의 설비를 사이버보안 대상 설비로 지정하였다. 이와 같이 지정된 사이버보안 대상 설비에 대한 관리적 보안대책과 기술적 보안대책을 수립하였음을 확인하였다. 그 러나 현재까지 상위 수준의 사이버보안 계획이 수립되어 있지 않았으며, 이로 인해 기 술적, 관리적 및 운영 측면의 사이버보안 활동이 체계화되어 있지 않았음을 확인하였 다. 따라서 계측제어계통이 사이버 침해행위로부터 영향을 받지 않도록 상위 수준의 사이버보안 계획이 별도로 수립되어야 한다. 이에 대해서는 국내 원자력안전법령의 체 제가 정립된 이후 그 성을 점진적으로 점검할 예정이다. 2) 안전관련 계측제어계통에 대한 사이버보안 안전관련 계측제어계통에 대한 사이버보안 이행 사항을 확인하기 위하여 2013년 12월 26일 계측제어팀 담당차장과 입회 검사하였다. 한빛5호기 안전계통 설비 중 외부통신 망과 연결 경로가 있는 노심보호/제어봉연산기를 사이버보안 대상 설비로 지정하여 관 리지침에 따라 사이버보안 대책 활동을 수행하고 있음을 확인하였다. 그 외 발전소보 호계통과 공학적안전설비작동계통은 외부 통신망과 연결 경로가 없음에 따라 사이버보 안 대상 설비로 지정하지 않고 있음을 확인하였다. 그렇지만 외부 통신망과 연결되지 않았다 하여도 설계변경 등이 발생할 경우에 대비한 사이버보안 이행 방안 등이 수립 되고 사이버보안 대상 설비에 포함되어 관리가 되어야 한다고 판단된다. 따라서 이에 대해서는 국내 원자력안전법령의 체제가 정립된 이후 그 성을 점진적으로 점검할 예정이다. 3) 원전 제어계통 및 감시계통에 대한 사이버보안 한빛5호기 원전 제어 및 감시계통에 대한 사이버보안 이행 사항을 확인하기 위하여 - 47 -
2013년 12월 26일 계측제어팀 담당차장과 입회 검사하였다. 사이버보안의 적용 대상으 로 분류된 제어 및 감시 계통 설비가 사이버 침해행위로부터 영향을 받지 않도록 사이 버보안 통제에 대한 이행 성을 점검한 결과, 제어망과 감시망의 통신 네트워크를 물리적으로 수신단 커넥터의 핀을 제거하여 단방향 통신으로 전환하였음을 확인하였 다. 그리고 관리지침에 따라서 바이러스, 악성코드 등에 대한 검사 등 사이버보안 점검 지침에 따라서 점검이 주기적으로 수행되고 있음을 확인하였다. 또한, 유지보수 인력 및 제3자의 접근을 차단하기 위한 물리적 접근 통제가 시행되고 있으며, 서버 및 디지 털 장비의 USB(Universal Serial Bus) 통신 포트를 차단하는 등 이동식 저장 장치의 관 리가 관리지침에 따라 이행되고 있음을 확인하였다. 다. 문제점 및 시정조치사항 없음. 라. 결 론 한빛5호기 디지털 계측제어계통이 사이버 침해 행위로 인해 영향을 받지 않도록 하기 위 한 사이버보안 대책 및 이행의 성을 점검한 결과, 사이버보안의 대상 계통에 대한 분 류 및 일부 지침의 수립 등이 사이버보안 통제를 하게 적용하고 있음을 확인하였다. 그러나 발전소 내부의 모든 계측제어계통 설비가 사이버 침해행위로부터 영향을 받지 않 도록 하기 위해서는 보다 완벽한 사이버보안 체계가 수립되어야 하며, 이를 유도하기 위 해서 사이버보안 관련 체제에 대한 점검을 지속적으로 수행할 예정이다. 마. 참고문헌 1) 한빛 제3발전소 업무지침서 - 영3-계측-25(개정 0), 감시 및 제어시스템 사이버보안 관리지침 2) IEEE Std. 7-4.3.2-2010, IEEE Standard for Criteria for Digital Computers in Safety Systems of Nuclear Power Generating Stations 3) KINS/ER-199, "원전 계측제어계통 사이버보안 종합대책 기술보고서, 2011 바. 첨부자료 없음. - 48 -
3.5 원자로보호계통 검사원 : 유영진 가. 검사내용 1) 원자로보호계통 응답시간 점검 나. 검사결과 1) 원자로보호계통 응답시간 점검 원자로보호계통은 원자로 정지를 위한 각 변수들이 설정치에 도달시 자동으로 원자로 를 정지시키는 계통이다. 원자로보호계통 응답시간 측정시험은 운영기술지침서 점검요 구사항 3.3.1.13 및 3.3.2.5에 의거 동 계통 신호감지기(전송기)로부터 원자로정지차단기 까지의 동작시간, 즉 계측설비 응답시간이 최종안전성분석보고서 표 7.2-6 원자로보 호 계측설비 응답시간 에 제시된 허용기준을 만족함을 확인하는 시험이다. 이번 계획예방정비 기간에는 정기-6711D 발전소보호계통 응답시간 측정시험 절차 서를 적용하여 원자로보호계통 B채널에 대한 응답시간을 측정하였다. 2014년 1월 6일 계측제어팀 담당차장과 함께 본 시험을 입회 검사하였으며, 아울러 시험기록지에 대한 서류검토와 면담도 수행하였다. 시험 결과, 가압기 고압력 신호에 의한 원자로정지 응 답시간이 0.481초로서 허용기준(0.85초 이내)을 만족하였으며, 그 외 각 정지변수에 대 한 응답시간도 <표 1>과 같이 상기한 허용기준을 만족하였음을 확인하였다. 다. 문제점 및 시정조치사항 없음. 라. 결 론 원자로보호계통 각 정지변수들에 대한 응답시간을 측정한 결과, 가압기 고압력 신호에 의한 원자로정지 응답시간이 0.481초로서 허용기준(0.85초 이내)을 만족하였으며, 그 외에 원자 로 정지변수들에 대한 응답시간 측정값도 허용기준을 만족하였음을 확인하였다. 따라서 원자 로보호계통에 대한 응답시간 측정 시험결과는 하다. 마. 참고문헌 1) 한빛5,6호기 운영기술지침서 점검요구사항 3.3.1.13 및 3.3.2.5항 2) KEPIC ENF 3100 (안전계통 주기 시험) 3) 한빛5,6호기 운영절차서 - 정기-6711D(개정05) 발전소보호계통 응답시간 측정시험 - 49 -
바. 첨부자료 1) <표 1> 원자로보호계통 응답시간 측정 결과 <표 1> 원자로보호계통 응답시간 측정 결과 변수명 시험결과(초) 판정기준(초) 판 정 가압기 저압력 0.498 1.15 만 족 가압기 고압력 0.481 0.85 만 족 증기발생기 저수위 S/G 1 : 0.474 S/G 2 : 0.436 1.25 만 족 증기발생기 고수위 S/G 1 : 0.781 S/G 2 : 0.785 1.15 만 족 증기발생기 저압력 S/G 1 : 0.475 S/G 2 : 0.504 1.15 만 족 격납건물 고압력 0.487 1.15 만 족 원자로냉각재 저유량 S/G 1 : 0.458 S/G 2 : 0.483 0.70 만 족 고 국부출력밀도 - 노외중성자속 출력 0.227 0.55 - 제어봉 위치 1.262 1.35 만 족 - 제어봉 위치(CEAC P.F) 0.435 0.75 저 핵비등이탈률 - 노외중성자속 출력 - 제어봉 위치 0.235 1.262 0.55 1.35 - 저온관 온도 4.829 8.55 - 고온관 온도 5.044 8.55 만 족 - RCP 축회전 속도 - 가압기 압력 - 제어봉 위치(CEAC P.F) 0.176 0.467 0.435 0.3 0.85 0.75 노외중성자속 - 가변 과출력 - 고 대수출력 준위 0.255 0.207 0.55 0.55 만 족 - 50 -
3.6 공학적안전설비 작동계통 검사원 : 유영진 가. 검사내용 1) 공학적안전설비작동계통 응답시간 점검 나. 검사결과 1) 공학적안전설비작동계통 응답시간 점검 공학적안전설비작동계통 응답시간 측정시험은 운영기술지침서 점검요구사항 3.3.5.4, 3.3.8.7, 3.3.9.6, 3.3.10.6 등에 의거 동 계통 신호감지기(전송기)로부터 공학적안전설비 를 작동시키는 최종 구동장치(펌프, 밸브 및 모터)까지의 총 응답시간이 최종안전성분 석보고서 표 7.3-18 공학적안전설비 응답시간 에 제시된 허용기준 이내로 유지되는 가를 확인하기 위한 시험이다. 이번 계획예방정비 기간에는 핵증기공급계통의 공학적안전설비작동계통의 경우 정기 -6711D 발전소보호계통 응답시간 측정시험 절차서, 보조설비계통의 공학적안전설 비작동계통의 경우 정기-6761C 방사선감시계통 응답시간 측정시험 절차서를 적용 하여 교번시험 기준에 따라 B계열에 대해 응답시간을 측정하였다. 응답시간은 가압기 저압력 변수를 포함한 공학적안전설비작동 신호들에 대하여 모의 입력신호가 공학적안 전설비작동계통 설정치를 초과하는 시점부터 관련 작동기기(예, 밸브, 펌프 등)가 기능 을 발휘하기까지의 시간을 측정하였다. 각 시험변수별 총 응답시간은 검출기 응답시간, 논리계통 지연시간, 부계전기 동작시간, 순차부하 투입지연시간을 포함한 기기동작시간 등으로 구성된다. 2014년 1월 6일 계측제어팀 담당차장과 함께 본 시험을 입회하여 확 인하였다. 가압기 저압력 신호에 의한 고압 안전주입 작동신호의 응답시간이 비상디젤 발전기 기동 및 순차부하투입 지연시간을 포함하여 24.856초로서 허용기준(30초 이내) 을 만족하였으며 그 외 공학적안전설비작동계통의 각 시험변수의 응답시간도 첨부문서 의 <표 1>과 같이 상기한 허용기준을 만족하였음을 확인하였다. 다. 문제점 및 시정조치사항 없음. 라. 결 론 공학적안전설비작동계통의 각 작동변수들에 대한 응답시간을 측정한 결과, 가압기 저압 력 신호에 의한 고압 안전주입을 비롯한 모든 공학적안전설비작동계통 작동변수에 대한 응답시간이 최종안전성분석보고서 표 7.3-18 공학적안전설비 응답시간 에 명시된 허 - 51 -
용기준을 만족함을 확인하였다. 따라서 한빛 5호기 공학적안전설비작동계통의 건전성이 하게 확보된 것으로 판단된다. 마. 참고문헌 1) 한빛5,6호기 최종안전성분석보고서 7.3절 2) 한빛5,6호기 운영기술지침서 3.3.5.4, 3.3.8.7, 3.3.9.6, 3.3.10.6 3) KEPIC ENF 3100 (안전계통 주기 시험) 4) 한빛5,6호기 운영절차서 - 정기-6711D(개정05) 발전소보호계통 응답시간 측정시험 - 정기-6761C(개정01) 방사선감시계통 응답시간 측정시험 바. 첨부자료 1) <표 1> 공학적안전설비작동계통 응답시간 측정결과 - 52 -