2004 춘계학술발표회논문집한국원자력학회 원자력발전소건물특성에따른핵연료취급기기의영향평가 Evaluation on the Impact of the Fuel Handling Equipment by the Characteristics of Building in the Nuclear Power Plant 장상균, 고광적, 김범식, 맹철수, 임대헌, 황정기, 김일곤, 김인용 한국전력기술 ( 주 ) 305-353 대전광역시유성구덕진동 150번지 요 약 국내원자력발전소건물특성에따른핵연료취급기기의구조적건전성, 운전성, 제작및시공성등설계에미치는영향을평가하였다. 최근국내원전은발전소건물에대해안전성, 시공성및경제성등을고려한다양한건물배치및부지특성을갖는건물이제시되었는데, 한국표준형원전을기본으로개선형한국표준원전및신형경수로 1400 등이개발되었다. 발전소노심과핵연료저장대에서핵연료재장전을위한기기및공구로구성된핵연료취급계통은발전소건물배치및부지특성에따라취급기기의설계에광범위하게영향을받게된다. 따라서한국표준형원전과비교하여건물배치및부지특성등건물특성이다른개선형한국표준원전및신형경수로 1400에적용할핵연료취급기기에대한구조적건전성, 제작및시공성, 운전성및운전효율성에대한영향평가를제시하였다. Abstract An evaluation on the impact of the fuel handling equipment by the characteristics of building in the nuclear power plant was performed for structural integrity, operation, fabrication and construction of these equipment. The various types of buildings with the site characteristics in the domestic nuclear power plants were recently suggested considering safety, construction and cost. The building arrangement was developed for the Improved Korean Standard Nuclear Power Plant(KSNP+) and the Advanced Power Reactor(APR) 1400 based on the Korean Standard Nuclear Power Plant(KSNP). The fuel handling system consists of equipment and tools to refuel fuel assemblies between the core and the fuel storage rack. The design of the fuel handling equipment would be affected by building arrangement and its site characteristics in the nuclear power plant. In this paper, evaluation results of structural integrity, fabrication and construction, operation and its efficiency for these equipment in the KSNP+ and the APR 1400, which have a different characteristics of building compared with the KSNP, are provided.
1.0 서론 현재국내에서가동중인한국표준형원전 (Korean Standard Nuclear Power Plant, KSNP) 으로는울진 3,4호기및영광 5,6호기가있고, 울진 5,6호기, 신고리 1,2호기및신월성 1,2호기가시운전및건설중에있으며신고리 3,4호기건설을계획중에있다. 최근국내원전은발전소건물에대해안전성, 시공성및경제성등을고려한다양한건물배치및부지특성을갖는건물이제시되었다. 한국표준형원전 (1000 MWe급 ) 을기본으로건물기능및계통특성을고려하여건물을최적배치한동급의개선형한국표준원전 (KSNP+) 과용량을격상하고개량화한 1400 MWe급신형경수로 1400(APR1400) 이있는데, 신고리 1,2호기및신고리 3,4호기가각각을대표적으로적용하는발전소이다. 개선형한국표준원전은양호기사이에복합건물을설치하고일부및에대해선대칭배치하였다. 신형경수로 1400은을중심으로보조건물을 4분할배치하였다 [ 그림 1]. 핵연료취급계통 (Fuel Handling System, FHS) 은노심과핵연료저장대사이에서핵연료취급을위한기기및공구로구성되어있으며, 발전소건물배치및부지특성은핵연료취급기기의구조적건전성, 운전성및제작성등에광범위하게영향을미치게되므로, 이에대한비교및영향평가가필요하다. 본논문에서는먼저발전소건물설계자가건물배치시고려하는일반사항과핵연료취급기기와의연계사항에대해살펴보고, 건물내핵연료취급을위한주요공간의설계기준을검토한다. 한국표준형원전대비국내원전에적용되는개선형한국표준원전및신형경수로 1400 건물배치의주요특징을검토하고핵연료취급기기배치를비교평가한다. 건물배치및부지특성등건물특성에따른핵연료취급기기의설계영향을분석하여기기설계및구조해석측면에서구조설계영향을제시하고핵연료취급기기의배치에따른운전성및운전효율성을평가하고자한다. 2.0 건물특성과핵연료취급기기와의연계 2.1 건물배치시고려되는일반사항및핵연료취급기기와의연계 발전소의및내에서핵연료를취급하는핵연료취급기기의설계및운전은발전소건물배치및부지특성등건물특성과밀접하게연계되어있다. 따라서발전소건물설계자는원전의계통특성및기능성, 안전성, 경제성, 운전보수의편의성, 운전효율성등을고려하여건물을설계하게된다. 발전소건물설계시최우선으로고려하여야하는안전성은규제요건에근거하게되는데, 핵연료취급및저장관점에서기기운전관련안전성을제시한인허가요건으로는중하중취급요건을규제하는 NUREG 0612[1], 핵연료취급및저장관련기본요건을제시하는 Reg. Guide 1.13[2], 핵연료취급시고려하여야할요건을제시한 ANSI/ANS 57.1[3] 등이있다. 또한사용후연료저장시수조냉각, 차폐및수위요건을규정하는 ANSI/ANS 57.2[4] 가있다. 발전소건물배치에따라결정되는핵연료취급기기는배치및운전관점에서안전성을고려하여야하는데, 핵연료취급및저장요건을적용한건물배치가선행되어야하고, 운전자의안전성, 핵연료의임계안전및취급기기의구조적건전성을고려하여설계시다양한연동장치가설정되어야한다. 핵연료취급기기의건전성을확보하기위한자료가건물배치및
부지특성에따라제공되는데, 발전소부지특성에따른각건물층에서의지진응답스펙트럼이지진입력자료로사용하게된다. KSNP 및 KSNP+ 핵연료취급기기와같이설계변경이미미하여기기고유의동특성을유지하며, 기존에수행된내진해석으로구조적건전성이검증된경우에는기기가놓이는층에서의지진응답스펙트럼과기기의기검증된설계응답스펙트럼을비교하는내진평가를통해구조적건전성을확인할수있다. 2.2 건물형태별핵연료취급을위한주요공간및기기배치 한국표준형원전의경우 ( 그림 1의 a), 에서의핵연료재장전을위한공간은그림 2 에서보여주는바와같이상부안내구조물저장지역 (Upper Guide Structure (UGS) Laydown Area), 노심지지배럴저장지역 (Core Support Barrel (CSB) Laydown Area), 재장전수로지역 (Refueling Canal), 원자로플랜지높이 (RV Flange Level) 및운전층으로나뉘어진다. 핵연료이송경로의주지역인재장전수로지역에는핵연료이송계통 (Fuel Transfer System, FTS), 이송튜브및차단플랜지가설치된다. 원자로플랜지높이에는수조밀봉체가설치되며, 핵연료취급을위한핵연료재장전기 (RM), 제어봉집합체교체대 (CEA Change Platform, CEACP) 와전기배선장치 (Junction Box, JB), 제어봉승강기 (CEA Elevator, CEAE) 및핵연료이송계통운전제어설비등은운전층에놓이게된다. 에는캐스크저장지역및세척지역, 신연료반입지역, 신연료검사저장지역, 사용후연료검사, 저장지역 (Spent Fuel Storage Pool) 및재장전수로지역으로나뉘어진다. 의재장전수로지역에는핵연료이송계통및이송관밸브가놓이게되고, 핵연료취급을위한사용후연료취급기 (Spent Fuel Handling Machine, ) 와전기배선장치 (JB), 신연료승강기 (New Fuel Elevator, NFE) 및핵연료이송계통운전제어설비등은운전층에놓이게된다. 개선형한국표준원전 1호기의경우 ( 그림 1의 b), 핵연료이송, 취급, 검사, 저장을위한지역및기기의배치는한국표준형원전과동일하다. 개선형표준원전 2호기는, 1호기의노심지지배럴저장지역, 재장전수로지역과전배열에대해선대칭으로배치설계되어있다. 따라서핵연료취급기기의배치도건물배치에따라선대칭배치되어야한다. 최근개선형한국표준원전은건물배치설계와별도로핵연료취급기기의성능향상을위한설계개선을추진하고있다. 신형경수로 1400의경우 ( 그림 1의 c), CE SYSTEM 80+ 건물모델과한국표준형원전건물모델을조합하여건물배치설계를수행하였는데, 에설치되었던핵연료이송계통윈치구동설비를발전소운전중에도정기적으로검사및보수할수있도록에설치하였으며, 노심지지배럴저장지역과재장전수로지역사이에벽을설치하였다. 에는운전및기기보수성을고려하여신연료승강기, 신연료저장지역및사용후연료검사지역위치를수정하였다. 신형경수로 1400은건물내진설계를위해포괄적부지특성치로기존 0.2g에서 0.3g을적용함으로서건물배치와함께핵연료취급기기의구조적건전성평가를위한내진입력자료로사용되는각기기가놓이는층에서의지진응답스펙트럼은한국표준형원전대비최대가속도의경우약 1.5 배이상증가하였다. 또한신형경수로 1400은건물배치및부지특성영향과함께운전효율성향상을위해적용되는개선항목등이핵연료취급기기설계에영향을미치게된다.
2.3 핵연료취급기기의배치치수비교 발전소별핵연료취급기기의배치치수비교는그림 3에제시되어있다. 기기의구조건전성및운전효율성측면에서검토되어야할치수는핵연료재장전기 (A) 및사용후연료취급기 (B) 의레일스팬거리, 노심에서핵연료이송계통끝단까지의거리 (C), 핵연료이송튜브길이 (D), 핵연료이송계통지지대끝단에서차단플랜지까지거리 (E), 핵연료이송계통지지대끝단에서밸브까지거리 (F) 가있는데, 한국표준형원전 (KSNP) 은모태인 Palo Verde 발전소와신형경수로 1400(APR1400) 배치는 SYSTEM 80+ 와비교하였다. 신형경수로 1400 핵연료취급기기는한국표준형원전대비핵연료재장전기레일스팬거리 (A) 의경우약 2"(0.05 m) 증가하였으나, 사용후연료취급기 (B) 의경우 3'-6"(1 m) 감소하였다. 따라서핵연료재장전기및사용후연료취급기에대해서는구조적건전성평가가필요할것으로판단된다. 특히핵연료재장전기의유사설계개념이적용된사용후연료취급기는기기의부지및건물지진특성에부합되는상세한내진해석이수행되어야한다. 신형경수로 1400 건물배치에따른노심에서핵연료이송계통끝단까지의거리 (C) 는한국표준형원전에비해약 2.5 m 정도짧아져운전효율성측면에서약간유리할것으로판단된다. 또한신형경수로 1400 핵연료이송계통의튜브길이 (D) 는 4'-3" (1.3 m) 만큼증가하였고, 핵연료이송계통윈치구동장치의위치이동으로이송계통의크기 (E, F) 는한국표준형원전대비각건물형태별로서로나뉘어져설치되며, 건물형태별각크기는약간씩증가하였으나운전효율성측면에서핵연료이송계통및이송튜브에대한영향은미미할것으로판단된다. 그러나기기의건전성확인을위한상세한내진해석은필요할것으로보인다. 개선형한국표준원전의경우운전효율성측면에서표준형과동일하며, 양호기선대칭배치에따른핵연료취급기기에대한구조적건전성은 2.1절에서기술된내진평가를수행하여검증할수있다. 3.0 건물특성에따른핵연료취급기기의설계영향 3.1 핵연료취급기기의배치설계및운전영향 한국표준형원전과비교하여개선형표준원전의경우, 양호기사이에복합건물을통합배치하고내재장전수로지역및의선대칭배치함으로서주요핵연료취급기기인핵연료재장전기, 사용후연료취급기, 제어봉집합체교체대, 핵연료이송계통의전기및공기배선장치와지지대, 레일등의배치설계에영향을주며, 원자로내부구조물인양장치의이동경로및노심지지배럴저장지지대설치위치가변경되었다. 따라서개선형표준원전 2호기의경우 1호기대비핵연료취급기기의배치에따른기기및부품설계변경및운전방향등에영향을미치게되어호기별설계문서및도면생산에따른비효율성및비경제성을내포하고있다. 신형경수로 1400의경우, 핵연료취급기기의배치는 KURD[5] 요건과 SYSTEM 80+ 건물배치를기본적으로적용하였는데, 내에서는운전보수성을고려하여핵연료이송계통윈치구동장치를로이동하였으며, 노심지지배럴저장지역내에벽을설치하였다. 내에서는운전보수측면에서신연료승강기및사용후연료검사지역위치를결정하였다. 또한기기성능개선사항이적용되는신형
경수로 1400 핵연료취급기기의경우, 취급기기의배치및건물부지특성에따른영향과함께기기성능개선항목의추가로초기기기설계시연계자료생산에영향을미치게된다. 그림 4는각건물배치별핵연료재장전기및사용후연료취급기의운전방향을표시하였다. 핵연료재장전기운전방향은원자로를향하도록설계되며, 사용후연료취급기는수로지역에위치하는핵연료이송계통운반통을향하도록설계된다. 따라서개선형표준원전및신형경수로 1400의경우핵연료재장전기의운전방향은동일하나, 개선형표준원전 2호기사용후연료취급기의경우브리지및트롤리의운전방향이각각바뀌게된다. 또한신형경수로 1400 사용후연료취급기의경우도브리지및트롤리의주운전방향이바뀌게되어운전성관련인간공학측면에서비효율성을내포하고있다. 3.2 핵연료취급기기의구조설계영향 발전소형태별건물배치및부지특성등건물특성에따른취급기기의구조설계영향을기기설계및제작시공성측면에서살펴보면, 한국표준형원전대비개선형표준원전 2호기의경우, 각기기에대해다음부품의기기설계에영향을미치게된다. 핵연료재장전기의주요설계변경사항으로마스트위치변경에따른트롤리구조물, 전원공급용케이블라우팅, 레일및위치표시를위한기어랙등이설계변경되어야할것으로판단된다. 사용후연료취급기및제어봉집합체교체대의경우도케이블지지대및레일등에설계변경이필요할것으로판단된다. 또한건물바닥과벽면에설치되는전원및공기압호스 (Festoon Cable) 지지대등은독립적인단순위치이동등으로기기제작의영향보다는호기별시공설계가다르게적용되어야할것으로판단된다. 신형경수로 1400의경우, 건물배치및부지특성에따른영향과함께기기성능개선등에따른기기변경및설계하중변동에따른연계하중등에영향을주어구조재의상세설계변경등의검토가필요하다. 핵연료취급기기에대한구조적건전성은설계변경사항이없는경우, 발전소부지특성에 근거한 건물층에서의 층응답스펙트럼 (Floor Response Spectrum, FRS) 과기존기기에 동일하게적용된 설계응답스펙트럼 (Design Response Spectrum, DRS) 을비교분석하여 수행할수있다. 개선형표준원전양호기모두핵연료취급기기가놓이는층에대한층응답 스펙트럼은한국표준형원전과동일하게설계기준응답스펙트럼에포괄되어구조적건전성 측면에서문제가없는것으로확인되었다. 그러나최근핵연료취급기기의성능향상을위한 개선사항이반영되어기기의동특성에영향을주는경우구조적건전성확인을위한검토가 필요하다. 신형경수로 1400의경우, 에설치되는핵연료취급기기로서설계변경이 미미하여기기고유의동특성을유지하며 구조적건전성이검증된 설계응답스펙트럼과 비교할수있는기기로는 핵연료재장전기, 제어봉집합체교체대, 제어봉집합체승강기가 있고, 대표적으로핵연료재장전기에대하여건물부지특성에따른포괄적부지특성치 0.3g를적용하여생산된층응답스펙트럼과설계응답스펙트럼을 비교평가하였다. 초기 핵연료재장전기내진해석시수행된기기의정지및운전상태에서주요모우드해석결과인 고유진동수및모우드기여도를표1에제시하였다 [6]. 그림 5는신형경수로 1400 건물내 핵연료재장전기가놓이는층에서의응답스펙트럼과설계응답스펙트럼을각방향별로비교 하였다. 그림 5에서제시하는바와같이 N-S방향에서 2.8 ~ 3.6 Hz, 5 ~ 8 Hz 및 23 Hz 이상에서층응답스펙트럼이 설계응답스펙트럼을벗어났다. 이는표 1에서보이는바와
같이정지상태의 1, 3차모우드 (3.46Hz, 6.46 Hz) 에해당되며, 모우드기여도의주방향과도일치하였다. 또한, E-W방향에서는 8.5 ~ 18 Hz 및 21 Hz이상에서벗어나며, 이는정지상태의 4차 (11.14 Hz), 5차 (11.23 Hz) 및 6차 (13.14 Hz) 모우드에해당되며, 역시 4차및 5차모우드에서모우드기여도의주방향과도일치하였다. Vert. 방향은약 20 Hz이상에서벗어나게되는데, 주요모우드의고유진동수와일치하지않았다. 따라서신형경수로 1400의핵연료재장전기는 N-S 및 E-W방향에서기기의내진용량이가진입력에대해구조적건전성을입증할수가없다고판단되므로상세한내진평가혹은내진해석이요구된다. 3.3 핵연료취급기기의운전효율성 한국표준형원전에서핵연료취급기기배치에따른운전효율성을검토하였다. 국내원전에적용되는전노심해체시핵연료재장전기에의해노심에서인양되어이송되는핵연료는핵연료이송계통의운반통에넣어지고핵연료이송튜브를통과한후에서사용후연료취급기에의해사용후연료저장대에놓여지게된다 [ 그림 6]. 한국표준형원전에적용되는핵연료재장전기 (RM), 사용후연료취급기 () 및핵연료이송계통 (FTS) 기기성능과이송거리에근거하여계산한핵연료인출시간은핵연료 1개당약 19.4 분이소요되며, 이를분석하면건물및기기배치에따른핵연료이송시간이차지하는비율은 27 %(5.1 분 ) 이며, 기기의성능과관련되는핵연료이송시간은 73 %(14.3 분 ) 으로계산된다. 따라서핵연료취급시간을단축함으로서운전효율성을향상시키고, 운전자의피폭량을감소하기위해서는건물배치보다는기기성능향상에역점을두어야할것으로판단된다. 또한기기의배치는타구조물과의연계및취급공간의한계성등으로운전효율성을고려한기기배치는한계가있을것으로판단된다. 4.0 결론 국내원전건물배치및특성에따른핵연료취급기기의구조적건전성, 제작및시공성, 운전성및운전효율성등설계에미치는영향을평가하였다. 한국표준형원전과비교하여개선형표준원전에서는양호기선대칭건물배치에따른핵연료취급기기에대한평가결과기기의구조적건전성은표준원전과동일하게유지되었으나, 신형경수로 1400의경우핵연료취급기기의구조적건전성을확보하기위해서는건물배치에따른영향보다는건물부지특성때문에기기에대한상세평가및재해석이불가피할것으로판단된다. 개선형표준원전 2호기에서는핵연료취급기기의레일을포함하여핵연료재장전기의마스트및각취급기기의케이블라우팅관련부품의상세설계에영향을줄것으로판단된다. 건물배치에따른운전성및운전효율성평가결과건물배치는사용후연료취급기의경우브리지및트롤리의운전방향이각각바뀌게되어인간공학측면에서비효율성을내포하고있다. 또한건물배치에따라핵연료취급기기의운전효율성에큰영향을미치지못하며, 각기기에대한성능을개선함으로서운전효율성을향상시킬수있을것으로판단된다.
참고문헌 [1] NUREG 0612, Control of Heavy Loads at Nuclear Power Plants, 1980. [2] Reg. Guide 1.13, Spent Fuel Storage Facility Design Basis, U.S. NRC, December 1981. [3] ANSI/ANS-57.1-1992, Design Requirements for Light Water Reactor Fuel Handling System. [4] ANSI/ANS-57.2-1983, Design Requirements for Light Water Reactor Spent Fuel Storage Facilities at Nuclear Power Plants. [5] KURD, Korea Utility Requirements Document, Chapter 7, Fueling Refueling Systems, 한국전력공사, 1999. [6] 장상균, 핵연료취급기기의내진평가에관한고찰, 한국원자력연구소, 1992. 6. 핵연료취급지역 복합건물 복합건물 핵연료취급지역 a) 한국표준형원전 b) 개선형한국표준원전 c) 신형경수로 1400 그림 1 원자력발전소형태별건물배치
RM 브리지 Rail A CSB Laydown Area (EL. 100'-6") RV flange level (EL. 116'-1") CEACP JB Rail A FTS RM 마스트 원자로 트롤리 CEAE Refueling Canal (EL. 100'-6") NFE 이송튜브 FTS Refueling Canal (EL. 100'-6") UGS Laydown Area 운전층 (EL. 142'-0'') CEACP 브리지 Spent Fuel Pool (EL. 100'-6") 그림 2 핵연료취급기기의배치 ( 한국표준형원전기준 ) C Rail Span(B) RM Rail Span(A) CL Reactor A B Palo Verde 27'-0" (8.23 m) KSNP (KSNP+) 27'-0" (8.23 m) 41'-6" 41'-6" (12.65 m) (12.65 m) SYS80+ 27'-2" (8.28 m) 38'-6" (11.73 m) APR1400 27'-2" (8.28 m) 38'-0" (11.58 m) FTS_FB(F) Tube(D) FTS_CB(E) C D E F 67'-6" 68'-0" (20.57 m) (20.73 m) 27'-0" 27'-0" (8.23 m) (8.23 m) 48'-6" 48'-6" (14.78 m) (14.78 m) 16'-0" (4.88 m) 16'-0" (4.88 m) 76'-5.75" (23.31 m) 45'-6.25" (13.87 m) 16'-11" (5.16 m) 86'-3" (26.29 m) 59'-9" (18.21 m) 31'-3" (9.53 m) 16'-11" (5.16 m) 52'-9" (16.08 m) 그림 3 발전소형태별핵연료취급기기배치치수비교
RM 원자로 RM 원자로 저장대 2 호기 2 호기 RM 저장대 2 호기 1 호기 한국표준형원전 (KSNP) 1 호기 개선형한국표준원전 (KSNP+) E S N 1호기 W 신형경수로 1400 (APR1400) 핵연료취급주요기기운전방향 KSNP KSNP+ APR 1호기 2호기 1400 Forward W W W W Bridge Reverse E E E E RM Trolley Right N N N N Left S S S S Bridge Trolley Right(Forward) W W E (S) Left(Reverse) E E W (N) Forward(Right) S S N (W) Reverse(Left) N N S (E) 그림 4 건물배치별핵연료취급기기운전방향 Mode 기기의상태 고유진동수 (Hz) Mode 기여도 N-S 방향 E-W 방향 Vert. 방향 1 2 3 4 5 6 정지 3.46 3.1697 1.3249 0.1728 운전 1.11 2.0661 4.0576-0.0110 정지 3.72-1.8909 2.6160-0.3610 운전 1.15 4.0099-2.0756 0.0343 정지 6.46 7.6751-0.1394-1.0660 운전 4.59 0.3285 3.4202-0.2152 정지 11.14-0.0523 2.7058 0.8804 운전 4.74 2.5175-0.6274 0.0952 정지 11.23 0.1435 7.0248-2.7412 운전 5.96-0.0687-0.5336 2.9706 정지 13.14-0.6607 0.5789-1.5241 운전 7.53-0.2340 8.6071-1.1243 표 1 핵연료재장전기 Mode 해석결과 ( 참고문헌 6)
DRS N-S 방향 DRS E-W 방향 DRS Vert. 방향 그림 5 핵연료재장전기응답스펙트럼비교
취급공구 진입제한연동구역 RM 진입제한연동구역 RM Mast 이동경로 RM 이동경로 저장대 이송튜브 노심 시간 (Min.) 인양장치하강및핵연료 Grappling 2.2 핵연료재장전기 핵연료이송계통 사용후연료취급기 인양장치상승 2.0 이송계통으로핵연료이송 * 2.5 이송계통운반통에핵연료삽입 1.2 인양장치상승 1.0 Upender 의수평방향회전 2.0 이송계통운반통이송 * 1.5 Upender 의수직방향회전 2.0 운반통으로접근, 취급공구하강및핵연료 Grappling 1.7 취급공구상승 1.0 저장대로핵연료이송 * 1.1 저장대에핵연료삽입 1.2 핵연료 1 다발당인출시간 ( 노심에서저장대까지 ) 19.4 Note * : 핵연료이송시발전소배치관련자료 그림 6 핵연료취급절차및인출시간 ( 한국표준형원전기준 )