KR101146949B1

KR101146949B1 - 원자력발전소 주급수 배관 파단시 원자로건물 외부 부격실 침수 최적분석 방법

Info

Publication number: KR101146949B1
Application number: KR1020090104219A
Authority: KR
Inventors: 송동수
Original assignee: 한국수력원자력 주식회사
Priority date: 2009-10-30
Filing date: 2009-10-30
Publication date: 2012-05-22
Also published as: KR20110047545A

Abstract

본 발명은 원자로건물 외부 부격실 침수 최적분석 방법을 개시한다. 본 발명은, PC(Personal computer)를 통하여 열수력계통 초기입력조건, 원자로 노심반응도 초기입력조건, 원자로냉각재계통의 가압기 초기입력조건, 원자로계통 안전주입 초기입력조건, 보조급수 계통 초기 입력조건, 방사능유체를 포함한 배관계통의 일차측 사고입력조건, 방사능유체를 포함하지 않은 배관계통의 이차측 사고입력조건, 단일고장 입력을 모델링하여 전산코드로 입력하는 제 1 단계와, 상기 PC(Personal Computer)를 통하여 전산코드에 내장된 제어 콘트롤러 입력모델을 사용하여 급수제어밸브 닫힘 제어로직을 모델링하여 전산코드로 입력하는 제 2 단계와, 상기 PC를 통하여 복수개의 급수펌프들의 정지 조건을 모델링하여 전산코드로 입력하는 제 3 단계와, 상기 PC를 통하여 주급수 배관의 파단위치를 가정하여 전산코드로 입력하는 제 4 단계와, 상기 PC에서 상기 제 1 단계 내지 상기 제 4 단계의 데이터를 근거로 상기 주급수 배관 파단 시 방출유량을 계산하여 원자로 외부의 부격실 침수수위를 계산하는 제 5단계를 포함한다.

Description

원자력발전소 주급수 배관 파단시 원자로건물 외부 부격실 침수 최적분석 방법{Optimumized method of flooding analysis during main feedwater line break sub-compartment outside reactor building for nuclear power plant}

본 발명은 원자력발전소 주급수 배관 파단시 원자로건물 외부 부격실 침수 최적분석방법에 관한 것으로서, 더 상세하게는 부격실의 침수를 최소화하는 원자력발전소 주급수 배관 파단시 원자로건물 외부 부격실 침수 최적분석방법에 관한 것이다.

원자력발전소 원자로건물 외부 부격실에는 발전소 운전에 필요한 각종 안전 및 비안전 관련 기기들이 많이 설치되어 있다. 원자력발전소 안전정지 및 운전과 관련하여 원자로건물 외부 부격실에 위치한 기기들은 각종 안전사고(파단 및 지진 등)로부터 정상적으로 동작 가능하도록 보호되어야 하고 건전성이 보증되어야 한다. 또한 원자력발전소 안전과 관련하여 이미 건설되어 상업운전 중인 발전소 경우에도 최신 기술적용을 받도록 원자력법에 명시하고 있다. 따라서 이미 상업 운전 중인 원자력발전소 가운데 상당수의 발전소가 원자로건물 외부 부격실에서 유체를 포함한 배관이 파단 되었을 때 충분한 배수로가 확보되지 않아 각종 안전관련 기기들이 침수되거나 침수될 가능성이 있다.

종래, 주급수 배관 파단 방출유량 해석은 수 계산(Hand calculation) 방법으로 수행되었다. 이 방출유량 해석결과를 사용하여 원자로건물 외부 부격실의 침수 높이를 평가할 경우 과도한 보수성으로 침수 높이가 높아 원자로 건물 외부 부격실에 위치한 각종 안전관련 기기들을 이설하거나 높이를 조정해야 했으며, 이 문제를 해결하기 위해 많은 시간과 비용이 소요되게 된다. 수 계산에 위한 주급수 배관 파단 방출유량 평가방법은 배관 유출압력 감소, 밸브 닫힘, 그리고 펌프정지 등의 제어 로직을 고려하지 못하여 유량을 과다하게 높게 평가하는 문제점이 있다.

이로 인해 실제 배관 파단시 방출되는 유량보다 과다하게 많아 평가함으로써 원자로건물 외부 부격실의 침수 높이를 높게 평가하는 결과를 초래하였다. 종래기술의 침수방출유량 계산수식은 아래와 같다.

여기서, W : 고에너지배관파단 방출유량률

Cd : 유량방출계수

Gc : 임계질량속 (Henry-Fauskey 상관모델)

A : 파단면적

기존 수계산시 임계질량속에 의해 단순히 배관 파단방출 유체 전부를 과냉각유체로 가정하고 임계질량모델로 수계산하였다. 본 발명은 원자력발전소에서 요구 하는 사고해석 기술기준과 요건에 따라 방법을 개발하였으며 전산코드를 사용하므로 실제 고에너지배관 파단 사고시 원자력발전소에 제어로직을 모두 고려할 수 있고, 실제 파단시 방출되는 물리적 메커니즘을 고려할 수 있다. 즉, 수계산시 초기 방출질량으로 일정하게 방출되지만 개발방법을 사용할 경우 급수펌프의 토출압력 변화를 고려 할 수 있으므로 실제 파단시 일어나는 수력학적 메커니즘이 적용된다.

본 발명은 부격실의 침수를 최소화하여 안전성을 확보하는 원자력발전소 주급수 배관 파단시 원자로건물 외부 부격실 침수 최적분석 방법을 제공하는 것을 목적으로 한다.

본 발명은, 주급수 배관관 파단시 방출유량을 계산하는 제 1 단계와, 주급수 조절밸브의 닫힘여부를 판단하는 제 2 단계와, 복수개의 급수펌프들을 정지하는 제 3 단계와, 상기 주급수 배관 파단위치를 판단하는 제 4 단계와, 상기 제 1 단계 내지 상기 제 4단계의 데이터를 근거로 상기 급수관 파단 시 방출유량을 계산하는 제 5 단계를 포함하는 원자로건물 외부 부격실 침수 최적분석 방법을 제공한다.

본 발명은 주급수 배관 파단으로 인한 방출유량을 최적화시킨다. 따라서 부격실의 침수를 최소화하여 부격실의 안정성을 확보할 수 있다.

도 1 은 본 발명에 따른 원자로발전소의 일 실시예를 보여주는 유압회로도이다.

도 1을 참고하면, 원자력발전소 일?이차측 열수력계통의 특징적 구성은 크게 기기계통(Component system), 급수계통(Feedwater system), 증기계통(Steam system) 그리고 안전주입계통(Safety injection system)으로 구성되며, 각각의 구 성은 다음과 같다.

기기계통(Component system)은 크게 핵분열을 통해 열을 발생시키는 노심부를 포함하는 원자로 용기(10), 냉각재를 강제 순환시키는 냉각재펌프(15), 냉각재 계통의 압력을 조절하는 가압기(20), 냉각재를 포함하는 원자로냉각재배관(40), 증기의 운동에너지를 기계적 일로 전환시키는 터빈(150), 터빈 회전체에 의해 전기로 발생시키는 발전기(155)로 구성된다.

그리고, 급수계통(Feedwater system)은 증기발생을 위해 증기발생기로 공급되는 주급수 배관(60), 주급수 유량을 차단하는 주급수 격리밸브(64), 주급수 역방향 흐름을 차단하는 주급수 체크밸브(63), 주급수 유량을 조절하는 주급수 조절밸브(65), 주급수를 강제 공급하는 주급수 펌프(90), 주급수를 복수기로 바이패스 시키는 주급수 바이패스 밸브(95), 복수기(160)로부터 주급수 펌프로 공급하는 복수펌프(170), 냉각재계통 냉각을 위한 보조급수 공급계통(55)으로 구성된다.

그리고, 증기계통(Steam system)은 증기를 발생시키는 증기발생기(50), 증기발생기와 터빈을 연결하는 증기관(110), 증기덤프 제어밸브(115), 증기관을 증기발생기와 격리시키는 주증기관 격리밸브(120), 각각의 증기발생기로부터 생산된 증기를 하나의 증기관에 모이는 증기관모관(130), 터빈으로 공급되는 증기를 차단하는 터빈 정지밸브(140)로 구성된다.

마지막으로, 안전주입계통(Safety injection system)은 원자력발전소 사고 시 노심반응도를 줄이기 위한 안전주입계통(30)으로 구성된다.

한편, 본 발명에 따른 원자로건물 외부 부격실 침수 최적분석방법은, 주급수 배관 파단시 방출유량을 계산하는 제 1 단계와, 주급수 조절밸브의 닫힘여부를 판단하는 제 2 단계와, 복수개의 급수펌프들을 정지하는 제 3 단계와, 상기 주급수 배관 파단위치를 판단하는 제 4 단계와, 상기 제 1 단계 내지 상기 제 4단계의 데이터를 근거로 상기 주급수 배관 파단 시 방출유량을 계산하는 제 5 단계를 포함한다.

이하에서는 상기 제 1 단계, 상기 제 2 단계, 상기 제 3 단계, 상기 제 4 단계 및 상기 제 5 단계에 대해서 자세히 설명하기로 한다.

상기 제 1 단계는 원자력 열수력계통 전산코드에서 사용할 수 있는 방법론 개발한다. 주급수 배관 파단사고는 주급수 배관 계통 체크밸브(63) 전후의 파단위치(61, 62)와 원자로(10)의 노심출력별, 파단크기 및 파단형태에 따라 방출유량이 달라진다. 원자력발전소 사고해석의 경우 초기조건 및 가정에 적절한 보수성이 포함하고 있어야 하므로 초기 조건들에 대해서 적절히 보수적 값을 사용한다. 가장 제한적 케이스 선정을 위해 초기 입력 조건을 조합하여 스펙트럼 분석을 수행하며, 발전소 출력별 초기값과 설정치들은 적절한 보수성이 포함되어 해석결과가 나올 수 있도록 최대 또는 최소값을 사용하며, 주급수 배관 파단사고 전산해석을 위해 발전소 일차 및 이차계통을 모델링 한다.

본 발명은, 원자력발전소 열수력계통 초기조건 가정으로 원자로 출력별로 가정하며, 원자로냉각재계통의 유량은 열설계유량(Thermal design flow)값 사용하며, 초기 원자로 냉각재계통의 평균온도는 해당 출력에 상응하는 온도에 양(+) 불확실도를 고려하여 최대값을 사용하며, 가압기의 초기압력은 공칭(Nominal) 값을 사용하며, 가압기 수위는 해당 출력값을 사용하며, 증기발생기 압력은 출력별 초기 압 력값을 사용하며, 증기발생기 재순환유량은 각 출력에 해당되는 순환율 값 사용하며, 증기발생기 초기질량은 각 출력에 해당하는 초기 질량값을 사용하며, 열전달향상을 위해 증기발생기 관막음률은 0% 를 가정하며, 급수의 엔탈피는 최대값을 사용하며, 급수 유량은 각 출력에 해당되는 최대 급수 유량값을 사용한다. 원자력발전소 전산코드의 입력 모델 범위는 반응도 모델, 원자로 제어계통, 원자로보호계통, 공학적안전설비계통, 증기발생기, 가압기 등이 해당된다.

반응도 모델은 원자로 정지 후의 재임계 측면에서 최대 반응도 궤환을 가정하며, 원자로 제어계통 모델은 보수적 해석결과를 얻기 위해 사고 동안에 동작하지 않는 것으로 가정하며, 원자로 보호계통은 최대 방출량 측면에서 사고를 완화시키는 시키는 신호들은 가정하지 않으며, 원자로 정지 후의 재임계 측면에서 최대 반응도 궤환을 가정하는 것이 보수적이며, 보수성을 증가시키기 위해 냉각재 밀도계수(MDC; Moderator Density Coefficient)에 의한 반응도 궤환, 도플러 온도계수(DTC; Doppler Temperature Coefficient)의 반응도 궤환 및 도플러 출력계수(DOP; Doppler Only Power Coefficient)에 의한 반응도 궤환 모두에 대해 최소 유효 지발 중성자 분율과 최대 반응도 궤환값을 사용하며, 스크램(Scram) 데이터는 최소값을 사용하며, 지발 중성자 분율(Delayed Neutron Fraction)은 주기말에 해당하는 최소값 사용하며, 즉발 중성자 수명(Prompt Neutron Lifetime)은 최소값을 사용하며, 노심 붕괴열(Decay Heat)은 ANS 1979년 모델 값을 사용한다.

원자로 급수계통은 파단사고 분석 동안에 동작하지 않는 것으로 가정한다(가압기의 압력방출밸브, 가열기/스프레이, 그리고 제어봉 동작으로 인한 일차측 압력 제어). 원자로 보호계통은 사고를 완화시키는 기능을 하는 신호인 가압기 고(High)/저(Low) 압력, 과온도차(Overtemperature △T)와 가압기 고(High) 수위, 격납건물 고(High) 압력, 고(High) 증기 유량과 동시에 일어나는 주증기관 저(Low) 압력, 저(Low)-저(Low) 냉각재평균온도와 동시에 발생하는 주증기관 저(Low) 압력, 증기-급수 불일치와 동시에 발생되는 증기발생기 저(Low) 수위는 고려하지 않는다.

원자로 정지(Trip)는 다른 원자로 정지신호가 먼저 발생하더라도 증기발생기 저(Low)-저(Low)수위에 의해 발생하는 신호를 가정하며, 증기발생기 저(Low)-저(Low)수위 설정치는 원자로 정지를 최대로 지연시키기 위해 최소값을 사용하며, 증기발생기 협역수위의 저(Low)-저(Low)수위 설정치는 발전소 설정값을 사용한다.

주증기관 격리는 주급수 배관 체크밸브 후단(Down stream)에서 주급수 배관 파단이 발생하면, 주증기격리밸브(Main Steamline Isolation Valve)가 닫히기 전까지는 파단 측의 증기발생기 뿐 아니라 건전한 측 증기발생기의 재고량은 주급수 배관을 통해 역류하여 파단 부위를 통해 방출되며, 사고해석에서는 보수성을 주기위해 주증기 격리밸브의 최대 닫힘 시간을 고려한다.

증기발생기의 이차측 압력제어 방법으로, 주증기 계통에서 안전밸브가 설정 압력 이상이 될 증기발생기의 이차측 압력제어 방법으로, 주증기 계통에서 안전밸브가 설정 압력 이상이 될 경우 증기가 대기로 방출되도록 모델링 하며, 체크밸브 후단에서의 파단사고는 파단 측 증기발생기는 압력이 파단배관을 통해 급격히 감소하므로 밸브의 개방은 발생하지 않고 건전한 측의 증기발생기는 주증기 격리밸브의 차단 이후 압력이 증가하여 개방 압력까지 도달되고, 건전한 증기발생기의 안전밸 브 개방은 원자로 냉각재계통의 냉각 시키게 되고, 이에 의해 파단 측 증기발생기로의 열전달이 감소하게 되므로 방출 유량을 감소시키게 되는데 안전밸브의 개방을 최대한 지연시키기 위해 가장 높은 설정 압력을 갖는 안전밸브만을 고려한다.

원자로 공학적 설비로 안전주입 신호는 가압기 저(Low) 압력 또는 주증기관 저(Low)압력에 의해 발생하며, 주급수 배관 파단사고의 경우 파단위치가 주급수 배관의 체크밸브 전?후단 중 위치에 따라 달라지므로 체크밸브 후단인 경우 사고초기에 안전주입이 이루어지게 되며, 원자로 냉각재계통의 엔탈피를 높게 유지하기 위하여 최대 지연시간, 최소유량, 그리고 최대 엔탈피를 가정하며 최소유량 주입으로 반응도 궤환효과를 증대시켜 출력을 높게 유지시키고 최대 엔탈피 값을 사용함으로써 일차측 냉각재의 온도 감소를 낮추어 이차측으로의 열전달이 증가하도록 하며, 안전주입 지연시간은 소외전원 이용가능 경우와 가용하지 않는 경우로 나누어 모델링 한다.

보조급수는 체크밸브 후단 파단인 경우 증기발생기로 공급되는 보조급수 유량은 질량 및 에너지 방출 관점에서는 파단 측 증기발생기로 공급되는 보조급수는 파단을 통해 모두 방출되므로 최대 유량과 최소 지연시간을 가정하고, 건전한 측 증기발생기로 공급되는 보조급수는 주입 위치가 체크밸브 후단이기 때문에 파단 위치로 역류하여 방출되지 않고, 증기발생기로 정상적으로 공급되므로 최소 유량과 최소 지연시간을 가정한다.

단일고장(Single Failure) 모델링 방법에 관한 것으로, 단일고장 대상은 디젤발전기 고장, 주증기관격리밸브 닫힘 고장, 급수격리밸브 닫힘 고장 그리고 보조급수 소진 보호계통 고장(AFW Runout Protection System) 등이 있다. 안전주입 유량은 안전주입의 모든 계열(train)과 모든 안전주입 펌프의 작동에 의해서 이루어지는데, 소외전원상실을 고려하면(디젤 발전기 고장 포함), 안전주입 펌프 가운데 한 계열 고장을 적용하며, 주증기관 격리밸브의 단일고장은 건전한 증기발생기에서 생산된 증기가 주증기관격리밸브의 비격리로 인하여 파손된 루프를 통해 질량 및 에너지가 주급수 배관으로부터 방출되게 되며, 이 양은 건전한 루프의 증기발생기 재고량이 모두 고갈될 때까지 방출되는 것으로 가정하며, 급수 격리밸브의 고장은 급수격리신호가 발생 후에도 계속적으로 급수가 공급되므로 이 고장도 고려를 해 주어야 한다. 보조급수 소진 보호계통(AFW Runout Protection system)의 고장은 파손된 루프의 증기발생기로 보조급수 유량을 증가시켜 공급된 보조급수는 파손된 루프를 통해 방출 되는데, 보조급수를 증가시키는 방법으로 보조급수 소진 보호계통의 고장을 모델링에 포함한다.

도 2는 도 1에 도시된 원자로건물의 외부 부격실 침수 최적분석 방법의 제 2 단계를 보여주는 주급수 밸브 조절 회로도이다.

도 2를 참고하면, 상기 제 2 단계는 모델링 방법은 전산코드에 내장된 제어 컨트롤 입력모델을 사용하며, 발전소 Functional diagram 에서, 주급수 조절밸브(65) 닫힘은 원자로정지 신호 발생 후 원자로냉각재 저(Low) 평균온도신호가 발생하면 닫히는 것으로 모델링하며, 주급수 조절밸브(65) 닫힘신호는 증기유량 신호(200), 급수유량 신호(202), 그리고 증기발생기 수위신호(204)를 입력 받아 비례적분미분(PID) 제어(206)로 밸브가 제어되는 것을 특징으로 한다. 주급수 조절밸 브(65)의 제어 메커니즘은 상기 도 3과 같다.

도 3은 도 1에 도시된 원자로건물의 외부 부격실 침수 최적분석 방법의 제 3 단계를 보여주는 블럭도이다.

도 3을 참고하면, 상기 제 3 단계는 주급수 배관 양단파단의 경우, 파단 시 급수 펌프, 급수 조절밸브, 및 급수 및 복수계통 압력거동이 급수펌프 측 방출량에 크게 영향을 받기 때문에 배관파단 후 증기발생기 수위 감소로 인해 증기발생기 수위 제어계통은 급수 조절밸브 개도를 증가시키며, 급수 펌프 제어기는 주급수 모관 압력 감소로 인해 주증기관과 급수 모관 사이의 차압이 증가로 급수 펌프속도를 감소시킨다. 한편, 급수 펌프 토출모관 압력이 감소로 급수 펌프 속도는 증가된다.

모델링의 단순화 및 보수성을 고려하여 급수 펌프 성능 곡선에서 급수 펌프 과속도 정지 설정치에 해당하는 유량이 급수 펌프로부터 파단부로 방출되는 것으로 분석한다.

주급수 펌프정지 조건에서는 주급수 배관 체크밸브 상류에서의 급수관 파단은 배관 격리나 펌프 정지 동작이 일어나지 않을 때 원자로건물 외부 부격실의 침수위는 크게 올라가며, 도면4와 같이 발전소 Functional diagram에서, 모든 급수 펌프의 정지(310)는 증기관 모관 고(High)압력 신호(311), 증기발생기 수위 고(High)-고(High) 신호(312), 급수펌프 유효흡입 수두 저(Low) 압력 신호(313), 급수펌프출구 헤드 고(High) 압력 신호(314)이며, 주급수 펌프 각각 정지(320)는 복수기 저(Low) 진공 신호(321), 터빈 과속도(Overspeed) 신호(322) 이다. 급수 펌프 정지를 위하여 이들 신호들을 모델링한다.

전산해석모델의 타당성 검토방법으로 전산해석 결과와 실제 원자력발전소에서 발생한 원자력 발전소의 정지 사건경위 현장기록지와 분석결과를 비교하여 그 타당성을 보여 주고 있다

이 기록지에 의하여, 원자로 정지 후에 터빈정지가 발생하며, 보조급수 공급 및 증기덤프계통 동작으로 터빈 정지 후에 원자로냉각재 저(Low) 평균온도에 도달하여 주급수 펌프가 정지하는 것을 확인하였으며, 두 결과를 비교한 결과 해석결과 적정성을 확인하였다. 상기의 과정을 통하여 형성된 전산기록은 하기와 같다.

사건경위	전산코드 해석(sec)	원자력발전소 정지 전산기록 결과(sec)
사고발생		0.0
Steam generator #2에서 저-저 수위(low-low level) 신호 발생	7.80	6.09
2.5초 지연 후 원자로 정지	10.40	8.59
0.2초 지연 후 터빈 정지	10.60	8.79
원자로냉각재 저(low)평균온도 신호발생=>주급수 조절밸브 닫힘	31.53	30.10
주급수 펌프 정지(급수펌프출구헤드 고(High) 압력 신호 발생)	-	-

도 4는 도 1에 도시된 원자로건물의 외부 부격실 침수 최적분석 방법의 제 4 단계를 보여주는 블럭도이다.

도 4를 참고하면, 상기 제 4 단계는 주급수 배관 파단이 체크밸브 전단 또는 후단에서 발생하는가에 따라 방출량의 변화가 가장 크며, 주급수 배관 파단 시 원자로건물 외부 부격실 침수 평가를 위한 파단 위치별 방출량 계산은 "증기발생기와 체크밸브 사이 배관 파단"과 "주급수 격리밸브와 주급수 조절밸브 사이 배관파단"의 경우에 대해서 수행한다.

도 4와 같이 체크밸브 전단(급수 격리밸브와 급수 조절밸브 사이 배관 파단)위치결정 방법에서는 체크밸브와 급수 격리밸브 사이의 급수 배관에 양단 파단이 발생(62)하는 경우에는 체크밸브가 파단 증기발생기로부터 원자로건물 외부 부격실로 주급수 방출(67[역방향 유출])을 방지하므로 증기발생기 압력은 급격히 감소되지 않는다. 급수펌프에 의해 공급되는 주급수가 대부분이 파단부로 방출(66[순방향 유출]), 되므로 증기발생기로의 급수 공급이 중단되며, 이로 인해, 증기발생기(50) 수위는 저(Low) 수위 설정치까지 감소되어 원자로(10)가 정지되며, 원자로 정지에 의해 원자로 냉각재계통(40) 온도가 저(Low) 평균온도 설정치 이하

로 감소되면 모든 주급수 격리밸브(64)들이 차단될 때 까지 주급수는 원자로건물 외부 부격실로 방출된다. 또한 주증기관(110)의 증기덤프 밸브제어 계통(115)과 보조급수계통의 제어계통(155) 모델링이 필요하다.

체크밸브 후단 파단(증기발생기와 체크밸브 사이 배관)위치결정 방법에서는 증기발생기와 체크밸브 사이의 급수 배관에 양단 파단이 발생하는 경우(61) 주증기관(110) 저(Low) 압력에 의해 안전주입(30) 및 주증기관 격리밸브(120) 격리 신호가 발생하며, 안전주입(30) 또는 증기발생기(50) 저(Low) 수위 신호에 의해 원자로(10)가 정지되며, 안전주입(30) 신호에 의해 주급수 격리밸브(64)가 닫혀 급수펌프(90) 측으로부터의 주급수 방출이 중단되며, 주증기관 격리밸브(120) 격리신호에 의해 주급수 배관 파단측 증기발생기는 건전한 증기발생기로부터 격리되어 파단 증기발생기에 존재하는 주급수만 원자로건물 외부 부격실(70)로 방출된다. 증기덤프 밸브제어계통(55) 모델링은 불필요하다. 파단 방출종료 시점 모델링에 대하여, 증기발생기와 체크밸브 사이의 급수 배관에 양단 파단이 발생하는 경우의 방출 종료 시점은 파단 증기발생기로의 보조급수 공급이 차단되어 증기발생기 이차측 재고량이 완전 고갈되는 시점이며, 급수 격리밸브와 급수 조절밸브 사이 배관 파단의 경우는 과도상태 시 발전소 거동에 따라 방출 종료 시점이 결정된다. 파단부를 통한 주급수 방출 종료는 주급수 체크밸브(63) 및 급수바이패스밸브(95)의 닫힘에 의해 차단되며, 주급수 격리밸브는 원자로(10) 정지와 원자로 냉각재계통(40) 저(Low) 평균온도에 도달하는 신호에 의해 격리된다. 상기에서 설명한 바와 같이 주급수 배관 파단해석에 대해 체크밸브 전?후단 위치별 분석내용은 하기와 같다.

해석 조건 및 입력	분석케이스
파단 위치	체크밸브와 증기발생기 사이	주격수 격리밸브와 주급수 조절밸브 사이
파단 크기	-완전양단 파단 (Double-ended Rupture)	-완전양단 파단 -원자로 정지 유발하지 않는 소형파단
초기 출력	전출력(102%), 고온 영출력(0%)	전출력(102%), 고온 영출력(0%)
방출량	?증기발생기 측 : 임계 모델 ?펌프 측 : 주급수펌프 과속도 정지 설정치 해당 유량	?증기발생기 축 : N/A ?펌프 측 : MFWP 과속도 정지 설정치 해당 유량 - 임계 유량 모델 사용
방출 종료	?증기발생기 측 : 보조급수 격리 ?펌프 측 : 안전주입에 의한 주급수격리밸브 격리	?증기발생기 측 : N/A ?펌프 측 : 원자로 정지 및 원자로냉각계통 평균온도-저(low)에 의한 주급수조절밸브 격리
SDVCS 모델링	불필요	필요
AFWS 모델링	필요	필요
SDVCS 외 제어계통 모델링	불필요	필요

-SDVCS : 증기덤프 밸브 제어계통(Steam dump valve control system)

-AFWS : 보조급수계통(Auxiliary feedwater system)

-MFWP : 주급수 펌프(Main feedwater pump)

-N/A : Not application

도 5는 도 1에 도시된 원자로건물의 외부 부격실 침수 최적분석 방법에 따른 침수높이를 보여주는 그래프이다.

도 5를 참고하면, 상기 제 5 단계는 원자력발전소 열수력계통 모델링 대상은 일차측 열수력 계통에 해당되는 원자로 용기(10), 가압기(20), 증기발생기(50) 일차측 튜브, 원자로냉각재계통(40), 원자로냉각재 펌프(15)가 되며, 이차측 열수력 계통에 해당되는 증기발생기(50) 이차측, 주증기관(110) 계통, 주급수 배관(55,60) 계통이 된다. 전산코드 모델링은 제어볼륨과 제어볼륨을 연결하는 정션으로 모사하고, 초기조건은 각 제어볼륨과 정션에 입력하며, 경계조건은 테이블 형식으로 입력한다. 각 제어로직은 전산코드에 내장된 컨트롤 제어로직을 사용하여 입력한다.

본 발명에서 개발한 입력모델에 대해서, 발명의 제 1 단계, 제 2 단계, 제 3 단계, 제 4 단계를 전산코드에 입력하여 분석한다. 원자력발전소 원자로건물 외부 부격실에서의 침수위를 평가한 결과, 종래기술의 경우 수계산에 의해 계산 된 격실의 침수위 높이가 6초 동안에 약 0.5 ft 인데 비해 본 발명의 기술인 전산코드를 이용하여 계산할 경우 약 0.2 ft 이내로서 현저히 개선되는 것으로 나타내고 있다.

도 1 은 본 발명에 따른 원자로발전소의 일 실시예를 보여주는 흐름도이다.

<도면의 주요 부분에 대한 부호의 간략한 설명>

10 : 원자로 용기

20 : 가압기

40 : 원자로냉각계통

50 : 증기발생기

55 : 주급수 배관

Claims

PC(Personal Computer)를 통하여 열수력계통 초기 입력조건, 원자로 노심반응도 초기입력조건, 원자로 냉각재계통의 가압기 초기입력조건, 원자로계통 안전주입 초기입력조건, 보조급수 계통 초기 입력조건, 방사능 유체를 포함한 배관계통의 일차측 사고입력조건, 방사능 유체를 포함하지 않는 배관계통의 이차측 사고입력조건, 단일고장 입력을 모델링하여 전산코드로 입력하는 제1 단계;

상기 PC를 통하여 전산코드에 내장된 제어 콘트롤러 입력모델을 사용하여 주급수 조절 밸브 닫힘 제어로직을 모델링하여 전산코드로 입력하는 제2단계;

상기 PC를 통하여 복수 개의 급수펌프들의 정지 조건을 모델링하여 전산코드로 입력하는 제3단계;

상기 PC를 통하여 주급수 배관의 파단위치를 가정하여 전산코드를 입력하는 제4단계;

상기 PC에서 상기 제1 단계 내지 제4 단계의 데이터를 근거로 상기 주급수 배관 파단시 방출유량을 계산하여 원자로 외부의 부격실 침수위를 계산하는 제 5단계;를 포함하는 원자로건물 외부 부격실 침수 최적분석 방법.
청구항 1에 있어서,

상기 제 1 단계에서 원자로, 가압기, 원자로냉각재배관 및 증기발생기의 초기조건을 상기 주급수 배관 파단시 최대 질량이 부격실로 방출되도록 계통의 온도, 압력, 반응도 및 유량을 최대 또는 최소로 설정하는 원자로건물 외부 부격실 침수 최적분석 방법.
청구항 1에 있어서,

상기 제 2 단계에서 원자로정지 신호 발생 후 원자로 냉각재를 저(Low) 평균온도신호가 인가되면 차단하고, 증기유량 신호, 급수유량 신호 및 증기발생기 수위신호를 입력받아 비례적분미분 제어로 상기 주급수 조절밸브를 차단하는 원자로건물 외부 부격실 침수 최적분석 방법.
청구항 1에 있어서,

상기 제 3 단계에서 상기 복수개의 급수펌프들의 정지신호들은 증기관 모관 고(High) 압력신호, 증기발생기 수위 고(High)-고(High) 신호, 상기 급수펌프들의 유효흡입 수두 저 압력신호, 상기 급수펌프들의 출구헤드 고(High) 압력신호를 포함하고,

상기 주급수 펌프의 정지는 복수기 저(Low) 진동신호, 터빈 과속(Overspeed)신호를 근거하는 원자로건물 외부 부격실 침수 최적분석 방법.