KR102078448B1 - Flooding Level Analysis Method of Reactor Building - Google Patents

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Abstract

본 발명은 원자로건물 내부 냉각수의 유량 체적을 산출하는 (A) 단계; 외부에서 상기 원자로건물 내로 유입되는 냉각수의 유량 체적을 산출하는 (B) 단계; 및 상기 (A) 내지 (B) 단계의 유량 체적 산출 데이터를 기초로, 비체적 값을 고려하여 상기 원자로건물 내부의 침수수위를 산출하는 (C) 단계:를 포함하며, 상기 비체적 값은, 상기 (A) 내지 (B) 단계별 상기 냉각수의 온도 값을 고려하여 결정되고, 상기 (C) 단계는, 상기 비체적 값을 고려하여 상기 원자로건물 내 총 방출량을 산출하는 단계; 상기 총 방출량에 대한 평균온도를 산출하는 단계; 상기 총 방출량에 상기 평균온도를 고려하여 총 체적을 산출하는 단계; 및 산출된 상기 총 체적과 상기 원자로건물 하부 면적을 고려하여 상기 원자로건물 침수수위를 산출하는 단계;를 포함하는 원자로건물 침수수위 평가방법에 관한 것이다.The present invention (A) step of calculating the flow volume of the cooling water inside the reactor building; (B) calculating a flow volume of the cooling water flowing into the reactor building from the outside; And (C) calculating a water immersion level in the reactor building based on the flow volume calculation data of steps (A) to (B), taking into account specific volume values, wherein the specific volume values include: Determined in consideration of the temperature value of the cooling water step (A) to (B), step (C), the step of calculating the total discharge amount in the reactor building in consideration of the specific volume value; Calculating an average temperature for the total discharge amount; Calculating a total volume by considering the average temperature in the total discharge amount; And calculating the nuclear reactor flooded water level in consideration of the calculated total volume and the lower area of the nuclear reactor building.

Description

원자로건물 침수수위 평가방법{Flooding Level Analysis Method of Reactor Building}Flood Level Analysis Method of Reactor Building

본 발명은 원자로건물 침수수위 평가방법에 관한 것이다. The present invention relates to a method for evaluating a reactor flooded water level.

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 하며 건전성이 보증되어야 한다.Numerous safety and non-safety related equipment for the operation of the power plant are installed in the external compartment of the nuclear power plant. With regard to the safety shutdown and operation of nuclear power plants, the equipment located in the outer compartment of the reactor building shall be protected to operate normally from various safety accidents (breaks and earthquakes, etc.) and soundness must be guaranteed.

이에 원자로건물 내부에 설치된 안전정지 및 운전과 관련하여 설치된 기기들도 성능을 유지하기 위해서는 최소 침수 수위보다는 높은 곳에 위치해 있어야만 한다. Therefore, the equipment installed in the safety stop and operation inside the reactor building must be located higher than the minimum flood level to maintain performance.

따라서 냉각재 상실 사고 시 원자로건물 내부의 정확한 침수수위를 산출할 수 있는 원자로건물 침수수위 평가방법이 요구된다. Therefore, there is a need for a method for evaluating the reactor flooding level that can calculate the exact flooding level in the reactor building in case of loss of coolant.

대한민국 등록특허공보 제10-1146949호 (2012년 05월 10일 등록)Republic of Korea Patent Publication No. 10-1146949 (registered May 10, 2012)

본 발명의 목적은 냉각재 상실 사고 시 원자로건물 내부의 정확한 침수수위를 산출할 수 있는 원자로건물 침수수위 평가방법을 제공하는 것이다.It is an object of the present invention to provide a method for evaluating a nuclear reactor flooded water level which can calculate the exact flooded water level inside a reactor building in the event of a loss of coolant.

상기 목적은 원자로건물 내부 냉각수의 유량 체적을 산출하는 (A) 단계; 외부에서 상기 원자로건물 내로 유입되는 냉각수의 유량 체적을 산출하는 (B) 단계; 및 상기 (A) 내지 (B) 단계의 유량 체적 산출 데이터를 기초로, 비체적 값을 고려하여 상기 원자로건물 내부의 침수수위를 산출하는 (C) 단계:를 포함하는 원자로건물 침수수위 평가방법에 의해 달성된다. (A) calculating the flow volume of the cooling water in the reactor building; (B) calculating a flow volume of the cooling water flowing into the reactor building from the outside; And (C) calculating an inundation level in the reactor building based on the specific volume value based on the flow volume calculation data of steps (A) to (B). Is achieved by

상기 비체적 값은, 상기 (A) 내지 (B) 단계별 상기 냉각수의 온도 값을 고려하여 결정될 수 있다.The specific volume value may be determined in consideration of the temperature value of the cooling water in each of the steps (A) to (B).

상기 (A) 단계는, 상기 원자로건물 하부에 위치하는 냉각재계통의 냉각수 유량 체적 산출 단계; 및 상기 원자로건물 상부에 위치하는 살수계통의 냉각수 유량 체적 산출 단계;를 포함할 수 있다.Step (A) comprises: calculating a flow rate of cooling water of a coolant system located under the reactor building; And calculating a volume of cooling water flow rate of the sprinkling system located above the reactor building.

상기 냉각재계통의 냉각수 유량 체적 산출 단계는, 냉각재상실 사고에 따른, 상기 냉각재계통 배관 파단에 의해 방출되는 상기 냉각수 유량의 체적을 산출하는 것을 특징으로 할 수 있다.The calculating of the coolant flow rate volume of the coolant system may be performed by calculating a volume of the coolant flow rate discharged by the coolant system pipe break according to the coolant loss accident.

상기 살수계통의 냉각수 유량 체적 산출 단계는, 냉각재상실 사고 시 상기 원자로건물의 압력을 감소시키기 위해, 상기 살수계통에서 방출되는 상기 냉각수 유량의 체적을 산출하는 것을 특징으로 할 수 있다.The calculating of the flow rate of the coolant flow rate of the sprinkling system may include calculating a volume of the flow rate of the cooling water discharged from the sprinkling system in order to reduce the pressure of the reactor building in the case of a coolant loss accident.

상기 (B) 단계는, 냉각재상실 사고 시 비상노심냉각계통을 통해 외부로부터 상기 원자로건물 내부로 유입되는 상기 냉각수 유량의 체적을 산출하는 것을 특징으로 할 수 있다.The step (B) may be characterized in that for calculating the volume of the flow rate of the cooling water flowing into the reactor building from the outside through the emergency core cooling system in the event of a coolant loss accident.

상기 (B) 단계는, 냉각수 탱크를 통해 상기 원자로건물 내부로 유입되는 상기 냉각수 유량의 체적 및 중압계통 배관을 통해 상기 원자로건물 내부로 유입되는 상기 냉각수 유량의 체적을 고려하여 수행될 수 있다.The step (B) may be performed in consideration of the volume of the flow rate of the coolant flowing into the reactor building through the coolant tank and the volume of the flow rate of the coolant flowing into the reactor building through the medium pressure system pipe.

상기 (C) 단계는, 상기 비체적 값을 고려하여 상기 원자로건물 내 총 방출량을 산출하는 단계; 상기 총 방출량에 대한 평균온도를 산출하는 단계; 상기 총 방출량에 상기 평균온도를 고려하여 총 체적을 산출하는 단계; 및 산출된 상기 총 체적과 상기 원자로건물 하부 면적을 고려하여 상기 원자로건물 침수수위를 산출하는 단계;를 포함할 수 있다.Step (C) may include calculating a total discharge amount in the reactor building in consideration of the specific volume value; Calculating an average temperature for the total discharge amount; Calculating a total volume by considering the average temperature in the total discharge amount; And calculating the nuclear reactor submerged water level in consideration of the calculated total volume and the lower area of the nuclear reactor building.

본 발명은 원자로건물 침수수위 평가방법에 있어서, 상기 원자로건물 하부에 위치하는 냉각재계통의 냉각수 유량 체적 산출 단계; 상기 원자로건물 상부에 위치하는 살수계통의 냉각수 유량 체적 산출 단계; 상기 원자로건물 외부에 위치하는 비상노심냉각계통의 냉각수 유량 체적 산출 단계; 및 상기 산출 단계에서의 산출 결과를 바탕으로 상기 원자로건물 내부의 침수수위를 산출하는 단계를 포함하며, 상기 침수수위 산출은 상기 각 산출 단계별 상기 냉각수의 온도 값을 고려하여 이루어지는 원자로건물 침수수위 평가방법에 의해 달성된다. The present invention provides a method for evaluating a flooded water level of a nuclear reactor building, comprising: calculating a flow rate of cooling water of a coolant system located under the reactor building; Calculating a flow rate of cooling water of the sprinkling system located above the reactor building; Calculating a flow rate of cooling water of the emergency core cooling system located outside the reactor building; And calculating the submerged water level in the nuclear reactor building based on the calculation result in the calculating step, wherein the submerged water level is calculated by considering the temperature value of the cooling water in each of the calculation steps. Is achieved by.

본 발명은 각 단계별 냉각수의 유량 체적 산출을 통한 원자로건물 침수수위 평가방법을 제공하는 것으로서, 이로 인해 원자로건물 내부의 발전소 운전에 필요한 필수 기기의 설치 위치를 설정할 수 있으며, 안전 및 비안전기기의 설치 근거를 확보함으로써 불필요한 이설작업을 방지할 수 있게 된다.The present invention provides a method for evaluating the reactor flooded water level by calculating the flow volume of the cooling water in each stage, and thus, it is possible to set the installation position of essential equipment required for operating the power plant inside the reactor building, and to install safety and non-safety equipment. By securing the evidence, unnecessary relocation can be prevented.

또한 중요기기 침수 예방에 의한 원자로 안전정지 기능 유지에 의한 연료 손상 방지 및 선량한도를 준수할 수 있게 되고, 각종 안전사고(파단 및 지진 등)로부터 원자로건물 내부에 위치한 기기들이 정상적으로 동작 가능하도록 보호됨으로써 건전성이 보증된다.In addition, it is possible to prevent fuel damage and dose limits by maintaining the reactor safety stop function by preventing the flooding of important equipment, and to protect the devices located inside the reactor building from normal safety accidents (such as breakage and earthquake) so that they can operate normally. Soundness is guaranteed.

도 1은 본 발명에 따른 평가방법이 적용되는 원자로건물의 단면도의 일 예를 나타낸 것이고,
도 2는 본 발명의 일 실시예에 따른 원자로건물에서의 침수수위 평가방법의 순서도이다.Figure 1 shows an example of a cross-sectional view of the reactor building to which the evaluation method according to the present invention is applied,
2 is a flow chart of the method for evaluating the immersion level in the reactor building according to an embodiment of the present invention.

이하 도면을 참조하여 본 발명을 더욱 상세히 설명한다.Hereinafter, the present invention will be described in more detail with reference to the accompanying drawings.

첨부된 도면은 본 발명의 기술적 사상을 더욱 구체적으로 설명하기 위하여 도시한 일 예에 불과하므로 본 발명의 사상이 첨부된 도면에 한정되는 것은 아니다. 또한 첨부된 도면은 각 구성요소 간의 관계를 설명하기 위해 크기와 간격 등이 실제와 달리 과장되어 있을 수 있다.The accompanying drawings are only examples as illustrated in order to more specifically describe the technical idea of the present invention, and thus the spirit of the present invention is not limited to the accompanying drawings. In addition, the accompanying drawings may be exaggerated differently from the actual size and spacing to explain the relationship between each component.

도 1은 본 발명에 따른 평가방법이 적용되는 원자로건물의 단면도의 일 예를 나타낸 것이다. Figure 1 shows an example of a cross-sectional view of the reactor building to which the evaluation method according to the present invention is applied.

도 1에 도시된 바와 같이, 원자로건물 내부에는 냉각재계통(10) 및 살수계통(20)이 위치하고 있으며, 외부에는 비상노심냉각계통(30)이 위치하고 있다.As shown in FIG. 1, the coolant system 10 and the water spray system 20 are located inside the reactor building, and the emergency core cooling system 30 is located outside.

냉각재계통(10)은 원자로건물 하부에 위치하고 있으며, 냉각재를 수용하는 냉각재계통 배관(12)을 포함하고 있다.The coolant system 10 is located under the reactor building and includes a coolant system piping 12 for receiving the coolant.

살수계통(20)은 상부에 위치하고 있으며, 냉각수를 일괄적으로 살수 및 배출시킬 수 있는 살수 배관(22)을 포함하고 있다. The sprinkling system 20 is located at an upper portion, and includes a sprinkling pipe 22 for sprinkling and discharging the cooling water collectively.

본 발명에 적용될 수 있는 냉각재계통 배관(12) 및 살수 배관(22)은 냉각수가 유동할 수 있는 형태로 마련될 수 있으며, 그 자체는 당업자에게 익히 알려진 것에 해당하므로 이에 대한 구체적인 설명은 생략한다. The coolant system pipe 12 and the sprinkling pipe 22 which may be applied to the present invention may be provided in a form in which the coolant may flow, and thus a detailed description thereof will be omitted.

한편 도면에는 도시하지 않았지만, 냉각재계통(10)은 저온관, 고온관, 냉각재를 강제 순환시키는 냉각재펌프 및 냉각재 계통의 압력을 조절하는 가압기 등을 더 포함할 수 있다. Although not shown in the drawings, the coolant system 10 may further include a low temperature tube, a high temperature tube, a coolant pump forcibly circulating the coolant, and a pressurizer for adjusting the pressure of the coolant system.

살수계통(20)은 도면에는 도시하지 않았지만, 냉각수 저장조 , 냉각수를 공급하는 저장조 배관, 냉각수의 역방향 흐름을 차단하는 체크밸브, 공급되는 냉각수의 유량을 조절하는 조절밸브 및 살수 배관(22)을 지탱하는 구조물 등이 더 포함될 수 있다. Although not shown in the drawing, the sprinkling system 20 supports the coolant reservoir, the reservoir pipe for supplying the coolant, the check valve for blocking the reverse flow of the coolant, the control valve for adjusting the flow rate of the supplied coolant, and the sprinkling pipe 22. The structure may be further included.

비상노심냉각계통(30)의 경우, 원자로건물 외부에 위치하는 냉각수 탱크(32)를 통해 원자로건물 내부로 냉각수를 공급하거나, 중압계통 배관(34)을 통해 원자로건물 내부로 냉각수를 공급하게 된다. In the case of the emergency core cooling system 30, the coolant is supplied into the reactor building through the coolant tank 32 located outside the reactor building, or the coolant is supplied into the reactor building through the medium pressure pipe 34.

냉각수 탱크(32)는 내부에 냉각수가 수용되는 공간을 형성하며 대략 정육면체로 마련될 수 있으나, 형태는 이에 한정되지 않는다. The coolant tank 32 may form a space in which the coolant is accommodated and may be provided in a substantially cube, but the shape is not limited thereto.

중압계통 배관(34)은 충분히 냉각수를 원자로건물 내부로 유입할 수 있도록 냉각재계통(10)과 연결되어 있다. 여기서 연결되는 부위는 한정되지 않고, 냉각수의 유입이 자연스럽게 이루어질 수 있는 연결이면 충분하다.The medium pressure system pipe 34 is connected to the coolant system 10 so that the coolant can be sufficiently introduced into the reactor building. The area to be connected here is not limited, and a connection in which the inflow of the cooling water can be made naturally is sufficient.

이하 도 2를 참조하여 본 발명의 일 실시예에 따른 원자로건물 침수수위 평가방법에 관하여 설명한다. Hereinafter, a method for evaluating a reactor building immersion level according to an embodiment of the present invention will be described with reference to FIG. 2.

도 2는 본 발명의 일 실시예에 따른 원자로건물에서의 침수수위 평가방법의 순서도이다. 2 is a flow chart of the method for evaluating the immersion level in the reactor building according to an embodiment of the present invention.

도 2에 도시된 바와 같이, 본 발명의 원자로건물 침수수위 평가방법은 원자로건물 내부 냉각수의 유량 체적을 산출하는 (A) 단계(S100), 외부에서 상기 원자로건물 내로 유입되는 냉각수의 유량 체적을 산출하는 (B) 단계(S200), (A) 내지 (B) 단계의 유량 체적 산출 데이터를 기초로, 비체적 값(M)을 고려하여 계산하는 단계(S300) 및 원자로건물 내부의 침수수위(H)를 산출하는 (C) 단계(S400)를 포함한다.As shown in FIG. 2, the method for evaluating the reactor flooded water level according to the present invention includes calculating the flow volume of the coolant inside the reactor building (S100), and calculating the flow volume of the coolant flowing into the reactor building from the outside. Based on the flow volume calculation data of step (B) (S200), (A) to (B) to calculate, taking into account the specific volume value (M) (S300) and the immersion water level (H) inside the reactor building (C) step (S400) of calculating a).

한편 위와 같은 단계에서 (A) 단계(S100) 수행 이 후 (B) 단계(S200) 수행과 같은 원자로건물 내부 침수수위(H)를 산출하는 (C) 단계(S400)로의 순서가 반드시 정해져 있는 것은 아니며, (A) 단계(S100) 및 (B) 단계(S200)에서 산출된 데이터 값에 비체적 값(M)을 고려하여 최종 원자로건물 침수수위(H)를 산출(S400)할 수만 있다면 단계 변경은 가능하다. On the other hand, in the same step as above (A) after the step (S100) after performing the step (B) step (S200) the same as the step (C) step (S400) for calculating the internal flood water level (H) is necessarily determined If the final reactor immersion water level (H) can be calculated (S400) in consideration of the specific volume value (M) to the data values calculated in (A) steps (S100) and (B) (S200), the step is changed. Is possible.

(A) 단계(S100)에서는 구체적으로 원자로건물 하부에 위치하는 냉각재계통(10)의 냉각수 유량 체적 산출 단계 및 원자로건물 상부에 위치하는 살수계통(20)의 냉각수 유량 체적 산출 단계를 통해 원자로건물 내부 냉각수의 유량 체적을 산출하게 된다.(A) step (S100) specifically inside the reactor building through the step of calculating the flow volume of cooling water of the coolant system 10 located in the lower part of the reactor building and the step of calculating the volume of cooling water flow of the spray water system 20 located in the upper part of the reactor building. The flow volume of the cooling water is calculated.

냉각재계통(10)의 냉각수 유량 체적을 산출하는 단계는 냉각재상실 사고에 따른, 상기 냉각재계통 배관(12) 파단에 의해 방출되는 냉각수 유량의 체적을 산출하게 된다. Calculating the coolant flow rate volume of the coolant system 10 is to calculate the volume of the coolant flow rate discharged by the breakage of the coolant system pipe 12 according to the coolant loss accident.

원전에서 냉각재상실 사고 발생 시 원자로건물 내부로 누설되는 냉각재의 온도 및 압력이 최대가 되며, 이에 따라 원자로건물 압력 또한 상승하게 되어 대형 냉각재상실 사고가 발생하게 된다. When a coolant loss accident occurs in a nuclear power plant, the temperature and pressure of the coolant leaking into the reactor building are maximized. As a result, the pressure of the reactor building also increases, resulting in a large loss of coolant accident.

냉각재상실 사고 시 냉각재계통 압력은 감소하게 되며, 냉각재를 포함하는 냉각재계통 배관(12)의 파단이 발생하게 되어, 원자로건물 내부로 냉각수 방출이 발생하게 된다. 이에 냉각재계통(10)의 냉각수 유량 체적을 산출할 수 있게 된다. In the case of a coolant loss accident, the coolant system pressure decreases, and a breakage of the coolant system pipe 12 including the coolant occurs, thereby causing the coolant discharge into the reactor building. Accordingly, the coolant flow volume of the coolant system 10 can be calculated.

또한, 도면에는 도시하지 않았으나, 원자로건물 내 냉각재계통(10)의 냉각수 유량 체적을 산출하는 단계를 위한 냉각재계통(10) 산출 회로가 1개 이상 마련될 수 있으며, 이에 한정하지 않고 원전의 형태, 크기 및 규격에 따라 마련될 수 있는 개수는 조절 가능하다. In addition, although not shown in the drawings, one or more coolant system 10 calculation circuits for calculating a coolant flow volume of the coolant system 10 in the reactor building may be provided, but are not limited thereto. The number that can be provided according to the size and specification is adjustable.

다음으로 살수계통(20)의 냉각수 유량 체적을 산출하는 단계는, 냉각재상실 사고 시 원자로건물의 압력을 감소시키기 위해, 살수계통(20)에서 방출되는 냉각수 유량의 체적을 산출하게 된다. Next, the step of calculating the cooling water flow volume of the water spray system 20, in order to reduce the pressure of the reactor building in the case of the coolant loss accident, calculates the volume of the cooling water flow rate discharged from the water spray system 20.

냉각재상실 사고가 발생하게 되면 고온, 고압의 냉각재가 원자로건물내부로 직접 방출되며 이로 인해 원자로건물의 압력은 상승된다. In the event of a coolant loss accident, high-temperature and high-pressure coolant is discharged directly into the reactor building, which increases the reactor pressure.

이때 원자로건물은 항상 설계압력보다는 낮은 압력으로 유지되어야하며, 만약의 냉각재상실 사고 시 일반 대중의 선량 피폭 평가의 유효성 확보를 위해서라도 원자로건물 압력은 항상 설계압력보다 낮은 상태를 유지해야한다. In this case, the reactor building should be kept at a lower pressure than the design pressure at all times, and the reactor pressure should always be lower than the design pressure in order to ensure the effectiveness of the public dose assessment in the event of a loss of coolant.

상기와 같은 이유에 의해 원자로건물 압력이 일정 압력 이상이 되면(즉 사고 발생시) 원자로 건물 상부에 위치한 살수계통(20)이 작동하게 되며, 이에 따라 살수계통(20)의 냉각수 유량 체적을 산출할 수 있게 된다. For this reason, when the reactor building pressure is above a certain pressure (that is, in case of an accident), the spraying system 20 located at the upper part of the reactor building is operated, thereby calculating the volume of cooling water flow in the spraying system 20. Will be.

(B) 단계(S200)에서는 냉각재상실 사고 시 비상노심냉각계통(30)을 통해 외부로부터 원자로건물 내부로 유입되는 냉각수 유량의 체적을 산출하게 된다.(B) step (S200) to calculate the volume of the coolant flow rate flowing into the reactor building from the outside through the emergency core cooling system 30 in the case of coolant loss accident.

위와 같이 비상노심냉각계통 냉각수 유량 체적을 산출하는 (B) 단계(S200)는 냉각수 탱크(32)를 통해 유입되는 냉각수 유량 체적 및 중압계통 배관(34)을 통해 유입되는 냉각수 유량 체적을 고려하여, 외부로부터 원자로건물 내부로 유입되는 냉각수 유량의 체적을 산출하게 된다. (B) step (S200) of calculating the emergency core cooling system cooling water flow volume as described above takes into account the cooling water flow volume flowing through the cooling water tank 32 and the cooling water flow volume flowing through the medium pressure system pipe 34, The volume of the coolant flow rate flowing into the reactor building from the outside is calculated.

비상노심냉각계통(30) 냉각수 유량 체적을 산출하는 (B) 단계(S200)에 있어, 냉각수 탱크(32)를 통해 유입되는 냉각수 유량 체적 및 중압계통 배관(34)을 통해 유입되는 냉각수 유량 체적 모두를 고려해야만 하는 것은 아니며, 어느 한쪽의 유량 체적을 산출하는 것만으로도 외부에서 원자로건물 내로 유입되는 냉각수의 유량 체적을 산출할 수 있게 된다. In the step (B) (S200) of calculating the emergency core cooling system (30) cooling water flow volume, both the cooling water flow volume flowing through the cooling water tank 32 and the cooling water flow volume flowing through the medium pressure system pipe (34). It is not necessary to take into account, and only by calculating the flow volume of either one, it is possible to calculate the flow volume of the cooling water flowing into the reactor building from the outside.

냉각재상실 사고가 발생하게 되면 고온, 고압의 냉각재가 원자로건물내부로 직접 방출되게 된다. 이 때 냉각재 누설로 인해 냉각재계통(10)의 압력이 감소되며 반대로 원자로건물의 압력은 상승하게 되어 고압의 상태를 유지하게 된다. If a coolant loss accident occurs, hot and high pressure coolant is discharged directly into the reactor building. At this time, the pressure of the coolant system 10 is reduced due to the leakage of the coolant, and conversely, the pressure of the reactor building is increased to maintain the high pressure.

상기와 같은 결과에 의해 원자로건물 외부에 위치하고 있는 비상노심냉각계통(30)이 동작하게 되며, 냉각수 탱크(32)를 통한 냉각수 유입 및 중압계통 배관(34)을 통해서도 냉각수가 유입되게 된다. As a result, the emergency core cooling system 30 located outside the reactor building is operated, and the cooling water is also introduced through the cooling water inlet and the medium pressure system pipe 34 through the cooling water tank 32.

다만, 본 발명의 다른 실시 예에서는 비상노심냉각계통(30)의 동작에 있어 냉각수 탱크(32)를 및 중압계통 배관(34)을 통한 냉각수 유입 중 어느 하나만 고려하는 것도 가능하며, 둘 중 어느 하나를 통해 외부에서 원자로건물 내부로 냉각수가 유입 될 수만 있다면 충분하다.However, in another embodiment of the present invention, in the operation of the emergency core cooling system 30, only one of the coolant tank 32 and the inlet of the coolant through the medium pressure pipe 34 may be considered. It would be sufficient if the cooling water could be introduced from the outside into the reactor building.

따라서 상기와 같이 냉각수 탱크(32)를 통해 유입되는 냉각수 유량 체적 및 중압계통 배관(34)을 통해 유입되는 냉각수 유량 체적을 고려함으로써 외부에서 상기 원자로건물 내로 유입되는 냉각수의 유량 체적을 산출하는 (B) 단계(S200)를 수행할 수 있게 된다.Therefore, the flow volume of the coolant flowing into the reactor building from the outside is calculated by considering the coolant flow volume flowing through the coolant tank 32 and the coolant flow volume flowing through the medium pressure system pipe 34 as described above (B). It is possible to perform step (S200).

다음으로 본 발명의 원자로건물 침수수위 평가방법에 있어 (A) 내지 (B) 단계의 유량 체적 산출에 따른 데이터를 수득한 이 후 비체적 값(M)을 고려하여 최종적으로 원자로건물 내부의 침수수위를(H) 산출(S400)하게 된다. Next, in the method for evaluating the reactor flooded water level of the present invention, after obtaining data according to the flow volume calculation in the steps (A) to (B), the flooded water level in the reactor building was finally finally considered in consideration of the specific volume value (M). (H) is calculated (S400).

본 발명의 일 실시 예에서의 비체적 값(M)의 고려(S300)는, (A) 내지 (B) 단계별 유량 체적 산출에 있어 각 단계별 냉각수의 온도 값을 고려하는 것을 의미한다. Considering the specific volume value M in one embodiment of the present invention (S300) means that the temperature value of the cooling water in each stage is taken into consideration in calculating the flow volume in each of the stages (A) to (B).

또한 다른 실시 예에서는 비체적 값(M)으로 각 단계별 냉각수의 온도 값 뿐만 아니라, 냉각수의 특성 (예를 들면 중수 또는 경수)을 고려할 수도 있다. In another embodiment, the specific volume value M may be used to consider not only the temperature value of the cooling water in each stage but also the characteristics of the cooling water (for example, heavy water or hard water).

이 후 부터는 각 단계별 산출을 통한 최종 원자로건물 침수수위(H) 산출 계산수식을 나타낸다. 먼저 총 방출량(e)을 산출하는 계산수식은 아래와 같다. After this, the calculation formula for calculating the final reactor flooded water level (H) through calculation of each stage is shown. First, the calculation formula for calculating the total emission amount (e) is as follows.

계산수식 1 - 총 방출량(e) 산출Equation 1-Calculate the Total Emission (e)

e = a1＊M + a2＊M + B＊Me = a1 ＊ M + a2 ＊ M + B ＊ M

여기서, e : 총 방출량Where e is the total emission

a1 : 냉각재계통(10) 유량 체적 산출 (값) a1 : Coolant system (10) flow volume calculation (value)

a2 : 살수계통(20) 유량 체적 산출 (값) a2 : Calculation of the flow volume of the spraying system (20) (value)

B : 외부에서 원자로건물 내로 유입되는 냉각수의 유량 체적 산출 값. 이는 곧 냉각수 탱크(32)를 통해 원자로건물 내부로 유입되는 냉각수 유량의 체적 및 중압계통 배관(34)을 통해 유입되는 냉각수 유량 체적의 합과 동일하다. B : Flow volume calculation value of the cooling water flowing into the reactor building from the outside. This is equal to the sum of the volume of the coolant flow rate flowing into the reactor building through the coolant tank 32 and the volume of the coolant flow rate flowing through the medium pressure system pipe 34.

M : 비체적 값 (냉각수 온도 값) M : specific volume value (coolant temperature value)

위와 같은 계산수식에 의해, 총 방출량(e)이 산출되며, 냉각재계통(10) 유량 체적 산출 값(a1), 살수계통(20) 유량 체적 산출 값(a2) 및 외부에서 원자로건물 내로 유입되는 냉각수의 유량 체적 산출 값(B)에 비체적 값(M)을 고려한 이 후 각각의 산출 값을 더한 값이 총 방출량(e)이 된다.The total discharge amount e is calculated by the above calculation formula, and the coolant system 10 flow volume calculation value a1, the watering system 20 flow volume calculation value a2, and the coolant flowing from the outside into the reactor building. After considering the specific volume value (M) to the flow volume calculated value (B), the calculated value is added to the total discharge amount (e).

다음으로 총 방출량(e)에 대한 평균온도(T)를 산출하는 계산수식은 아래와 같다.Next, the calculation formula for calculating the average temperature (T) for the total discharge (e) is as follows.

계산수식 2 - 평균온도(T) 산출Calculation Equation 2-Calculate Average Temperature (T)

T = a1＊M + a2＊M + B＊M / (a1 + a2 + B)T = a1 ＊ M + a2 ＊ M + B ＊ M / (a1 + a2 + B)

여기서, T : 평균온도Where T is the average temperature

a1, a2, B 및 M 값은 계산수식 1과 동일하며, 위와 같은 계산수식 2에 따라, 총 방출량(e)에 대한 평균온도(T)가 산출된다.The a1, a2, B, and M values are the same as in the calculation equation 1, and according to the above calculation equation 2, the average temperature T for the total emission amount e is calculated.

다음으로 총 방출량(e)에 대한 총 체적(f)를 산출하는 계산수식은 아래와 같다.Next, the calculation formula for calculating the total volume f for the total discharge amount e is as follows.

계산수식 3 - 총 체적(f) 산출Equation 3-Calculate Total Volume (f)

f = e＊Tf = e ＊ T

여기서, f : 총 체적Where f : total volume

e : 총 방출량 (값) e : total emission (value)

T : 평균온도 (값) T : Average temperature (value)

위와 같은 계산수식에 의해, 총 체적(f)이 산출되며, 앞선 계산수식 1을 통해 산출된 총 방출량(e) 값 및 계산수식 2를 통해 산출된 평균온도(T)를 고려하여 산출된 값이 총 체적(f)이 된다. By the above calculation formula, the total volume f is calculated, and the value calculated in consideration of the total emission amount (e) calculated through the previous calculation formula 1 and the average temperature (T) calculated through the calculation formula 2 is It is total volume f.

마지막으로 최종 원자로건물 침수수위(H)를 산출하기 위한 계산수식은 아래와 같다.Finally, the calculation formula for calculating the final reactor flooded water level (H) is as follows.

계산수식 4 - 원자로건물 침수수위(H) 산출Calculation Equation 4-Calculate Reactor Flood Level

H = f＊gH = f ＊ g

여기서, H : 침수수위Where H is the immersion level

f : 총 체적 (값) f : total volume (value)

g : 원자로건물 하부면적 (값) g : Lower area of reactor building (value)

위와 같은 계산수식에 의해, 최종 원자로건물 침수수위(H)가 산출되며, 앞선 계산수식 3을 통해 산출된 총 체적(f) 값에 원자로건물 하부면적(g) 값을 고려하여 산출된 값이 최종 원자로건물 침수수위(H)가 된다.Based on the above equation, the final reactor flooded water level (H) is calculated, and the value calculated by considering the lower area (g) of the reactor building to the total volume (f) calculated by the above calculation equation 3 is final. The reactor building submersion level (H) is reached.

이상과 같이 본 발명의 일 실시예에 따른 원자로건물 침수수위 평가방법은 원자로건물 보호 및 연료 냉각을 위해 원자로건물 내부에 침수되는 내부 냉각수의 유량 체적 및 외부에서 원자로건물 내로 유입되는 냉각수의 유량 체적에 각 단계별 냉각수의 온도 값과 같은 비체적 값(M)을 고려함으로써 총 방출량(e)을 산출하게 된다. As described above, the method for evaluating the reactor flooded water level according to an embodiment of the present invention includes the flow volume of the internal cooling water submerged in the reactor building and the flow volume of the coolant flowing into the reactor building from the outside for reactor protection and fuel cooling. The total discharge amount e is calculated by considering the specific volume value M such as the temperature value of the cooling water in each stage.

이 후 총 방출량(e)에 대한 평균온도(T)를 고려하여 총 체적(f)을 산출하게 되며, 산출된 총 체적(f)에 원자로건물 하부면적(g)을 고려하여 높이로 변환함으로써 최종 원자로건물 침수수위(H)를 산출하게 된다. After that, the total volume f is calculated by considering the average temperature T for the total discharge amount e, and the final volume is converted into a height in consideration of the lower area g of the reactor building. Calculate the reactor flooding level (H).

본 발명에 따른 원자로건물 침수수위(H) 산출은, 원자로건물 내부 냉각수의 유량 체적 산출 데이터 및 외부에서 원자로건물 내로 유입되는 냉각수의 유량 체적 산출 데이터를 기초로 비체적 값을 고려하기 때문에 정확한 침수수위(H) 산출이 가능하다.Calculation of the reactor flooded water level (H) according to the present invention, since the specific volume value is considered based on the flow volume calculation data of the coolant flow into the reactor building from the outside, and the exact flooded water level (H) (H) calculation is possible.

위와 같은 정확한 원자로건물 침수수위 평가방법에 의해, 원자로건물 내부의 발전소 운전에 필요한 필수 기기의 설치 위치를 설정할 수 있으며, 안전 및 비안전기기의 설치 근거를 확보함으로써 불필요한 이설작업을 방지할 수 있게 된다.By the accurate method for evaluating the inundation level of the reactor building, it is possible to set the installation location of essential equipment necessary for the operation of the power plant inside the reactor building, and to prevent unnecessary relocation work by securing the foundation for installing safety and non-safety equipment. .

또한 중요기기 침수 예방에 의한 원자로 안전정지 기능 유지에 의한 연료 손상 방지 및 선량한도를 준수할 수 있게 되고, 각종 안전사고(파단 및 지진 등)로부터 원자로건물 내부에 위치한 기기들이 정상적으로 동작 가능하도록 보호됨으로써 건전성이 보증된다. In addition, it is possible to prevent fuel damage and dose limits by maintaining the reactor safety stop function by preventing the flooding of important equipment, and to protect the devices located inside the reactor building from normal safety accidents (such as breakage and earthquake) so that they can operate normally. Soundness is guaranteed.

따라서 냉각재 상실 사고 시 원자로건물 내부의 정확한 침수수위를 산출할 수 있는 원자로건물 침수수위 평가방법이 제공된다.Therefore, a method for evaluating the reactor flooding level is provided to calculate the exact flooding level in the reactor building in case of loss of coolant.

전술한 실시예들은 본 발명을 설명하기 위한 예시로서, 본 발명이 이에 한정되는 것은 아니다. 본 발명이 속하는 기술 분야에서 통상의 지식을 가진 자라면 이로부터 다양하게 변형하여 본 발명을 실시하는 것이 가능할 것이므로, 본 발명의 기술적 보호범위는 첨부된 특허청구범위에 의해 정해져야 할 것이다.The above-described embodiments are examples for explaining the present invention, but the present invention is not limited thereto. Those skilled in the art to which the present invention pertains will be capable of carrying out the present invention by various modifications therefrom, and the technical protection scope of the present invention should be defined by the appended claims.

Claims (9)

원자로건물 내부 냉각수의 유량 체적을 산출하는 (A) 단계;
외부에서 상기 원자로건물 내로 유입되는 냉각수의 유량 체적을 산출하는 (B) 단계; 및
상기 (A) 내지 (B) 단계의 유량 체적 산출 데이터를 기초로, 비체적 값을 고려하여 상기 원자로건물 내부의 침수수위를 산출하는 (C) 단계:를 포함하며,
상기 비체적 값은,
상기 (A) 내지 (B) 단계별 상기 냉각수의 온도 값을 고려하여 결정되고,
상기 (C) 단계는,
상기 비체적 값을 고려하여 상기 원자로건물 내 총 방출량을 산출하는 단계;
상기 총 방출량에 대한 평균온도를 산출하는 단계;
상기 총 방출량에 상기 평균온도를 고려하여 총 체적을 산출하는 단계; 및
산출된 상기 총 체적과 상기 원자로건물 하부 면적을 고려하여 상기 원자로건물 침수수위를 산출하는 단계;를 포함하는 원자로건물 침수수위 평가방법. (A) calculating a flow volume of the cooling water inside the reactor building;
(B) calculating a flow volume of the cooling water flowing into the reactor building from the outside; And
Comprising (C) step of calculating the submerged water level inside the reactor building in consideration of the specific volume value, based on the flow volume calculation data of (A) to (B),
The specific volume value is,
It is determined in consideration of the temperature value of the cooling water of the (A) to (B) step,
Step (C) is,
Calculating a total discharge amount in the reactor building in consideration of the specific volume value;
Calculating an average temperature for the total discharge amount;
Calculating a total volume by considering the average temperature in the total discharge amount; And
And calculating the nuclear reactor flooded water level in consideration of the calculated total volume and the lower area of the nuclear reactor building. 삭제delete 제1항에서,
상기 (A) 단계는,
상기 원자로건물 하부에 위치하는 냉각재계통의 냉각수 유량 체적 산출 단계; 및
상기 원자로건물 상부에 위치하는 살수계통의 냉각수 유량 체적 산출 단계;를 포함하는 것을 특징으로 하는 원자로건물 침수수위 평가방법.In claim 1,
Step (A) is
Calculating a volume flow rate of the coolant in the coolant system located under the reactor building; And
And calculating a cooling water flow volume of the sprinkling system located above the reactor building. 제3항에서,
상기 냉각재계통의 냉각수 유량 체적 산출 단계는,
냉각재상실 사고에 따른, 상기 냉각재계통 배관 파단에 의해 방출되는 상기 냉각수 유량의 체적을 산출하는 것을 특징으로 하는 원자로건물 침수수위 평가방법.In claim 3,
The coolant flow rate volume calculation step of the coolant system,
A method for evaluating a reactor building immersion level, characterized by calculating the volume of the flow rate of the coolant discharged by the coolant system pipe break due to a coolant loss accident. 제3항에서,
상기 살수계통의 냉각수 유량 체적 산출 단계는,
냉각재상실 사고 시 상기 원자로건물의 압력을 감소시키기 위해, 상기 살수계통에서 방출되는 상기 냉각수 유량의 체적을 산출하는 것을 특징으로 하는 원자로건물 침수수위 평가방법.In claim 3,
Cooling water flow volume calculation step of the water system,
In order to reduce the pressure of the reactor building in the event of a coolant loss accident, the reactor flooding level evaluation method characterized in that for calculating the volume of the flow rate of the cooling water discharged from the water system. 제1항에서,
상기 (B) 단계는,
냉각재상실 사고 시 비상노심냉각계통을 통해 외부로부터 상기 원자로건물 내부로 유입되는 상기 냉각수 유량의 체적을 산출하는 것을 특징으로 하는 원자로건물 침수수위 평가방법.In claim 1,
Step (B) is,
The method of evaluating the reactor flooded water level, characterized in that for calculating the volume of the flow rate of the cooling water flowing into the reactor building from the outside through the emergency core cooling system in the event of a coolant loss accident. 제6항에서,
상기 (B) 단계는,
냉각수 탱크를 통해 상기 원자로건물 내부로 유입되는 상기 냉각수 유량의 체적 및
중압계통 배관을 통해 상기 원자로건물 내부로 유입되는 상기 냉각수 유량의 체적을 고려하여 수행되는 것을 특징으로 하는 원자로건물 침수수위 평가방법.In claim 6,
Step (B) is,
The volume of the coolant flow rate flowing into the reactor building through the coolant tank and
Reactor level immersion level evaluation method characterized in that performed in consideration of the volume of the flow rate of the cooling water flowing into the reactor building through the medium pressure system piping. 삭제delete 삭제delete
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* Cited by examiner, † Cited by third party
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CN112086210B (en) * 2020-10-15 2022-12-09 中国原子能科学研究院 Heat exchange calculation method and system for nuclear reactor cooling system

Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR101219352B1 (en) 2011-10-26 2013-01-09 한양대학교 산학협력단 Dynamic calculation range type numerical simulation method of tsunami based on flux
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* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR100204188B1 (en) * 1995-08-08 1999-06-15 김세종 Reactor lower vessel wall cooling method under severe accident of nuclear power plants and the device for the same
KR101146949B1 (en) 2009-10-30 2012-05-22 한국수력원자력 주식회사 Optimumized method of flooding analysis during main feedwater line break sub-compartment outside reactor building for nuclear power plant
JP6703692B2 (en) * 2016-06-22 2020-06-03 ケーアイシー株式会社 Rotation assist device for kelp harvesting equipment

Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR101219352B1 (en) 2011-10-26 2013-01-09 한양대학교 산학협력단 Dynamic calculation range type numerical simulation method of tsunami based on flux
JP2016170047A (en) * 2015-03-12 2016-09-23 株式会社東芝 Reactor pressure vessel water level estimation device and reactor pressure vessel water level estimation method

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