KR102273288B1 - System for evaluating the design based accidents caused by shut down cooling system failure in candu - Google Patents

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Abstract

본 발명은 중수로형 원전의 일차계통(PHTS)의 구성과 증기발생기의 배치를 모델링하여 원전 모델을 생성하는 구성 모델링부; 상기 원전 모델에 구비되는 노심 및 상기 노심에 구비되는 복수 개의 수평 연료관의 개수 또는 위치를 설정하여 노심 모델을 생성하는 노심 모델링부; 상기 노심 모델에 복수개의 중수로 정지냉각계통 설비의 작동여부 조건을 설정하는 조건 설정부; 및 상기 중수로 정지냉각계통이 동작하지 않는 경우에 냉각재계통의 기능 유지여부를 평가하는 평가부를 포함하여, 각 계통의 동작여부에 따른 영향을 평가할 수 있으며, 평가 결과를 설계기준사고 완화 지침에 반영함으로써 설비의 안정성을 확보할 수 있는 것을 특징으로 한다.The present invention provides a configuration modeling unit for generating a nuclear power plant model by modeling the configuration of the primary system (PHTS) of the heavy water reactor type nuclear power plant and the arrangement of the steam generator; a core modeling unit configured to generate a core model by setting the number or positions of a core provided in the nuclear power plant model and a plurality of horizontal fuel pipes provided in the core; a condition setting unit for setting a condition of whether a plurality of heavy water reactor stop cooling system facilities are operated in the core model; and an evaluation unit that evaluates whether the function of the coolant system is maintained when the heavy water stop cooling system does not operate, and can evaluate the effect of each system's operation or not, and reflects the evaluation result in the design standard accident mitigation guidelines. It is characterized in that it is possible to secure the stability of the equipment.

Description

중수로 정지냉각계통의 고장으로 인해 발생한 설계기준사고 영향 평가 시스템{SYSTEM FOR EVALUATING THE DESIGN BASED ACCIDENTS CAUSED BY SHUT DOWN COOLING SYSTEM FAILURE IN CANDU}System FOR EVALUATING THE DESIGN BASED ACCIDENTS CAUSED BY SHUT DOWN COOLING SYSTEM FAILURE IN CANDU}

본 발명은 중수로 정지냉각계통이 고장난 경우의 영향을 평가하는 시스템에 관한 것이다.The present invention relates to a system for evaluating the impact of a failure of a heavy water station cooling system.

중수로형 원전은 380개 압력관이 수평으로 설치된 형태이다. 따라서 노심에 냉각재가 충전되지 않으면 중대사고로 발전할 수 있는 위험이 있다. 냉각재계통은 2개의 Loop로 구성되어 있으며, 사고 발생 시 격리가 가능하여 사고를 최소화할 수 있다.The heavy water reactor has 380 pressure tubes installed horizontally. Therefore, if the core is not filled with coolant, there is a risk that it may develop into a serious accident. The coolant system consists of two loops, and in case of an accident, it is possible to isolate and minimize the accident.

정지냉각계통은 냉각재계통의 냉각재 온도를 149℃에서 54℃까지 냉각시키고 계속적으로 54℃로 계통을 유지하기 위해 활용된다. 정지냉각계통은 증기발생기와 냉각재펌프 내부구조물에 대한 보수작업을 허용하기 위하여 모관까지 배수된 냉각재계통의 노심냉각을 유지시킨다. 또한 정지냉각계통은 비정상조건에서 냉각재계통을 260℃에서 냉각시킬 수 있다.The static cooling system cools the coolant temperature of the coolant system from 149℃ to 54℃ and is used to continuously maintain the system at 54℃. The quiescent cooling system maintains core cooling of the coolant system drained to the main pipe to allow repair work to the steam generator and coolant pump internals. In addition, the static cooling system can cool the coolant system at 260℃ under abnormal conditions.

노심이 정지되어 있어도 냉각재계통이 냉각되지 않으면 잔열에 의해 냉각재계통 냉각수 온도 상승으로 과압 사고로 발전되어 채널 파단으로 진전될 위험이 있다. 2개 이상의 채널 파단이 발생하는 경우는 중대사고로 분류된다. If the coolant system is not cooled even when the core is stopped, there is a risk of developing into an overpressure accident due to an increase in the coolant temperature of the coolant system due to residual heat, which may lead to channel breakage. If two or more channels break, it is classified as a serious accident.

또한, 현재 노심 냉각수 상실사고에 대해서는 평가가 이루어지고 있으나, 정지계통의 고장에 대한 설계기준사고에 대한 평가는 이루어지지 않는다. 특히, 안전해석의 대상이 되는 정지냉각계통 고장 사고는 정상적인 계획예방정지 목적을 위해 냉각재계통에 연결된 정지냉각계통 운전되는 동안만 고려되며, 비정상적이거나 비상상태 시 냉각재계통의 열침원 역할을 하기 위한 정지냉각 운전 중에 발생하는 사고는 고려되지 않는다. In addition, the current core cooling water loss accident is evaluated, but the design-based accident for the failure of the stationary system is not evaluated. In particular, the failure of the cooling system, which is the subject of safety analysis, is considered only during the operation of the cooling system connected to the coolant system for the purpose of normal planned preventive shutdown. In the event of an abnormal or emergency, a stop to serve as a heat sink of the coolant system Accidents occurring during cooling operation are not considered.

따라서 발전소가 정지한 후에 잔열을 제거하기 위해 사용되는 정지계통에 대한 고장평가를 수행하고, 평가 결과를 최종안전성분석보고서에 포함하여야 할 것이다. 또한, 월성1호기 계속운전을 위해서도 정지계통의 고장에 대한 평가가 필요하며, 월성 2,3,4호기에도 추가 반영하여야 한다.Therefore, after the power plant is stopped, it is necessary to perform a failure evaluation on the shutdown system used to remove residual heat, and include the evaluation result in the final safety analysis report. In addition, for the continuous operation of Wolsong Unit 1, it is necessary to evaluate the failure of the stop system, and it must be reflected in Wolsong Units 2, 3, and 4 additionally.

본 발명은 종래 평가되지 않은 정지냉각계통의 고장에 대한 설계기준사고의 영향을 평가함으로써 냉각재계통의 거동모사를 평가하고자 한다. The present invention intends to evaluate the behavioral simulation of the coolant system by evaluating the effect of the design reference accident on the failure of the static cooling system, which has not been evaluated in the prior art.

상기 목적을 달성하기 위하여 본 발명은, 중수로형 원전의 일차계통(PHTS)의 구성과 증기발생기의 배치를 모델링하여 원전 모델을 생성하는 구성 모델링부; 상기 원전 모델에 구비되는 노심 및 상기 노심에 구비되는 복수 개의 수평 연료관의 개수 또는 위치를 설정하여 노심 모델을 생성하는 노심 모델링부; 상기 노심 모델에 복수개의 중수로 정지냉각계통 설비의 작동여부 조건을 설정하는 조건 설정부; 및 상기 중수로 정지냉각계통이 동작하지 않는 경우에 냉각재계통의 기능 유지여부를 평가하는 평가부를 포함하는 것을 특징으로 한다.In order to achieve the above object, the present invention provides a configuration modeling unit for generating a nuclear power plant model by modeling the configuration of the primary system (PHTS) of the heavy water reactor type nuclear power plant and the arrangement of the steam generator; a core modeling unit configured to generate a core model by setting the number or positions of a core provided in the nuclear power plant model and a plurality of horizontal fuel pipes provided in the core; a condition setting unit for setting a condition of whether a plurality of heavy water reactor stop cooling system facilities are operated in the core model; and an evaluation unit for evaluating whether the function of the coolant system is maintained when the heavy water stop cooling system does not operate.

바람직하게, 상기 평가부는, 상기 중수로 정지냉각계통이 정지냉각상태인 동안 상기 냉각재계통의 냉각재 순환여부, 냉각기능 유지여부, 냉각수 재고유지여부 또는 전원유지여부를 평가하는 것을 특징으로 한다.Preferably, the evaluation unit is characterized in that it evaluates whether the coolant circulation of the coolant system, whether the cooling function is maintained, whether the coolant stock is maintained, or whether the power is maintained while the heavy water stop cooling system is in a stopped cooling state.

바람직하게, 상기 평가부는, 상기 중수로 정지냉각계통의 정지냉각격리밸브의 고장 또는 정지냉각펌프의 트립여부를 기준으로 상기 냉각재계통의 냉각재 순환여부를 판단하며, 기기냉각수펌프의 트립여부를 기준으로 상기 냉각재계통의 냉각기능 유지여부를 판단하고, 정지냉각펌프 흡입구의 파단 또는 냉각재계통 액체방출밸브의 고장을 기준으로 냉각수 재고유지여부를 판단하는 것을 특징으로 한다. Preferably, the evaluation unit determines whether the coolant circulates in the coolant system based on a failure of a stop cooling isolation valve of the heavy water stop cooling system or a trip of the stopped cooling pump, and the device coolant pump is tripped based on whether the It is characterized in that it is determined whether the cooling function of the coolant system is maintained, and whether the coolant stock is maintained based on the breakage of the inlet of the stop cooling pump or the failure of the coolant system liquid discharge valve.

본 발명에 따르면, 정지냉각계통의 고장으로 인한 설계기준사고를 평가함으로써 이로부터 발생가능성 있는 사고에 대한 안전성 유무를 확인할 수 있다. 또한 정지냉각계통 고장에 의한 방사선량 평가 방법론을 확립하고 평가결과를 이용하여 비상운전절차서 작성에 활용할 수 있다. 선행호기인 월성1호기와 같이 월성 2, 3, 4호기에도 추가 반영함으로써 월성 2, 3, 4호기의 인허가를 취득할 수 있으며, 중수로 안전해석 기술의 기준인 C6 Rev.1를 만족하는지도 판단할 수 있다. According to the present invention, by evaluating the design reference accident due to the failure of the static cooling system, it is possible to check whether there is safety against a possible accident therefrom. In addition, it is possible to establish the radiation dose evaluation methodology due to the failure of the cooling system and to use the evaluation results to prepare the emergency operation procedure. By additionally reflecting Wolsong Units 2, 3, and 4 like the previous unit, Wolsong Unit 1, it is possible to obtain licenses for Wolsong Units 2, 3, and 4, and to determine whether it satisfies C6 Rev. can do.

도 1은 본 발명의 실시예에 따른 중수로 정지냉각계통 고장 영향 평가 시스템의 구성도를 나타낸다.
도 2는 본 발명의 실시예에 따른 중수로 냉각재계통 및 정지냉각계통의 개략도를 나타낸다.1 shows a block diagram of a system for evaluating the impact of a heavy water stop cooling system according to an embodiment of the present invention.
2 shows a schematic diagram of a heavy water coolant system and a static cooling system according to an embodiment of the present invention.

이하, 첨부된 도면들에 기재된 내용들을 참조하여 본 발명을 상세히 설명한다. 다만, 본 발명이 예시적 실시 예들에 의해 제한되거나 한정되는 것은 아니다. 각 도면에 제시된 동일 참조부호는 실질적으로 동일한 기능을 수행하는 부재를 나타낸다.Hereinafter, the present invention will be described in detail with reference to the contents described in the accompanying drawings. However, the present invention is not limited or limited by the exemplary embodiments. The same reference numerals provided in the respective drawings indicate members that perform substantially the same functions.

본 발명의 목적 및 효과는 하기의 설명에 의해서 자연스럽게 이해되거나 보다 분명해 질 수 있으며, 하기의 기재만으로 본 발명의 목적 및 효과가 제한되는 것은 아니다. 또한, 본 발명을 설명함에 있어서 본 발명과 관련된 공지 기술에 대한 구체적인 설명이, 본 발명의 요지를 불필요하게 흐릴 수 있다고 판단되는 경우에는 그 상세한 설명을 생략하기로 한다.Objects and effects of the present invention can be naturally understood or made clearer by the following description, and the objects and effects of the present invention are not limited only by the following description. In addition, in describing the present invention, when it is determined that a detailed description of a known technology related to the present invention may unnecessarily obscure the gist of the present invention, the detailed description thereof will be omitted.

도 1은 본 발명의 실시예에 따른 중수로 정지냉각계통 고장 영향 평가 시스템(1)의 구성도를 나타낸다.1 shows a configuration diagram of a heavy water stop cooling system failure impact evaluation system 1 according to an embodiment of the present invention.

설계기준사고 영향 평가 시스템(1)은 중수로 정지냉각계통에 고장이 발생한 경우에 고장으로 인한 냉각재계통 설비의 영향을 평가하는 시스템이다. 정지냉각계통의 동작은 원자로 출력감발, 냉각재계통 냉각, 정지냉각계통 작동의 3단계로 이루어진다. 첫 번째 단계인 원자로 출력감발에서는 원자로 출력이 약 0.1%/초의 속도로 103% FP에서 붕괴출력 수준(4% FP)으로 감발된다. 두 번째 단계인 냉각재계통 냉각에서는 냉각재계통이 260 ℃에서 149 ℃로 냉각된다. 세 번째 단계로 정지냉각계통이 작동하게 된다. The design-based accident impact evaluation system (1) is a system that evaluates the impact of the coolant system facilities due to the failure when a failure occurs in the heavy water stop cooling system. The operation of the quiescent cooling system consists of three stages: reactor output reduction, coolant system cooling, and quiescent cooling system operation. In the first stage, the reactor output desensitization, the reactor output is reduced from 103% FP to the decay output level (4% FP) at a rate of about 0.1%/sec. In the second stage, coolant system cooling, the coolant system is cooled from 260 °C to 149 °C. In the third stage, the static cooling system is operated.

정지냉각계통 고장은 정지냉각 진입 초기에 발생하는 것으로 가정할 수 있다. 즉, 정지냉각격리밸브 고장사고를 제외하고는 보조급수펌프가 정지하고 복수기증기방출밸브가 폐쇄된 직후에 정지냉각계통 고장이 일어난다고 가정할 수 있다. 정지냉각격리밸브 고장은 정지냉각계통 기동시 원자로출구모관과 정지냉각계통 사이의 정지냉각격리밸브가 고장으로 열리지 않는다고 가정하며, 운전원 조치는 명백한 신호 발생 후 15분에 가용한 것으로 가정하고, 냉각재계통 냉각이 완료된 상태를 초기조건으로 하여 정지냉각계통의 고장사고가 발생할 수 있는 시나리오를 구성할 수 있다. It can be assumed that the static cooling system failure occurs at the beginning of the static cooling entry. That is, it can be assumed that the stop cooling system failure occurs immediately after the auxiliary feed water pump is stopped and the condensate steam discharge valve is closed, except for the stop cooling isolation valve failure accident. The shutdown cooling isolation valve failure assumes that the shutdown cooling isolation valve between the reactor outlet cap tube and the shutdown cooling system does not open due to a failure when the shutdown cooling system starts. It is assumed that the operator action is available 15 minutes after the occurrence of an obvious signal, and the coolant system A scenario in which a failure of the cooling system may occur can be constructed by using the cooling-completed state as an initial condition.

중수로 정지냉각계통의 고장은 정지냉각모드 동안의 순환 상실, 냉각 상실, 재고량 상실, IV등급 전원상실사고를 포함할 수 있다. 설계기준사고 영향 평가 시스템(1)은 정지냉각계통 고장을 다루기 위해서 다양한 초기사고를 고려할 수 있으며, 초기사고는 정지냉각모드 기간 동안의 순환 상실, 냉각 상실, 재고량 상실 및 IV등급 전원상실사고로서 4개의 범주로 분류될 수 있다. 또한 상실사고는 정지냉각격리밸브 고장과 정지냉각펌프 트립사고를 포함하며, 재고량 상실사고는 정지냉각펌프 흡입구 파단사고와 냉각재계통 액체방출밸브의 고장사고를 포함할 수 있다.The failure of the heavy water reactor shutdown cooling system may include loss of circulation, loss of cooling, loss of inventory, and class IV power loss accidents during the shutdown cooling mode. The design-based accident impact evaluation system (1) can consider various initial accidents to deal with the shutdown cooling system failure, and the initial accidents are loss of circulation, loss of cooling, loss of inventory and loss of class IV power during the shutdown cooling mode period. can be classified into dog categories. In addition, the loss accident includes the stop cooling isolation valve failure and the stop cooling pump trip accident, and the stock loss accident may include the stop cooling pump suction port breakage accident and the coolant system liquid discharge valve failure accident.

설계기준사고 영향 평가 시스템(1)은 냉각재계통의 정지냉각격리밸브가 고장되었는지 여부 또는 정지냉각펌프가 트립되었는지 여부로 냉각재계통의 순환 기능을 평가할 수 있다. 냉각재계통의 순환 상실로는 정지냉각격리밸브의 고장사고 또는 정지냉각펌프의 트립사고를 고려할 수 있다.The design-based accident impact evaluation system (1) can evaluate the circulation function of the coolant system by whether the cooling isolation valve of the coolant system is faulty or whether the stop cooling pump is tripped. As the loss of circulation in the coolant system, a malfunction of the cooling isolation valve or a trip accident of the stop cooling pump can be considered.

먼저 정지냉각격리밸브의 고장사고는 정상적인 정지냉각계통 기동절차에서 원자로출구모관과 정지냉각계통 사이의 정지냉각격리밸브(3341-MV1, -MV2, -MV9 및 -MV10)가 고장으로 개방되지 않는 경우를 가정할 수 있다. 원자로입구모관과 정지냉각계통 사이의 정지냉각격리밸브와 정지냉각우회밸브는 정지냉각계통 기동을 위해 먼저 개방되고, 정지냉각펌프의 기동, 냉각재 펌프의 정지, 정지냉각우회밸브의 폐쇄가 순차적으로 진행된다. 정상적으로 정지냉각계통이 작동하는 경우에는 원자로출구모관과 정지냉각계통 사이의 정지냉각격리밸브가 이때 개방되어야 한다. 그러나 정지냉각격리밸브가 고장으로 개방되지 않아 증기발생기를 통한 열 제거는 급격히 감소하게 된다. 냉각재계통 압력은 사고기간 동안 가압기 압력제어계통에 의해서 일정압력을 유지되며, 원자로입출구모관에서의 온도는 지속적으로 감소하다가 원자로출구모관과 정지냉각계통 사이의 정지냉각격리밸브가 고장으로 열리지 않게 되면서 온도가 상승한다. 정지냉각격리밸브의 고장 기간동안 원자로입출구모관 및 핵연료채널에서의 비등현상은 발생하지 않는다. 최대 핵연료 피복관 온도 및 압력관 온도는 허용기준(핵연료 피복관 : 800 ℃, 압력관 : 600℃) 훨씬 이하로 유지되면서 초기노심 및 노후노심 모두에 대하여 정지냉각격리 밸브 고장에 의한 정지냉각계통 고장사고시 핵연료 및 핵연료채널 건전성이 유지된다.First, the failure of the stop cooling isolation valve occurs when the stop cooling isolation valves (3341-MV1, -MV2, -MV9 and -MV10) between the reactor outlet cap tube and the stop cooling system are not opened due to a failure in the normal shutdown cooling system startup procedure. can be assumed. The stop cooling isolation valve and the stop cooling bypass valve between the reactor inlet cap tube and the stop cooling system are opened first to start the stop cooling system, and the start of the stop cooling pump, the stop of the coolant pump, and the closing of the stop cooling bypass valve proceed sequentially. do. If the cooling system is operating normally, the cooling isolation valve between the reactor outlet cap and the cooling system should be opened at this time. However, since the cooling isolation valve is not opened due to a malfunction, the heat removal through the steam generator is drastically reduced. The coolant system pressure is maintained at a constant pressure by the pressurizer pressure control system during the accident period, and the temperature in the reactor inlet/outlet cap tube continues to decrease, and the stop cooling isolation valve between the reactor outlet cap tube and the stop cooling system fails to open due to a malfunction. is rising During the failure period of the shutdown cooling isolation valve, boiling does not occur in the reactor inlet/outlet capillary and nuclear fuel channel. The maximum nuclear fuel cladding temperature and pressure tube temperature are maintained well below the permissible standards (nuclear fuel cladding tube: 800 ℃, pressure tube: 600 ℃), and in case of a shutdown cooling system failure due to a failure of the shutdown cooling isolation valve for both the initial core and the aged core Channel integrity is maintained.

다음으로 정상적인 정지냉각계통 기동절차에서 보조급수펌프 정지 및 복수기증기방출밸브 폐쇄 이후에 정지냉각펌프가 트립되는 경우를 가정할 수 있다. 정지냉각펌프가 트립되면서 정지냉각열교환기를 통한 열제거가 급격히 감소하게 된다. 원자로출구모관의 온도는 정지냉각격리밸브가 모두 개방되면서 조금 상승했다가 감소하는데. 그 후 정지냉각펌프가 트립됨에 따라 정지냉각열교환기를 통한 열제거가 이루어지지 않아 원자로입출구모관 온도는 모두 상승한다. 정지냉각펌프 트립사고 동안 원자로입출구모관 및 핵연료채널에서의 비등 현상은 발생하지 않고, 최대 핵연료 피복관 온도 및 압력관 온도는 허용기준(핵연료 피복관 : 800 ℃, 압력관 : 600 ℃) 훨씬 이하로 유지하게 된다. 따라서 초기노심 및 노후노심 모두에 대하여 정지냉각펌프 트립사고시 핵연료 및 핵연료채널 건전성은 유지된다.Next, it can be assumed that the stop cooling pump is tripped after the auxiliary feed water pump is stopped and the condenser steam discharge valve is closed in the normal stop cooling system starting procedure. As the stationary cooling pump trips, the heat removal through the stationary cooling heat exchanger is rapidly reduced. The temperature of the reactor outlet cap tube rises slightly as all the stop cooling isolation valves open and then decreases. After that, as the stop cooling pump trips, heat is not removed through the stop cooling heat exchanger, so the reactor inlet/outlet cap tube temperature rises. During the shutdown cooling pump trip accident, boiling does not occur in the reactor inlet/outlet cap tube and nuclear fuel channel, and the maximum fuel cladding temperature and pressure tube temperature are maintained well below the allowable standards (nuclear fuel cladding tube: 800 ℃, pressure tube: 600 ℃). Therefore, the integrity of nuclear fuel and fuel channels is maintained in case of a stop cooling pump trip accident for both the initial core and the aged core.

냉각재계통의 냉각 기능은 정상적인 정지냉각계통 기동절차에서 보조급수펌프 정지 및 복수기증기방출밸브 폐쇄 이후에 기기냉각수펌프가 트립되는 지 여부로 판단할 수 있다. 보조급수펌프가 작동하지 않고 복수기증기배출밸브가 폐쇄되더라도 일정 정도의 열은 증기발생기 이차계통을 통하여 제거되므로 기기냉각수펌프가 트립됨에 따라 냉각상실사고가 발생하게 된다. 기기냉각수펌프가 트립됨에 따라 정지냉각열교환기를 통한 열제거가 이루어지지 않아 원자로입출구모관 온도는 모두 상승하게 된다. 냉각 상실사고 동안 원자로입출구모관 및 핵연료채널에서의 비등현상은 발생하지 않는다. 최대 핵연료 피복관 온도 및 압력관 온도는 허용기준(핵연료 피복관 : 800 ℃, 압력관 : 600 ℃) 훨씬 이하로 유지된다. 따라서 초기노심 및 노후노심 모두에 대하여 냉각 상실사고시 핵연료 및 핵연료채널 건전성은 유지된다.The cooling function of the coolant system can be judged by whether or not the machine coolant pump trips after the auxiliary feed water pump is stopped and the condenser steam release valve is closed in the normal shutdown cooling system startup procedure. Even if the auxiliary feed water pump does not work and the condenser steam discharge valve is closed, a certain amount of heat is removed through the secondary system of the steam generator, so the cooling loss accident occurs as the machine coolant pump trips. As the device coolant pump trips, heat is not removed through the stationary cooling heat exchanger, so the temperature of the reactor inlet and outlet cap tubes rises. During the loss of cooling accident, boiling does not occur in the reactor inlet and outlet capillary and nuclear fuel channels. The maximum fuel cladding temperature and pressure tube temperature are maintained well below the allowable standards (fuel cladding: 800 °C, pressure tube: 600 °C). Therefore, the integrity of nuclear fuel and fuel channels is maintained in case of a loss of cooling accident for both the initial core and the aged core.

또한 설계기준사고 영향 평가 시스템(1)은 정지냉각계통에서의 정지냉각펌프 흡입구 파단사고와 냉각재계통 액체방출밸브의 고장여부를 고려하여 재고량 상실을 평가할 수 있다.In addition, the design-based accident impact evaluation system (1) can evaluate the stock loss by considering the inlet breakage accident of the static cooling pump in the stationary cooling system and the failure of the coolant system liquid discharge valve.

먼저, 정지냉각펌프 흡입구 파단사고 발생으로 정지냉각펌프 흡입구에서 소형냉각재가 상실되는 경우를 가정할 수 있다. 정지냉각 모드가 동작하게 되면, 정지냉각계통 배관은 급격히 가압되며 커다란 열하 중 과도상태를 겪게 되어 정지냉각 배관이 파손될 가능성이 존재한다. 정지냉각펌프 1 흡입구에서 파단이 발생함에 따라 파단부위에 근접한 정지냉각계통1과 원자로출구모관 사이에서의 정지냉각격리밸브에서의 유량이 급격히 증가하게 된다. 정지냉각계통 1에서의 파단으로 인해 정지냉각계통 2에서의 정지냉각격리밸브에서의 유량은 파단발생시 조금 줄어들었다가 파단 방출유량이 줄어듦에 따라 다시 상승하게 된다. 그 후에 온도가 조금씩 감소하다가 다시 증가하게 되고, 파단 발생 후에는 원자로입출구모관에서 비등이 발생하여 기포율이 높아지며 핵연료 피복관 온도가 상승한다. 최대 핵연료 피복관 온도 및 압력관 온도는 허용기준(핵연료 피복관 : 800 ℃, 압력관 : 600 ℃) 이하로 유지된다. 따라서 초기노심 및 노후노심 모두에 대하여 정지냉각펌프 흡입구 파단사고시 핵연료 및 핵연료채널 건전성은 유지된다.First, it can be assumed that the small coolant is lost at the suction port of the stationary cooling pump due to the occurrence of a breakage accident at the suction port of the stationary cooling pump. When the static cooling mode is operated, the static cooling system piping is rapidly pressurized and there is a possibility that the static cooling piping may be damaged due to a large thermal load transient. As the rupture occurs at the inlet of the stationary cooling pump 1, the flow rate at the stationary cooling isolation valve between the stationary cooling system 1 close to the fracture site and the reactor outlet cap tube increases rapidly. Due to the breakage in the stop cooling system 1, the flow rate at the stop cooling isolation valve in the stop cooling system 2 decreases slightly when the breakage occurs, and then rises again as the breakage discharge flow rate decreases. After that, the temperature gradually decreases and then increases again. After the fracture occurs, boiling occurs in the reactor inlet/outlet capillary, and the bubble rate increases and the nuclear fuel cladding temperature rises. The maximum fuel cladding temperature and pressure tube temperature are maintained below the allowable standards (nuclear fuel cladding: 800 ℃, pressure tube: 600 ℃). Therefore, the integrity of the nuclear fuel and the nuclear fuel channel is maintained in the event of an inlet breakage accident of the stationary cooling pump for both the initial core and the aged core.

다음으로 정상적인 정지냉각계통 기동절차에서 보조급수펌프 정지 및 복수기증기방출밸브 폐쇄 이후에 액체방출밸브가 고장되는 경우를 가정할 수 있다. 액체방출밸브가 개방됨에 따라 탈기응축기 탱크로 일차냉각재가 방출된다. 그러나 방출되는 유량은 탈기응축기 탱크의 체적의 제한으로 인해 급격히 감소한다. 액체방출밸브 하나의 단면적은 0.00312m2로서 4개의 밸브를 통해 방출되는 총면적은 0.01248m2(=0.00312*4)인데, 이는 정지냉각펌프 흡입구에서의 파단면적인 0.1248m2보다 훨씬 작다. 따라서 액체방출밸브 고장으로 인한 사고는 정지냉각펌프 흡입구에서의 소형냉각재상실사고에 제한되게 된다.Next, it can be assumed that the liquid discharge valve fails after the auxiliary water pump is stopped and the condenser steam discharge valve is closed in the normal stop cooling system starting procedure. As the liquid release valve opens, the primary coolant is discharged into the degassing condenser tank. However, the discharged flow rate decreases rapidly due to the limitation of the volume of the degassing condenser tank. The cross-sectional area of one liquid discharge valve is 0.00312 m 2 , and the total area discharged through the four valves is 0.01248 m 2 (=0.00312*4), which is much smaller than the fracture area of 0.1248 m 2 at the inlet of the static cooling pump. Therefore, the accident due to the failure of the liquid discharge valve is limited to the small coolant loss accident at the inlet of the stationary cooling pump.

또한, 설계기준사고 영향 평가 시스템(1)은 정상적인 정지냉각계통 기동절차에서 보조급수펌프 정지 및 복수기증기방출밸브 폐쇄 이후에 소외전원인 IV등급 전원상실사고가 발생하는 경우를 가정하여 이로 인한 영향을 평가할 수 있다. IV등급 전원상실사고로 인하여 정지냉각펌프, 기기냉각수펌프 및 충수펌프가 트립되게 되고, 가압기 히터가 꺼진다. 이때, III등급 전원이 공급되면서 기기냉각수펌프와 정지냉각펌프가 재기동함에 따라 원자로출구모관 온도는 감소한다. IV등급 전원상실사고 동안 원자로입출구모관 및 핵연료채널에서의 비등현상은 발생하지 않는다. 최대 핵연료 피복관 온도 및 압력관 온도는 허용기준(핵연료 피복관 : 800 ℃, 압력관 : 600 ℃) 훨씬 이하로 유지된다. 따라서 초기노심 및 노후노심 모두에 대하여 냉각 상실사고 시 핵연료 및 핵연료채널 건전성은 유지된다.In addition, the design-based accident impact evaluation system (1) assumes that an off-site power source, class IV power loss accident, occurs after the auxiliary feed water pump is stopped and the condensate steam release valve is closed during the normal shutdown cooling system startup procedure can be evaluated The static cooling pump, the machine cooling water pump and the filling pump are tripped due to a class IV power loss accident, and the pressurizer heater is turned off. At this time, as the class III power is supplied and the machine coolant pump and the stationary cooling pump are restarted, the reactor outlet cap tube temperature decreases. During a Class IV power loss accident, boiling does not occur in the reactor inlet and outlet capillary and nuclear fuel channels. The maximum fuel cladding temperature and pressure tube temperature are maintained well below the allowable standards (fuel cladding: 800 °C, pressure tube: 600 °C). Therefore, the integrity of nuclear fuel and fuel channels is maintained in case of a cooling loss accident for both the initial core and the aged core.

도 1을 참조하면, 설계기준사고 영향 평가 시스템(1)은 구성 모델링부(11), 노심 모델링부(13), 조건 설정부(15), 평가부(17)를 포함할 수 있다. 본 구성은 설명의 편의를 위하여 정의된 것으로 실제 물리적으로 구분되지 않고 통합 구현되어도 무방하다.Referring to FIG. 1 , the design reference accident impact evaluation system 1 may include a configuration modeling unit 11 , a core modeling unit 13 , a condition setting unit 15 , and an evaluation unit 17 . This configuration is defined for convenience of description and may be implemented without being physically separated.

구성 모델링부(11)는 중수로형 원전의 일차계통(PHTS)의 구성과 증기발생기의 배치를 모델링하여 원전 모델을 생성할 수 있다.The configuration modeling unit 11 may generate a nuclear power plant model by modeling the configuration of the primary system (PHTS) of the heavy water reactor type nuclear power plant and the arrangement of the steam generator.

노심 모델링부(13)는 원전 모델에 구비되는 노심 및 노심에 구비되는 복수 개의 수평 연료관의 개수 또는 위치를 설정하여 노심 모델을 생성할 수 있다. 노심의 380개의 수평 연료관을 모의하기 위하여 사용자는 CATHENA을 이용해 대표 수평 연료관의 개수 및 위치를 정의할 수 있다. 수평 연료관은 상하 구성으로서 A부터 W까지 22개, 좌우 구성으로서 1부터 22까지 역시 22개에 의해 380개 채널로 구성되어 있다. 380개 채널은 2개의 루프, 각 루프는 2개의 노심유로로 구성되어 있다. 본 발명의 실시예에 따르면, 각 유로의 연료관이 95개인 경우, 수평 연료관의 출력 분포를 반영하도록 할 수 있다. 즉, 고, 중, 저출력 그리고 높이를 고려하여 7개의 그룹으로 분류하여 지정할 수 있다. The core modeling unit 13 may generate a core model by setting the number or positions of a core included in the nuclear power plant model and a plurality of horizontal fuel pipes included in the core. In order to simulate 380 horizontal fuel pipes in the core, the user can define the number and location of representative horizontal fuel pipes using CATHENA. The horizontal fuel pipe consists of 22 channels from A to W in the vertical configuration, and 380 channels by 22 from 1 to 22 in the left and right configuration. The 380 channels consist of two loops, and each loop consists of two core flow paths. According to an embodiment of the present invention, when the number of fuel pipes in each flow path is 95, it is possible to reflect the output distribution of the horizontal fuel pipes. That is, considering high, medium, low power and height, it can be classified into 7 groups and designated.

조건 설정부(15)는 노심 모델에 복수개의 중수로 정지냉각계통 설비의 작동여부 조건을 설정할 수 있다. 평가부(17)는 중수로 정지냉각계통이 동작하지 않는 경우에 냉각재계통의 기능이 유지되는지 여부를 평가할 수 있다. The condition setting unit 15 may set a condition of whether a plurality of heavy water station cooling system facilities are operated in the core model. The evaluation unit 17 may evaluate whether or not the function of the coolant system is maintained when the cooling system is stopped by heavy water when the cooling system does not operate.

도 2는 본 발명의 실시예에 따른 중수로 냉각재계통 및 정지냉각계통의 개략도를 나타낸다. 중수로형 원전의 일차계통(PHTS)은 두 개의 독립된 폐회로, 노심(수평연료관 구성), 4개의 PHTS 펌프, 4개의 증기발생기, 가압기, 탈기응축기 그리고 압력 제어계통 등으로 구성될 수 있다. 두 개의 폐회로는 가압기를 통해 서로 연결되어 있으며, LOCA 신호에 의해 서로 분리되도록 회로 격리밸브(Loop Isolation Valve, LIV)가 설치되어 있다. 또한 PHTS 과압방지를 위해 액체방출밸브(Liquid Relief Valve, LRV)가 각 회로와 탈기 응축기(Degasser Condenser Tank, DCT) 사이에 연결되어 있으며, 탈기 응축기로 냉각수를 배출한 후에 탈기 응축기가 과압되면 원자로 건물의 연료교체실로 방출할 수 있다. CATHENA는 PHTS 및 관련 계통들을 코드에 내장하고 있으며, 사용자가 모델링하여 수정가능하다.2 shows a schematic diagram of a heavy water coolant system and a static cooling system according to an embodiment of the present invention. The primary system (PHTS) of a heavy water reactor type nuclear power plant can consist of two independent closed circuits, a core (horizontal fuel pipe configuration), four PHTS pumps, four steam generators, a pressurizer, a degassing condenser, and a pressure control system. The two closed circuits are connected to each other through a pressurizer, and a Loop Isolation Valve (LIV) is installed to separate them from each other by the LOCA signal. In addition, to prevent PHTS overpressure, a Liquid Relief Valve (LRV) is connected between each circuit and the Degasser Condenser Tank (DCT). can be discharged to the fuel change chamber of CATHENA embeds PHTS and related systems in the code, and the user can model and modify it.

본 발명에 따른 일 실시예로, 수위가 입출구모관보다 낮아지면 각 수평 연료관마다 독립적인 냉각수 풀이 형성된다. 그에 따라 노심 수위는 연결된 공급배관의 높이에 따른 냉각수량에 의해 결정될 수 있다. 한편, 증기발생기는 각 폐회로당 2개씩 모두 4개가 독립적으로 모의되며, 각 증기발생기는 증기모관(steam header)를 통해 터빈으로 연결된다.In an embodiment according to the present invention, when the water level is lower than the inlet/outlet cap pipe, an independent coolant pool is formed for each horizontal fuel pipe. Accordingly, the core water level may be determined by the amount of cooling water according to the height of the connected supply pipe. Meanwhile, all four steam generators are independently simulated, two for each closed circuit, and each steam generator is connected to a turbine through a steam header.

이상에서 대표적인 실시예를 통하여 본 발명을 상세하게 설명하였으나, 본 발명이 속하는 기술 분야에서 통상의 지식을 가진 자는 상술한 실시예에 대하여 본 발명의 범주에서 벗어나지 않는 한도 내에서 다양한 변형이 가능함을 이해할 것이다. 그러므로 본 발명의 권리 범위는 설명한 실시예에 국한되어 정해져서는 안 되며, 후술하는 특허청구범위뿐만 아니라 특허청구범위와 균등 개념으로부터 도출되는 모든 변경 또는 변형된 형태에 의하여 정해져야 한다. Although the present invention has been described in detail through representative embodiments above, those of ordinary skill in the art will understand that various modifications are possible within the limits without departing from the scope of the present invention with respect to the above-described embodiments. will be. Therefore, the scope of the present invention should not be limited to the described embodiments, but should be defined by all changes or modifications derived from the claims and equivalent concepts as well as the claims to be described later.

1 : 중수로 정지냉각계통 고장 영향 평가 시스템
11 : 구성 모델링부
13 : 노심 모델링부
15 : 조건 설정부
17 : 평가부1: Heavy water reactor shutdown cooling system failure impact evaluation system
11: Configuration modeling unit
13: core modeling unit
15: condition setting unit
17: evaluation unit

Claims (3)

중수로형 원전의 일차계통(PHTS)의 구성과 증기발생기의 배치를 모델링하여 원전 모델을 생성하는 구성 모델링부;
상기 원전 모델에 구비되는 노심 및 상기 노심에 구비되는 복수 개의 수평 연료관의 개수 또는 위치를 설정하여 노심 모델을 생성하는 노심 모델링부;
상기 노심 모델에 복수개의 중수로 정지냉각계통 설비의 작동여부 조건을 설정하는 조건 설정부; 및
상기 중수로 정지냉각계통이 동작하지 않는 경우에 냉각재계통의 기능이 유지되는지 평가하는 평가부를 포함하며,
상기 평가부는,
상기 중수로 정지냉각계통이 정지냉각상태인 동안 상기 냉각재계통의 냉각재 순환여부, 냉각기능 유지여부, 냉각수 재고유지여부 또는 전원유지여부를 평가하며,
상기 냉각재계통의 냉각재 순환여부의 판단 기준은 상기 중수로 정지냉각계통의 정지냉각격리밸브의 고장 또는 정지냉각펌프의 트립여부이고,
상기 냉각재계통의 냉각기능 유지여부의 판단 기준은 기기냉각수펌프의 트립여부이며,
냉각수 재고유지여부의 판단 기준은 정지냉각펌프 흡입구의 파단 또는 냉각재계통 액체방출밸브의 고장인 것을 특징으로 하는 중수로 정지냉각계통 고장영향 평가 시스템.
a configuration modeling unit for generating a nuclear power plant model by modeling the configuration of the primary system (PHTS) and the arrangement of the steam generator of the heavy water reactor type nuclear power plant;
a core modeling unit configured to generate a core model by setting the number or positions of a core provided in the nuclear power plant model and a plurality of horizontal fuel pipes provided in the core;
a condition setting unit for setting a condition of whether a plurality of heavy water reactor stop cooling system facilities are operated in the core model; and
and an evaluation unit that evaluates whether the function of the coolant system is maintained when the heavy water stop cooling system does not operate,
The evaluation unit,
Evaluating whether the coolant circulation of the coolant system, whether the cooling function is maintained, whether the coolant stock is maintained, or whether the power is maintained,
The criterion for determining whether or not the coolant circulates in the coolant system is a failure of the stop cooling isolation valve of the heavy water stop cooling system or whether the stop cooling pump is tripped,
The criterion for determining whether the cooling function of the coolant system is maintained is whether the device coolant pump is tripped,
The criterion for determining whether the cooling water stock is maintained is a failure impact evaluation system of the heavy water stop cooling system, characterized in that the failure of the inlet of the stop cooling pump or the failure of the liquid discharge valve of the coolant system.
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