KR20060092491A

KR20060092491A - 원자력발전소 주증기배관시 파단 액체유입 분석방법 체계

Info

Publication number: KR20060092491A
Application number: KR1020050013403A
Authority: KR
Inventors: 박영찬
Original assignee: 박영찬
Priority date: 2005-02-18
Filing date: 2005-02-18
Publication date: 2006-08-23

Abstract

원자력발전소 안전해석중에 사고시 외부로의 방사선물질을 차단하는 격납건물이 있음. 이 격납건물에 대한 건전성을 분석하도록 요구된다. 원전의 주증기배관 파단사고 발생시 단기간에 많은 질량과 에너지가 방출되어 격납건물 내부에는 고온 고압에 의해 격납건물 건전성이 위협을 받게 될 뿐 아니라 격납건물 내에 설치된 수많은 기기들이 고온의 열악한 조건에서 그 기능을 상실할 경우 그 안전 기능을 발휘할 수 없게 되어 더욱 심각한 사태로 진행될 수 있다. 이러한 안전성분석 방법을 개선하기 위해 액체유입(Entrainment)을 고려함으로서 격납건물의 온도, 압력을 경감할 수 있는 방법을 개발하게 되었다. 액체유입의 개념은 고압의 주증기관 파단시 순수한 증기만 나오는 것이 아니라 급격한 압력감소로 인해 증기발생기에 있는 물까지 동반되어 방출된다는 개념으로서 이 경우 증기만 방출될 때에 비해 엔탈피가 적은 물이 함께 방출됨으로 인해 격납건물 내부의 온도/압력이 현저히 줄어들게 되고 결과적으로 더 심각한 상황으로 진행되는 것을 예방하고 기존에 설치되어 있는 각종 전기기기류의 기능 보호 및 보전에도 매우 유리하게 된다.

Entrainment, RETRAN, LOFTRAN, Steam line break

Description

원자력발전소 주증기배관시 파단 액체유입 분석방법 체계{A method system analyzing an entrainment of the steam line break for the nuclear power plant }

도 1 은 본 발명에 대한 원자력발전소 주증기배관시 파단 액체유입 분석방법 체계의 개념도 임.

도 2 는 증기배관 파단 시 액체유입 데이터를 계산하기 위해 원자력발전소 안전해석 범용코드인 LOFTRAN 과 RETRAN 코드 연계용으로 본 발명에서 개발한 프로그램의 흐름도 임.

도 3 은 도 2 에서 제시한 흐름도에 의해 수렴된 상태를 나타내었음.

도 4 는 도 2 에서 언급한 증배계수를 곱함으로써 실험값을 고려하여 수정된 건도값을 나타내었음.

도 5 는 상기 개발한 분석방법 체계에 의해 증기배관 파단시 원자력발전소 격납건물의 온도를 비교한 결과를 나타내었음.

본 발명은 원자력 발전소에서 일어날 수 있는 주증기배관 파단사고를 대상으로 함 . 격납건물의 건전성 분석시 안전해석의 대상인 주증기배관 파단사고에 적용 할 수 있음. 종래에는 주증기관 파단사고를 분석할 때 고온의 증기만 방출되는 것으로 가정하여 분석을 함으로서 높은 엔탈피를 갖는 고에너지의 증기로 인해 온도가 매우 높게 나타나 고리 1호기 원자력 발전소 격납건물 내부 온도가 약 353℉(178℃)까지 상승함.

현재 주증기배관 파단에 따른 방출되는 유체는 100%의 건도를 가진 증기로 가정하여 안전해석을 수행하고 있음. 이러한 보수적 가정은 격납건물 건전성 분석 측면에서 온도 측면에서 안전 여유도를 상당히 줄임. 그러나 실제 배관파단 실험을 해 보면 증기발생기로부터 방출되는 유체의 상(Phase)상태는 증기뿐 아니라 물이 동반유입 되어 방출되는 2상 유동 형태 임. 액체유입의 양은 발전소의 출력조건, 파단면적/형태, 그리고 증기발생기 형태에 따라 서로 다른 값을 가짐. 그래서 실제 안전해석에서 액체유입 데이터를 이용하기 위해 이러한 조건들을 가정하여 실험하기란 시간과 경제적 비용 측면에서 상당히 어려움. 그래서 현재까지 주증기배관 파단사고에 대한 안전해석은 액체유입 현상을 고려하지 못하고 있으며, 방출되는 유체는 모두 증기로 가정함으로써 높게 격납건물의 온도를 예측하고 있음.

액체유입을 안전해석에 고려할 경우, 원자력 규제기관에서는 실험을 통한 실험값이나 이를 검증할 수 있는 방법에 대해 요구하고 있음. 이러한 요구조건을 충족시키기 위해, 실제 액체유입 실험장치를 전산코드로 모델링 하여, 실험자료와 비교 검증하는 방법을 택하였음. 이는 전산코드가 액체유입 현상을 예측할 때 가지는 신뢰값을 결정하기 위한 것임. 따라서 본 발명은 열수력 안전해석용 전산코드를 사용하여 사고조건별로 쉽고, 간편하게 액체유입 데이터를 계산할 수 있음. 액체유입을 고려하기 위해서 LOFTRAN로 계통전체를 모사하고 RETRAN-3D는 증기발생기부분을 상세 모사하고 이를 검증하기 위해서 실험자료와 비교 검증하는 방법을 택하였음. LOFTRAN 코드와 RETRAN 코드를 연계하기 위한 보조 컴퓨터프로그램을 3가지 개발하였음.

이하 첨부된 예시도면과 함께 본 발명을 설명하면 다음과 같다.

예시도면 도 1 은 본 발명에 대한 원자력발전소 주증기배관시 파단 액체유입 분석방법 체계의 개념도로써 실험장치를 전산코드로 모사를 나타낸 과정(1)과 전산 해석에 의한 건도값을 실험값과 비교하여 편차 계산 과정(2)과 두 값으로부터 통계처리 방법에 의해 신뢰도를 가지는 증배계수 계산 과정(3)과 계산된 건도값에 증배계수를 적용하여 최종 건도 계산 과정(4)과 최종적으로 계산된 건도값을 주증기배관 파단 분석시 적용하여 질량 및 에너지 방출 유량 계산(5)과 마지막으로 (5)에 의해 계산된 질량 및 에너지 방출 데이터를 격납건물 내부 온도 분석(6)으로 구성되어 있음.

도 2 는 증기배관 파단 시 액체유입 데이터를 계산하기 위해 원자력발전소 안전해석 범용코드인 LOFTRAN 과 RETRAN 코드 연계용으로 본 발명에서 개발한 프로그램의 흐름도 임. LOFTRAN 코드로 원자력 발전소 열수력계통을 모두 모델링(11)하고, RETRAN 코드로 증기발생기만 모델링(12) 함. (11)에 입력값으로 초기 건도값을 입력하면 (11)은 이 값에 의해 수정된 발전소 일차측 열역학적 조건이 바뀌게 되고 "loftr3d" 프로그램에 의해 자동으로 일차측 및 이차측의 압력, 엔탈피, 유량이 자동 추출되어 (12)에 입력된다. 입력된 값에 의해 수정된 건도 데이터가 계산 됨. 다시 "r3dlrom" 프로그램(13)과 "r3dloft" 프로그램(16)에 의해 건도가 계산 됨. 이 값에 실험으로부터 계산한 건도 증배계수를 고려함으로써 수정된 건도값을 계산됨. 상기 방법을 반복함으써 더 이상 건도의 변화가 없을 때 최종적인 수렴상태(18)이며, 이 값을 최종적인 액체유입 데이터로 간주함.

표 1 은 RETRAN 코드에서 2상 유동에 대한 모사방법은 Bubble Rise 모델을 사용 함. 상기 분석방법 체계에서는 이들에 대한 값을 발전소 노심출력별로 기포의 상승속도를 정량적으로 계산하여 제시하였음.

Core Power Level (%)	Pressure of steam generator (kpa)	Satulated temperature of steam generator (^oC)	Velocity of bubble (m/sec)
102	6590.00	281.788	1.554
70	6762.88	288.468	1.067
30	7467.02	290.198	0.457
0	7522.87	290.705	0.015

표 2 는 표 1 에서 기포의 상승속도와 같이 2상 유동을 모사하는 기포분포율에 대해 정량적으로 계산하여 제시하였음.

Core Power Level(%)	Steam generator Mixture Level	실험으로부터 기포분포율	기포분포율
102	1.1319	1.00	0.80
70	1.2302	0.92	0.74
30	1.4568	0.78	0.62
0	1.7615	0.64	0.47

원전에서 증기관 파단사고 발생시 액체유입 개념을 도입하여 사고해석에 적용할 경우 격납건물 내부에 온도, 압력 조건을 현저히 완화함으로서 결과적으로 격납건물 압력을 더 낮추어 격납건물 건전성을 보장할 수 있을 뿐 아니라 안전관련 기기류에 대한 기기검증(Equipment Qualification)을 위한 시험 조건을 완화시킬 수 있게 되어 안전성 향상뿐 아니라 경제적인 효과도 매우 크다.

고리 1호기 원자력 발전소를 대상으로 액체유입을 고려하여 주증기관 파단사고를 적용한 결과, 낮은 엔탈피로 인해 온도 측면에서 280℉(138℃)정도로 최소 25℃에서 최대 40℃를 낮출 수 있도록 하는 절차(Process)에 관한 아이디어 및 분 석체계 임.

Claims

도 1 에서 제시한 액체유입 개발 및 적용 방법에 대한 분석 체계
원자력발전소 열수력 해석 범용 코드인 RETRAN 에 사용되는 입력변수 중에서 주증기배관 파단 사고시 고려하는 기포상승속도 입력변수와 기포분포상태를 나타내는 입력 변수에 대해 상기 표 1 과 표 2 의 값.