KR20190026441A

KR20190026441A - 원자로건물의 건전성 평가방법

Info

Publication number: KR20190026441A
Application number: KR1020170113363A
Authority: KR
Inventors: 김성민; 이은기; 김용배
Original assignee: 한국수력원자력 주식회사
Priority date: 2017-09-05
Filing date: 2017-09-05
Publication date: 2019-03-13
Also published as: KR102053412B1

Abstract

본 발명의 목적은 원자로건물과 사용 후 연료 방출실 사이에서 방사능 물질에 대한 기밀성 유지를 평가하는 원자로건물의 건전성 평가방법을 제공하는 것이다. 본 발명의 일 실시예에 따른 원자로건물의 건전성 평가방법은, 원자로건물 내부에 구비되는 사용 후 연료 방출실(discharge room)과 외부에 구비되는 사용 후 연료 수용조(reception room)를 수송수로로 연결하고, 상기 원자로건물과 상기 사용 후 연료 방출실의 경계에 밸브가 설치되어 사용 후 연료 방출시 개방되고, 상기 경계에 관통부가 구비되어 사용 후 연료를 승강시키는 승강기의 구동축이 설치되며, 상기 원자로건물 내부에서 상기 사용 후 연료 방출실로의 누설 가능 경로를 설정하는 제1단계, 및 설정된 상기 누설 가능 경로에 대하여 누설을 평가하는 제2단계를 포함한다.

Description

원자로건물의 건전성 평가방법 {INTEGRITY EVALUATION METHOD OF CONTAINMENT ENVELOPE}

본 발명은 원자로건물의 건전성 평가방법에 관한 것으로서, 보다 상세하게는 원자로건물과 사용 후 연료 방출실 사이에서 방사능 물질에 대한 기밀성 유지를 확인하는 원자로건물의 건전성 평가방법에 관한 것이다.

원자력 발전소에서 중대사고가 발생하는 경우, 발전소 상태에 대한 정확한 정보 제공은 중대사고 대응에 필수적 요소이다. 원자로건물의 건전성을 위협하는 요소인 원자로건물의 압력 및 수소 농도 등이 설정치에 도달하는 시간을 예측하는 것이나, 방사능 물질 유출의 최후 방벽인 원자로건물의 상태를 감시하는 것은 중대사고에 대한 대응 및 완화를 효과적으로 가능하게 한다.

원자로건물은 원자로를 둘러싸고 있는 건물이며, 원자로건물의 상태를 감시하는 것이라 함은 원자로건물 내부의 온도, 압력, 수소농도 및 방사능 물질의 유출 등을 측정 및 확인하여, 원자로건물이 파손되었는지 여부를 확인하는 것이다. 따라서 원자로건물의 건전성이란 원자로건물이 파손되지 않았음을 의미한다.

예를 들면, 원자로건물의 내부에서 사용된 사용 후 연료(예를 들면, 폐연료봉)는 원자로건물 내부에서 별도로 구획된 사용 후 연료 방출실(discharge room)로 이송되고, 사용 후 연료 방출실에서 원자로건물의 외부에 구비되는 사용 후 연료 수용조(reception room)로 다시 이송된다.

사용 후 연료 방출실은 약 3.5m 높이로 물을 저장하고 있으며, 수위보다 높은 일측에 볼 밸브와 승강기 구동축이 설치되는 관통부를 구비하고 있다. 사용 후 연료는 원자로건물의 내부에서 승강기의 작동 및 볼 밸브의 개방을 통하여 사용 후 연료 방출실로 방출된다. 따라서 관통부 및 볼 밸브에서 방사능 물질에 대한 기밀성 유지가 요구된다.

그리고 사용 후 연료 방출실과 사용 후 연료 수용조는 원자로건물의 내부와 외부에서 수송수로(transfer canal)로 서로 연결된다. 사용 후 연료는 원자로건물 내부의 사용 후 연료 방출실에서 수송수로를 통하여 원자로건물 외부의 사용 후 연료 수용조로 이송된다. 따라서 수송수로에서 방사능 물질에 대한 기밀성 유지가 요구된다.

이와 같이, 원자로건물과 사용 후 연료 방출실 사이에 설치되는 볼 밸브 및 관통부에 의하여 압력 경계가 설정된다. 따라서 잠긴 볼 밸브의 개방 및 축밀봉의 한계로 인한 관통부에 의하여, 사용 후 연료를 사용 후 연료 방출실로 이송할 때, 원자로건물이 개방되어 원자로건물이 사용 후 연료 방출실까지 확장된다.

사용 후 연료 방출실과 사용 후 연료 방출조에 채워진 물은 원자로건물의 경계를 유지하며, 방사능 물질이 외부로 누설되는 것을 방지한다. 이러한 물에 의한 밀봉 즉, 수밀봉의 유지 여부가 압력경계 형성의 관건일 수 있다.

본 발명의 목적은 원자로건물과 사용 후 연료 방출실 사이에서 방사능 물질에 대한 기밀성 유지를 평가하는 원자로건물의 건전성 평가방법을 제공하는 것이다.

본 발명의 목적은 원자로건물과 사용 후 연료 방출실 사이에 구비되어, 사용 후 연료를 배출하는 볼 밸브의 개방으로 설정되는 제1누설경로를 통한 방사능 물질의 기밀성 유지를 평가하는 원자로건물의 건전성 평가방법을 제공하는 것이다.

본 발명의 목적은 원자로건물과 사용 후 연료 방출실 사이에 구비되어, 사용 후 연료를 승강시키는 승강기의 구동축이 설치되는 관통부의 축밀봉 한계로 설정되는 제2누설경로를 통한 방사능 물질의 기밀성 유지를 평가하는 원자로건물의 건전성 평가방법을 제공하는 것이다.

본 발명의 일 실시예에 따른 원자로건물의 건전성 평가방법은, 원자로건물 내부에 구비되는 사용 후 연료 방출실(discharge room)과 외부에 구비되는 사용 후 연료 수용조(reception room)를 수송수로로 연결하고, 상기 원자로건물과 상기 사용 후 연료 방출실의 경계에 밸브가 설치되어 사용 후 연료 방출시 개방되고, 상기 경계에 관통부가 구비되어 사용 후 연료를 승강시키는 승강기의 구동축이 설치되며, 상기 원자로건물 내부에서 상기 사용 후 연료 방출실로의 누설 가능 경로를 설정하는 제1단계, 및 설정된 상기 누설 가능 경로에 대하여 누설을 평가하는 제2단계를 포함한다.

상기 제1단계는 상기 밸브의 개방을 통하여 형성되는 제1누설경로를 상기 누설 가능 경로로 설정하는 제1-1단계, 및 상기 구동축과 상기 관통부의 밀봉 한계에 의하여 형성되는 제2누설경로를 상기 누설 가능 경로로 설정하는 제1-2단계 중 적어도 어느 하나를 포함할 수 있다.

상기 제2단계는 상기 밸브의 개방을 통하여 형성되는 제1누설경로에 대하여 누설을 평가하는 제2-1단계, 및 상기 구동축과 상기 관통부의 밀봉 한계에 의하여 형성되는 제2누설경로에 대하여 누설을 평가하는 제2-2단계 중 적어도 어느 하나를 포함한다.

상기 제2-1단계는 상기 제1누설경로를 형성하는 배관 및 엘보우의 길이와 직경 및 밸브 종류 별로 압력손실을 평가하는 단계, 및 평가한 각각의 압력손실로 상기 제1누설경로의 누설을 평가하는 단계를 포함할 수 있다.

상기 제2단계는 사고로 상기 원자로건물 압력이 상승되면 상기 제1누설경로 및 상기 제2누설경로 중 적어도 어느 하나를 통하여 압력이 전달되어 사용 후 연료 방출실 압력이 상승되어, 압력경계가 되는 사용 후 연료 방출조의 수위로 수밀봉을 유지하는지 평가하는 제2-3단계를 더 포함할 수 있다.

상기 제2-3단계는, 수밀봉 유지 평가시, 상기 원자로건물의 압력 최대상승사고를 입력으로 활용할 수 있다.

상기 제2-3단계는, 수밀봉 유지 평가시, 상기 원자로건물의 압력과 상기 사용 후 연료 방출실의 압력변화를 시간대별로 평가하여, 상기 사용 후 연료 방출조의 수위 변화를 감시할 수 있다.

본 발명의 일 실시예에 따른 원자로건물의 건전성 평가방법은, 원자로건물과 사용 후 연료 방출실의 경계에 설치되는 밸브의 개방을 통하여 형성되는 제1누설경로를 누설 가능 경로로 설정하는 제1-1단계와, 상기 경계의 관통부에 설치되어 사용 후 연료를 승강시키는 승강기의 구동축과 상기 관통부의 축밀봉 한계에 의하여 형성되는 제2누설경로를 누설 가능 경로로 설정하는 제1-2단계 중 적어도 어느 하나를 포함하는 제1단계, 및 상기 밸브의 개방을 통하여 형성되는 제1누설경로에 대하여 누설을 평가하는 제2-1단계와, 상기 구동축과 상기 관통부의 밀봉 한계에 의하여 형성되는 제2누설경로에 대하여 누설을 평가하는 제2-2단계 중 적어도 어느 하나를 포함하는 제2단계를 포함한다.

상기 제2단계는, 사고로 상기 원자로건물 압력이 상승되면 상기 제1누설경로 및 상기 제2누설경로 중 적어도 어느 하나를 통하여 압력이 전달되어 상기 사용 후 연료 방출실 압력이 상승되어, 압력경계가 되는 사용 후 연료 방출조의 수위로 수밀봉을 유지하는지 평가하는 제2-3단계를 더 포함할 수 있다.

본 발명의 일 실시예는 밸브의 개방을 통하여 형성되는 제1누설경로를 누설 가능 경로로 설정하고, 제1누설경로에 대하여 누설을 평가하므로 원자로건물과 사용 후 연료 방출실 사이에서 사용 후 연료를 배출하는 밸브의 개방에 따른 제1누설경로를 통한 방사능 물질의 기밀성 유지를 평가할 수 있다.

본 발명의 일 실시예는 승강기의 구동축과 관통부의 축밀봉 한계에 의하여 형성되는 제2누설경로를 누설 가능 경로로 설정하고, 제2누설경로에 대하여 누설을 평가하므로 원자로건물과 사용 후 연료 방출실 사이에서 사용 후 연료를 승강시키는 승강기의 구동축 관통부에 따른 제2누설경로를 통한 방사능 물질의 기밀성 유지를 평가할 수 있다.

또한, 본 발명의 일 실시예는 사고로 상기 원자로건물 압력이 상승되면, 제1누설경로 및/또는 제2누설경로를 통하여 압력이 전달되어, 사용 후 연료 방출실 압력이 상승되어, 압력경계가 되는 사용 후 연료 방출조의 수위로 수밀봉을 유지하는지 여부를 평가할 수 있다.

도 1은 본 발명의 일 실시예에 따른 원자로건물의 건전성 평가방법이 적용되는 원자로건물의 구성도이다.
도 2는 본 발명의 일 실시예에 따른 원자로건물의 건전성 평가방법의 순서도이다.

이하, 첨부한 도면을 참조하여 본 발명의 실시예에 대해 본 발명이 속하는 기술 분야에서 통상의 지식을 가진 자가 용이하게 실시할 수 있도록 상세히 설명한다. 그러나 본 발명은 여러 가지 상이한 형태로 구현될 수 있으며 여기에서 설명하는 실시예에 한정되지 않는다. 도면에서 본 발명을 명확하게 설명하기 위해서 설명과 관계없는 부분은 생략하였으며, 명세서 전체를 통하여 동일 또는 유사한 구성요소에 대해서는 동일한 참조부호를 붙였다.

도 1은 본 발명의 일 실시예에 따른 원자로건물의 건전성 평가방법이 적용되는 원자로건물의 구성도이다.

도 1을 참조하면, 일 실시예의 원자로건물(1)은 내부에 구비되는 사용 후 연료 방출실(discharge room)(11), 외부에 구비되는 사용 후 연료 수용조(reception room)(12) 및 이를 서로 연결하는 수송수로(13)를 포함한다.

원자로건물(1)의 내부에서 사용된 사용 후 연료는 사용 후 연료 방출실(11)로 이송되고, 수송수로(13)를 경유하여 사용 후 연료 수용조(12)로 이송된다. 사용 후 연료 방출실(11) 및 사용 후 연료 수용조(12)은 설정된 높이(예, 약 3.5m)로 물을 저장하여, 원자로건물(1)의 내부와 외부 사이에서 수밀 구조를 형성하고 있다.

이를 위하여, 원자로건물(1)은 사용 후 연료 방출실(11)과의 경계에 밸브(예를 들면, 볼 밸브)(14)와 관통부(15)를 구비한다. 볼 밸브(14)와 관통부(15)는 사용 후 연료 방출실(11)에서 수위보다 높은 위치에 구비된다.

볼 밸브(14)는 사용 후 연료를 원자로건물(1)에서 사용 후 연료 방출실(11)로 방출할 때, 개방되고, 사용 후 연료를 방출한 후 폐쇄된다. 사용 후 연료는 연료 머신(16)의 작동에 따라 볼 밸브(14)를 통하여 원자로건물(1)의 내부에서 사용 후 연료 방출실(11)로 이송된다.

이때, 방출 포트 어셈블리(17)는 연료 머신(16) 및 볼 밸브(14)를 통하여 원자로건물(1) 내부에서 사용 후 연료 방출실(11)로 연결되어, 원자로건물(1)의 내부 기체를 사용 후 연료 방출실(11)로 유입할 수 있는 제1누설경로(L1)를 형성한다.

관통부(15)에는 사용 후 연료를 방출하기 위하여 승강시키는 승강기(미도시)의 구동축(미도시)이 설치된다. 승강기는 사용 후 연료를 승강시켜 볼 밸브(14)를 통하여 방출할 수 있게 한다.

이를 위하여, 승강기의 구동축이 관통부(15)에 설치된다. 사용 후 연료를 원자로건물(1)에서 사용 후 연료 방출실(11)로 방출시, 관통부(15)는 원자로건물(1)의 내부에서 사용 후 연료 방출실(11)로 연결되어, 원자로건물(1)의 내부 기체를 사용 후 연료 방출실(11)로 유입할 수 있는 제2누설경로(L2)를 형성한다.

제1, 제2누설결로(L1, L2)로 방출되는 원자로건물(1) 내부의 기체는 사용 후 연료 방출실(11)의 수면에 압력으로 작용한다. 기체가 사용 후 연료 방출실(11)에 작용하는 범위에 의하여, 원자로건물(1)의 내부가 실질적으로 설정된다.

도 2는 본 발명의 일 실시예에 따른 원자로건물의 건전성 평가방법의 순서도이다.

도 1 및 도 2를 참조하면, 일 실시예의 원자로건물의 건전성 평가방법은 원자로건물(1) 내부에서 사용 후 연료 방출실(11)로의 누설 가능 경로를 설정하는 제1단계(ST1), 및 설정된 누설 가능 경로에 대하여 누설 평가하여 원자로건물(1)의 건전성을 평가하는 제2단계(ST2)를 포함한다.

일례로써, 제1단계(ST1)는 제1누설경로(L1)를 설정하는 제1-1단계(ST11), 및 제2누설경로(L2)를 설정하는 제1-2단계(ST12) 중 적어도 어느 하나를 누설 가능 경로로 설정한다. 제1누설경로(L1)는 볼 밸브(14)의 개방을 통하여 형성되고, 제2누설경로(L2)는 구동축과 관통부(15)의 축밀봉 한계에 의하여 형성된다.

제2단계(ST2)는 제1누설경로(L1)에 대하여 누설을 평가하는 제2-1단계(ST21) 및 제2누설경로(L2)에 대하여 누설을 평가하는 제2-2단계(ST22) 중 적어도 하나를 포함한다. 즉 제1, 제2누설경로(L1, L2) 중 적어도 하나에 대하여 누설을 평가하여 원자로건물(1)의 건전성을 평가한다.

제2-1단계(ST21)는 볼 밸브(14)의 개방을 통하여 형성되는 제1누설경로(L1)에 대하여 누설을 평가한다. 제2-2단계(ST22)는 구동축과 관통부(15)의 축밀봉 한계에 의하여 형성되는 제2누설경로(L2)에 대하여 누설을 평가한다.

또한, 제2-1단계(ST21)는 제1누설경로(L1)를 형성하는 배관 및 엘보우의 길이와 직경 및 밸브 종류 별로 압력손실을 평가하고, 평가한 각각의 압력손실로 제1누설경로(L1)의 누설을 평가한다. 이때, 제1누설경로(L1)의 압력손실은 배관 및 엘보우의 길이와 직경 및 밸브 종류별로 간략화 할 수 있다.

한편, 제2단계(ST2)는 압력경계가 되는 사용 후 연료 방출조의 수위로 수밀봉을 유지하는지 여부를 평가하는 제2-3단계(ST23)를 더 포함한다.

예를 들면, 제2-3단계(ST23)는, 사고로 원자로건물(1) 압력이 상승되면 제1누설경로(L1) 및 제2누설경로(L2) 중 적어도 어느 하나를 통하여 압력이 전달되어 사용 후 연료 방출실(11)의 압력이 상승되는 데, 이렇게 상승되는 압력에 의한 수위로 수밀봉 유지 여부를 평가한다.

또한, 제2-3단계(ST23)는 수밀봉 유지 평가시, 원자로건물(1)의 압력 최대상승사고를 입력으로 활용하여, 보수성을 크게 한다.

또한, 제2-3단계(ST23)는 수밀봉 유지 평가시, 원자로건물(1)의 압력과 사용 후 연료 방출실(11)의 압력변화를 시간대별로 평가하여, 사용 후 연료 방출조(11)의 수위 변화를 감시한다.

이와 같이, 일 실시예는 원자로건물(1)의 압력경계를 지속적으로 유지함으로써 원자로건물(1) 내의 방사능 물질이 외부로 누출되지 않음을 확인할 수 있는 정보를 제공할 수 있다.

이상을 통해 본 발명의 바람직한 실시예에 대하여 설명하였지만, 본 발명은 이에 한정되는 것이 아니고 특허청구범위와 발명의 상세한 설명 및 첨부한 도면의 범위 안에서 여러 가지로 변형하여 실시하는 것이 가능하고 이 또한 본 발명의 범위에 속하는 것은 당연하다.

1: 원자로건물
11: 사용 후 연료 방출실(discharge room)
12: 사용 후 연료 수용조(reception room)
13: 수송수로
14: (볼)밸브
15: 관통부
16: 연료 머신
17: 방출 포트 어셈블리
L1: 제1누설경로
L2: 제2누설경로

Claims

원자로건물 내부에 구비되는 사용 후 연료 방출실(discharge room)과 외부에 구비되는 사용 후 연료 수용조(reception room)를 수송수로로 연결하고,
상기 원자로건물과 상기 사용 후 연료 방출실의 경계에 밸브가 설치되어 사용 후 연료 방출시 개방되고, 상기 경계에 관통부가 구비되어 사용 후 연료를 승강시키는 승강기의 구동축이 설치되는 원자로건물에서,
상기 원자로건물 내부에서 상기 사용 후 연료 방출실로의 누설 가능 경로를 설정하는 제1단계; 및
설정된 상기 누설 가능 경로에 대하여 누설을 평가하는 제2단계
를 포함하는 원자로건물의 건전성 평가방법.
제1항에 있어서,
상기 제1단계는
상기 밸브의 개방을 통하여 형성되는 제1누설경로를 상기 누설 가능 경로로 설정하는 제1-1단계, 및
상기 구동축과 상기 관통부의 축밀봉 한계에 의하여 형성되는 제2누설경로를 상기 누설 가능 경로로 설정하는 제1-2단계
중 적어도 어느 하나를 포함하는 원자로건물의 건전성 평가방법.
제1항에 있어서,
상기 제2단계는
상기 밸브의 개방을 통하여 형성되는 제1누설경로에 대하여 누설을 평가하는 제2-1단계, 및
상기 구동축과 상기 관통부의 밀봉 한계에 의하여 형성되는 제2누설경로에 대하여 누설을 평가하는 제2-2단계
중 적어도 어느 하나를 포함하는 원자로건물의 건전성 평가방법.
제3항에 있어서,
상기 제2-1단계는
상기 제1누설경로를 형성하는 배관 및 엘보우의 길이와 직경 및 밸브 종류 별로 압력손실을 평가하는 단계, 및
평가한 각각의 압력손실로 상기 제1누설경로의 누설을 평가하는 단계
를 포함하는 원자로건물의 건전성 평가방법.
제3항에 있어서,
상기 제2단계는
사고로 상기 원자로건물 압력이 상승되면 상기 제1누설경로 및 상기 제2누설경로 중 적어도 어느 하나를 통하여 압력이 전달되어 사용 후 연료 방출실 압력이 상승되어
압력경계가 되는 사용 후 연료 방출조의 수위로 수밀봉을 유지하는지 평가하는 제2-3단계
를 더 포함하는 원자로건물의 건전성 평가방법.
제5항에 있어서,
상기 제2-3단계는,
수밀봉 유지 평가시, 상기 원자로건물의 압력 최대상승사고를 입력으로 활용하는 원자로건물의 건전성 평가방법.
제5항에 있어서,
상기 제2-3단계는
수밀봉 유지 평가시, 상기 원자로건물의 압력과 상기 사용 후 연료 방출실의 압력변화를 시간대별로 평가하여,
상기 사용 후 연료 방출조의 수위 변화를 감시하는 원자로건물의 건전성 평가방법.
원자로건물과 사용 후 연료 방출실의 경계에 설치되는 밸브의 개방을 통하여 형성되는 제1누설경로를 누설 가능 경로로 설정하는 제1-1단계와, 상기 경계의 관통부에 설치되어 사용 후 연료를 승강시키는 승강기의 구동축과 상기 관통부의 축밀봉 한계에 의하여 형성되는 제2누설경로를 누설 가능 경로로 설정하는 제1-2단계 중 적어도 어느 하나를 포함하는 제1단계; 및
상기 밸브의 개방을 통하여 형성되는 제1누설경로에 대하여 누설을 평가하는 제2-1단계와, 상기 구동축과 상기 관통부의 밀봉 한계에 의하여 형성되는 제2누설경로에 대하여 누설을 평가하는 제2-2단계 중 적어도 어느 하나를 포함하는 제2단계
를 포함하는 원자로건물의 건전성 평가방법.
제8항에 있어서,
상기 제2단계는
사고로 상기 원자로건물 압력이 상승되면 상기 제1누설경로 및 상기 제2누설경로 중 적어도 어느 하나를 통하여 압력이 전달되어 상기 사용 후 연료 방출실 압력이 상승되어
압력경계가 되는 사용 후 연료 방출조의 수위로 수밀봉을 유지하는지 평가하는 제2-3단계
를 더 포함하는 원자로건물의 건전성 평가방법.