KR20210055889A - 중수로 소형 냉각재 상실사고로 인해 발생한 중대사고 영향 평가 시스템 및 방법 - Google Patents

중수로 소형 냉각재 상실사고로 인해 발생한 중대사고 영향 평가 시스템 및 방법 Download PDF

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Abstract

본 발명은 냉각재 상실사고로 인해 발생한 중대사고 영향 평가 시스템에 있어서, 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 안전계통 설비의 작동여부에 따른 조건을 반영하는 조건 설정부; 상기 조건이 반영된 상기 노심 모델에서 냉각재 상실사고가 발생하는 경우 상기 중수로 원전의 계통 또는 설비의 고장에 의한 영향을 평가하는 평가부를 포함하여, 각 계통의 동작여부에 따른 영향을 평가할 수 있으며, 평가 결과를 중대사고 완화 지침에 반영함으로써 설비의 안정성을 확보할 수 있는 것을 특징으로 한다.

Description

중수로 소형 냉각재 상실사고로 인해 발생한 중대사고 영향 평가 시스템 및 방법{SYSTEM AND METHOD FOR EVALUATING THE SEVERE ACCIDENTS CAUSED BY SMALL LOSS OF COOLANT ACCIDENT IN CANDU}
본 발명은 사고가 발생하여 안전계통이 동작 또는 미 동작하는 경우의 영향을 평가하는 시스템 및 방법에 관한 것이다.
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.
냉각재 상실사고(loss-of-coolant accident, LOCA)는 원자로에서 발생하는 사고 중 하나로, 원자로에 냉각재를 공급하는 원자로냉각재계통 등의 파손에 의해서 냉각재가 노심에서 상실되면서 생기는 원자로의 사고이다. 냉각재가 상실되면 노심이 과열되어 용융되거나 반응도가 상승하여 폭주하는 등의 현상이 일어날 수 있다.
소형 냉각재 상실사고는 도 2의 원자로냉각재계통(PHTS) Loop 1의 원자로 입구모관(RIH) 2.5%(0.005327 m2) 파손으로 시작되며, 증기발생기급수계통과 칼란드리아를 포함한 주요 계통의 냉각장치, 즉 비상노심냉각계통, 감속재냉각계통, 종단차폐 냉각계통, 증기발생기 이차측을 통한 급속냉각, 보조급수계통, 지역공기냉각기 등이 작동되지 않아 결국 노심 및 원자로 건물이 손상되는 사고이다.
정상적인 동작상태에서는 일차측 급속냉각이 일어난다. 일차측 급속냉각이란 소형 냉각재 상실사고가 발생한 후 주증기 안전밸브를 개방하여 원자로 냉각재계통을 급속히 냉각 및 감압시키는 과정이다. 일차측 급속냉각 운전을 통해 일차측 압력을 낮추면 안전주입탱크 및 중압, 저압안전주입계통을 통해 원자로 냉각재를 보충할 수 있다.
그러나, 소형 냉각재 상실사고가 발생하면 입구 모관이 파손되고, 파단 부위를 통해 냉각재는 지속적으로 방출된다. 냉각재 방출로 인해 일차측 냉각재가 고갈되어 일차측 급속냉각이 일어나지 않고, 증기발생기 급수(주급수/보조급수)가 중단된다. 또한 그 후 증기발생기의 이차측 냉각재도 고갈된다. 냉각재의 순차적 고갈이 일어나면서 일차측 압력이 증가하고, 냉각재 상실로 인하여 노심이 노출된다. 일차계통의 과압으로 인하여 연료관이 손상된다. 이때, 연료관의 손상과 함께 칼란드리아의 파열판도 손상된다. 이로 인해 칼란드리아 내 감속재의 열적여유도가 감소하고, 감속재의 수위가 감소하면서 노심손상이 진행되어 중대사고로 발전할 수 있다.
따라서, 소형 냉각재 상실사고로 인한 중대사고를 방지하기 위해서는 입구 모관이 파손된 직후 짧은 시간 내에 이차측을 통해 일차측의 압력을 급격히 낮춘 후 안전주입탱크 및 저압안전주입계통을 통해 원자로 냉각재를 보충함으로써 노심손상을 방지할 수 있다.
그러나, 기본 사고경위에서는 운전원의 복구조치가 없기 때문에 소형냉각재 상실사고에 의한 중대사고의 진전을 막지 못하고, 칼란드리아 내의 감속재 고갈, 원자로 건물 파손, 그리고 칼란드리아 용기 파손이 순차적으로 일어난다.
관련 종래기술 한국등록특허 제10-0719908호(이하, ‘선행특허’라 약칭한다)는 정지 및 저출력운전으로 인해 원자로 냉각재 상실사고가 발생하는 경우에 발전소가 원활히 운전되도록 하기 위한 발명이다. 선행특허는 비정상 대응지침서 및 노심비 등의 방지를 위한 지침서를 개발하여 발전소에 적용하는 방법을 개시한다.
그러나, 중수로 노심손상빈도가 큰 소형냉각재 상실사고에 의해 안전계통의 일부가 미 동작하는 상황에서 중대사고가 진정되는 경우를 평가하는 영향 평가 방법 및 결과는 제시되지 않았다.
따라서 본 출원인은 노심손상빈도가 큰 소형냉각재 상실사고에 의한 중대사고 영향을 평가함에 있어 각 계통의 기능 유지 또는 실패를 반영하여 중대사고 진전방향을 파악하는 방법을 연구 개발을 진행하였다. 또한, 본 출원인은 소형냉각재 상실사고 발생으로 인해 중대사고가 발생될 때를 최초로 평가하였으며, 각 계통 동작에 의한 영향까지도 상세하게 분석하여 제시하였다.
한국등록특허 제10-0719908호
본 발명은 종래의 노심손상빈도가 큰 소형냉각재 상실사고 발생 시 노심에 냉각재가 충전되지 못하여 중대사고가 발생하는 경우를 최초로 평가한다. 소형냉각재 상실사고로 인해 증기발생기 급속 냉각, 비상노심주입, 지역공기냉각기, 살수, 차폐냉각계통, 그리고 증기발생기 보조급수 등 각 계통의 동작 또는 미 동작하는 경우에 발생하는 중대사고를 평가하는 방법을 제공하고자 한다.
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 안전계통 설비의 작동여부에 따른 조건을 반영하는 조건 설정부; 상기 조건이 반영된 상기 노심 모델에서 냉각재 상실사고가 발생하는 경우 상기 중수로 원전의 계통 또는 설비의 고장에 의한 영향을 평가하는 평가부를 포함하는 것을 일 특징으로 한다.
바람직하게, 상기 중수로 안전계통 설비는, 증기발생기, 보조 증기발생기, 비상 노심 주입기, 지역공기 냉각기, 살수기 또는 차폐냉각계통 중 적어도 어느 하나를 포함하는 것을 특징으로 한다.
또한, 상기 목적을 달성하기 위하여 본 발명은, 냉각재 상실 사고로 인해 발생한 중대사고 영향 평가 방법에 있어서, (a)중수로형 원전의 일차계통(PHTS)의 구성과 증기발생기의 배치를 모델링하여 원전 모델을 생성하는 구성 단계; (b)상기 원전 모델에 구비되는 노심 및 상기 노심에 구비되는 복수 개의 수평 연료관의 개수 또는 위치를 설정하여 노심 모델을 생성하는 노심 모델링 단계; (c)상기 노심 모델에 복수개의 중수로 안전계통 설비의 작동여부에 따른 조건을 반영하는 조건 설정 단계; (d)상기 조건이 반영된 상기 노심 모델에서 냉각재 상실사고가 발생하는 경우 상기 중수로 원전의 계통 또는 설비의 고장에 의한 영향을 평가하는 단계를 포함하는 것을 다른 특징으로 한다.
본 발명에 따르면, 소형냉각재 상실사고가 중대사고로 진전되는 경우, 중대사고를 방지하기 위해 사고가 진전함에 따라 사용할 수 있는 증기발생기 급속 냉각, 비상노심 주입, 지역 공기냉각기, 살수, 차폐냉각계통, 그리고 증기발생기 보조급수 등 각 계통의 동작 또는 미 동작 상황에 따른 영향을 평가할 수 있는 시스템 및 방법을 제공한다. 또한, 평가 결과를 중대사고 완화 지침에 반영하여 소형냉각재 상실사고가 발생하는 경우에도 설비의 안정성을 확보할 수 있고, 중수로 원전의 계속운전 인허가 평가 시에 제출함으로써 인허가를 받는 데에 기여할 수 있는 장점을 갖는다.
도 1은 본 발명의 실시예에 따른 냉각재 상실사고로 인해 발생한 중대사고 영향 평가 시스템의 구성도를 나타낸다.
도 2는 본 발명의 실시예에 따른 중수로 냉각재계통의 개략도를 나타낸다.
도 3은 본 발명의 실험례로서, 냉각재 상실사고로 인해 발생한 중대사고에 의해 각 계통의 기능의 유지 또는 실패 여부에 따른 중대사고의 진전 상태를 평가방법론을 표로 나타낸다.
도 4는 발명의 실시예에 따른 냉각재 상실사고로 인해 발생한 중대사고 영향 평가 과정을 나타낸다.
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.
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.
도 1은 본 발명의 실시예에 따른 사고로 인해 발생한 중대사고 영향 평가 시스템(1)의 구성도를 나타낸다. 중수로 원전은 냉각재가 상실되면 이후 중대사고로 발전할 수 있는 위험이 있다. 이에 중대사고 영향 평가 시스템(1)은 냉각재 상실로 인한 중대사고 발생시 영향받을 수 있는 조건으로서 원전의 안전계통 설비의 작동여부에 따라 원전 설비에 미치는 영향을 평가한다. 중대사고 영향 평가 시스템(1)은 ISAAC 모델을 이용하여 냉각재가 상실되는 사고를 모의할 수 있다.
도 1을 참조하면, 중대사고 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.
구성 모델링부(11)는 중수로형 원전의 일차계통(PHTS)의 구성과 증기발생기의 배치를 모델링하여 원전 모델을 생성할 수 있다.
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 ISAAC을 이용해 대표 수평 연료관의 개수 및 위치를 정의할 수 있다. 수평 연료관은 상하 구성으로서 A부터 W까지 22개, 좌우 구성으로서 1부터 22까지 역시 22개로 구분할 수 있다. 본 발명의 실시예에 따르면, 각 폐회로의 연료관이 190개인 경우, Loop #1에서 높이별로 6개와 동일한 높이에서 3개로 구분하여 모두 18개를 대표 연료관을 모의할 수 있다. 이렇게 모의된 수평 연료관 구성이 실제 수평 연료관의 출력 분포를 반영하도록 할 수 있다. 즉, 중앙 쪽에 위치하는 채널(#1, #4, #7, #10, #13, #16)을 고출력 채널로 설정하고, 가장자리에 위치하는 채널(#3, #6, #9, #12, #15, #18)을 저출력 채널로 설정하며, 나머지는 중간 출력을 내는 채널로 배정하여 해당되는 채널 개수를 지정하였다.
조건 설정부(15)는 노심 모델에 복수개의 중수로 안전계통 설비의 작동여부에 따른 조건을 반영할 수 있다. 중수로 안전계통 설비는, 증기발생기, 보조 증기발생기, 비상 노심 주입기, 지역공기 냉각기, 살수기 또는 차폐냉각계통 중 적어도 어느 하나를 포함하여 각 설비가 동작하는지 여부에 따른 조건을 생성할 수 있다. 즉, 각 설비의 작동에 따른 다양한 시나리오 설정이 가능하다.
본 발명의 실시예에 따르면, 냉각재 상실사고는 PL에서 분석된 7개(cases SLO-A, SLO-A1, SLO-B1, SLO-B2, SLO-C1, SLO-E1, SLO-E2), 월성1호기에서 빈도가 높은 4개(cases SLO-D1, SLO-D2, SLO-D3, SLO-D4), 그리고 민감도 분석 사고경위 1개(case SLO-F1) 등 모두 12개의 시나리오로 진행하였다.
평가부(17)는 조건이 반영된 노심 모델에서 냉각재 상실사고가 발생하는 경우 중수로 원전의 계통 또는 설비의 고장에 의한 영향을 평가할 수 있다.
도 2는 본 발명의 실시예에 따른 중수로 냉각재계통의 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. ISAAC은 PHTS 및 관련 계통들을 코드에 내장하고 있어 사용자가 별도의 노력 없이 PHTS를 모의할 수 있으나, 사용자 필요에 따라 임의로 변경할 수는 없다.
그러나, 노심의 수평 연료관 형상은 사용자가 필요에 따라 설정가능하다. PHTS에서의 열수력 거동은 질량 및 에너지 보존식에 따라 예측되며, 운동량 방정식이 고려되지 않으므로 PHTS 내부의 압력은 각 폐회로에서 단일값을 갖는다. PHTS 폐회로의 평균 기포율이 일정값(기본값은 0.5 사용)보다 높아지면 냉각수와 수증기를 분리하여 냉각수 질량에 따라 수위를 계산하고 수위에 따라 PHTS 형상을 고려하여 다중 냉각수 풀을 구성하고 추적한다. 본 발명에 따른 일 실시예로, 수위가 입출구모관보다 낮아지면 각 수평 연료관마다 독립적인 냉각수 풀이 형성되어 노심 수위는 연결된 공급배관의 높이에 따른 냉각수량에 따라 결정될 수 있다. 한편, 증기발생기는 각 폐회로당 2개씩 모두 4개가 독립적으로 모의되며, 각 증기발생기는 증기모관(steam header)를 통해 터빈으로 연결된다.
도 3은 본 발명의 실험례로서, 냉각재 상실사고로 인해 발생한 중대사고에 의해 각 계통의 기능의 유지 또는 실패 여부에 따른 중대사고의 진전 상태를 평가방법론을 표로 나타낸 것이다. SLO-A는 원자로 기본 사고경위 시나리오로서, 냉각재 및 원자로 건물 안전계통과 증기발생기 급수계통 모두가 가용되지 않고 원자로 건물 파손압력이 426 kPa(a)로 설정되었다. SLO-A1는 원자로 건물 파손압력이 358 kPa(a)로 설정된 경우로서, 사고 진행 과정 대부분은 426 kPa(a)로 설정된 기본 사고경위 시나리오인 SLO-A와 유사하다. 다만, 원자로 건물의 파손압력이 달라 원자로 건물이 파손되는 시점이 빠르다. 원자로 건물 파손이 SLO-A에서는 63,412초에 발생하나, SLO-A1의 경우 50,795초에 발생한다
SLO-B1은 기본 사고경위에 비하여 증기발생기 이차측을 통한 급속냉각 및 지역공기 냉각기가 가용된 경우이다. 칼란드리아는 기본 사고 경위와 유사한 시간대에 파손되고 원자로격실은 약간 빨리 파손된다. 다만, 지역공기 냉각기의 영향으로 원자로 건물이 파손되는 기본 사고경위와 달리 원자로 건물의 건전성이 유지할 수 있다
SLO-B2는 대부분이 SLO-B1과 동일하나, 원자로 건물 파손 압력을 358 kPa(a)로 다르게 설정되었다. 파손 압력의 차이로 인해 노심 노출, 압력관 파손 등은 시간적으로 상당히 지연되나. 파손 이후에 사고가 진행되는 동안에 원자로 건물 파손압력 358 kPa(a) 이하를 유지한다는 측면에서 SLO-B1과 동일하다.
SLO-C1는 기본 사고경위 SLO-A에 비하여 증기발생기 이차측을 통한 급속냉각, 지역공기냉각기 및 보조급수 계통을 가용한 경우이다. 노심, 칼란드리아, 원자로 건물 파손을 유발하는 SLO-A와 달리 급속냉각, 지역공기냉각기 및 보조급수 계통을 가용하면 원자로 건물의 건전성을 유지할 수 있다.
SLO-D1은 SLO-B1에 비하여 증기발생기 이차측을 통한 급속냉각, 지역공기냉각기, 및 종단차폐 냉각계통이 가용된 경우이다. SLO-B1에 비하여 칼란드리아, 및 원자로격실 파손시점을 상당히 지연시키지만 이를 방지할 수 없고 적어도 원자로 건물을 건전하게 유지한다는 점에서 SLO-B1과 유사하다.
SLO-D2는 SLO-B1에 비하여 종단차폐 냉각계통 및 보조급수가 가용된 경우이다. SLO-B1에 비하여 칼란드리아 감속재 고갈을 상당히 지연시키며, SLO-B1와 마찬가지로 원자로 건물의 건전성을 유지할 수 있다. 또한, 추가적으로 칼란드리아 및 원자로격실의 건전성도 유지할 수 있다.
SLO-D3는 SLO-B1에 비하여 종단차폐 냉각계통을 가용하였으나 PHTS 격리 및 지역공기냉각기가 가용하지 않은 경우이다. 칼란드리아 감속재 고갈을 약간 지연시키며 원자로 건물 건전성을 유지할 수 있다는 점에서는 SLO-B1와 유사하다. 그러나 추가적으로 칼란드리아 및 원자로격실의 건전성도 유지할 수 있다는 점에서 SLO-B1과 차이가 있다.
SLO-D4는 SLO-B1에 비하여 종단차폐 냉각계통이 가용되었으나, 증기발생기 이차측을 통한 급속냉각은 가용하지 않은 경우이다. 칼란드리아 감속재 고갈시점과 원자로 건물 건전성 유지 측면에서는 SLO-B1과 유사하다. 그러나 칼란드리아 및 원자로격실 파손시점을 상당히 지연시키는 점에서는 차이가 있다.
SLO-E1은 기본 사고경위 SLO-A에 비하여 증기발생기 이차측을 통한 급속냉각 및 고압/중압 비상노심냉각계통이 가용된 경우이다. 기본 사고경위에 비하여 칼란드리아 감속재 고갈시점, 칼란드리아, 원자로 건물 및 원자로격실 파손시점이 상당히 지연된다. SLO-E1의 경우 69,376초에 원자로 건물이 파손된다. 다만, SLO-A와 마찬가지로 이들의 파손은 방지할 수 없다.
SLO-E2는 기본 사고경위 SLO-A에 비하여 증기발생기 이차측을 통한 급속냉각, 고압/중압 비상노심냉각계통 및 보조급수가 가용된 경우이다. 기본 사고경위에 비하여 칼란드리아 감속재 고갈이 발생하지 않으며, SLO-A와 달리 칼란드리아, 원자로 건물, 그리고 원자로격실의 건전성이 유지된다.
SLO-F1은 기본 사고경위 SLO-A에 비하여 증기발생기 이차측을 통한 급속냉각, 고압/중압 비상노심냉각계통, 그리고 지역 공기냉각기가 가용된 경우이다. 원자로격실의 파손시점은 SLO-A와 유사한 반면, 칼란드리아 감속재 고갈 및 파손시점을 상당히 지연시키며 SLO-A와 달리 원자로 건물 건전성이 유지된다.
도 4는 발명의 실시예에 따른 냉각재 상실사고로 인해 발생한 중대사고 영향 평가 과정을 나타낸다. 중대사고 영향 평가 시스템(1)은 냉각재 상실 사고로 인해 중대사고가 발생하는 경우 HTS 및 증기발생기 구성을 설계하는 (a)단계, 노심 모델을 생성하는 (b)단계, 조건을 설정하는 (c)단계, 고장에 의한 영향을 평가하는 (d)단계를 포함함으로써 냉각재 상실에 따른 중대사고의 영향을 평가할 수 있다.
(a)단계는 중수로형 원전의 일차계통(PHTS)의 구성과 증기발생기의 배치를 모델링하여 원전 모델을 생성하는 단계를 의미한다. (b)단계는 원전 모델에 구비되는 노심 및 상기 노심에 구비되는 복수 개의 수평 연료관의 개수 또는 위치를 설정하여 노심 모델을 생성하는 단계를 의미한다. (c)단계는 노심 모델에 복수개의 중수로 안전계통 설비의 작동여부에 따른 조건을 반영하는 단계를 의미한다. (d)단계는 조건이 반영된 상기 노심 모델에서 냉각재 상실사고가 발생하는 경우 상기 중수로 원전의 계통 또는 설비의 고장에 의한 영향을 평가하는 단계를 의미한다. (a) 내지 (d)단계는 전술한 동작시간 산출 시스템(1)의 실시예에서 수행되는 과정을 나타낸 것으로 각 단계의 의미와 의의를 전술한 바, 중복 설명은 생략한다.
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.
1 : 중대사고 영향 평가 시스템
11 : 구성 모델링부
13 : 노심 모델링부
15 : 조건 설정부
17 : 평가부

Claims (3)

  1. 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 안전계통 설비의 작동여부에 따른 조건을 반영하는 조건 설정부;
    상기 조건이 반영된 상기 노심 모델에서 냉각재 상실사고가 발생하는 경우 상기 중수로 원전의 계통 또는 설비의 고장에 의한 영향을 평가하는 평가부를 포함하는 냉각재 상실사고로 인해 발생한 중대사고 영향 평가 시스템.
  2. 제 1 항에 있어서,
    상기 중수로 안전계통 설비는,
    증기발생기, 보조 증기발생기, 비상 노심 주입기, 지역공기 냉각기, 살수기 또는 차폐냉각계통 중 적어도 어느 하나를 포함하는 것을 특징으로 하는 중대사고 영향 평가 시스템.
  3. 냉각재 상실 사고로 인해 발생한 중대사고 영향 평가 방법에 있어서,
    (a)중수로형 원전의 일차계통(PHTS)의 구성과 증기발생기의 배치를 모델링하여 원전 모델을 생성하는 구성 단계;
    (b)상기 원전 모델에 구비되는 노심 및 상기 노심에 구비되는 복수 개의 수평 연료관의 개수 또는 위치를 설정하여 노심 모델을 생성하는 노심 모델링 단계;
    (c)상기 노심 모델에 복수개의 중수로 안전계통 설비의 작동여부에 따른 조건을 반영하는 조건 설정 단계;
    (d)상기 조건이 반영된 상기 노심 모델에서 냉각재 상실사고가 발생하는 경우 상기 중수로 원전의 계통 또는 설비의 고장에 의한 영향을 평가하는 단계를 포함하는 냉각재 상실사고로 인해 발생한 중대사고 영향 평가 방법.
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