KR20220086153A - 1차원 중대사고 분석 코드를 활용하여 격납건물 내 중대사고 시 수소위협을 판단하는 방법 - Google Patents
1차원 중대사고 분석 코드를 활용하여 격납건물 내 중대사고 시 수소위협을 판단하는 방법 Download PDFInfo
- Publication number
- KR20220086153A KR20220086153A KR1020200176340A KR20200176340A KR20220086153A KR 20220086153 A KR20220086153 A KR 20220086153A KR 1020200176340 A KR1020200176340 A KR 1020200176340A KR 20200176340 A KR20200176340 A KR 20200176340A KR 20220086153 A KR20220086153 A KR 20220086153A
- Authority
- KR
- South Korea
- Prior art keywords
- hydrogen concentration
- hydrogen
- threat
- standard
- compartment
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D3/00—Control of nuclear power plant
- G21D3/04—Safety arrangements
-
- G—PHYSICS
- G05—CONTROLLING; REGULATING
- G05B—CONTROL OR REGULATING SYSTEMS IN GENERAL; FUNCTIONAL ELEMENTS OF SUCH SYSTEMS; MONITORING OR TESTING ARRANGEMENTS FOR SUCH SYSTEMS OR ELEMENTS
- G05B23/00—Testing or monitoring of control systems or parts thereof
- G05B23/02—Electric testing or monitoring
- G05B23/0205—Electric testing or monitoring by means of a monitoring system capable of detecting and responding to faults
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
- G21C9/001—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices against explosions, e.g. blast shields
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- General Physics & Mathematics (AREA)
- Automation & Control Theory (AREA)
- Business, Economics & Management (AREA)
- Emergency Management (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
본 발명은 1차원 중대사고 분석 코드를 활용하여 격납건물 내 중대사고 시 수소위협을 판단하는 방법에 관한 것으로, 중대사고 전산해석 코드에 분석 대상 원전과 사고 시나리오를 입력 하여 상기 격납건물 내에 위치하는 격실 별 수소농도와 상기 격납건물의 평균 수소농도를 도출하는 단계; 및 상기 격실 별 수소농도에 대한 제1수소농도 기준과 상기 격납건물의 평균 수소농도에 대한 제2수소농도 기준을 이용해 수소위협 여부를 판단하는 단계를 포함한다.
Description
본 발명은 객관적인 평가가 가능한 1차원 중대사고 분석 코드를 활용하여 격납건물 내 중대사고 시 수소위협을 판단하는 방법에 관한 것이다.
원자력 발전소에서는 노심이 용융되는 중대사고에 대한 대비가 필요하다.
중대사고 시에는 수소가 축적되어 수소농도가 높아지고 이로 인해 수소폭발의 가능성이 있다.
따라서 중대사고 시에 수소폭발 가능성, 즉 수소위협의 여부에 대한 평가가 중요하다.
종래의 수소위협 평가 방법은 분석자마다 판단방법이 달라 인적오류가 발생할 가능성이 높았다. 또한 균일하지 않은 평가 방법으로 인해 평가 방법의 검증 시에 많은 비용이 소요되는 문제가 있다.
따라서 본 발명의 목적은 객관적인 평가가 가능한 1차원 중대사고 분석 코드를 활용하여 격납건물 내 중대사고 시 수소위협을 판단하는 방법을 제공하는 것이다.
상기 본 발명의 목적은 1차원 중대사고 분석 코드를 활용하여 격납건물 내 중대사고 시 수소위협을 판단하는 방법에 있어서, 중대사고 전산해석 코드에 분석 대상 원전과 사고 시나리오를 입력 하여 상기 격납건물 내에 위치하는 격실 별 수소농도와 상기 격납건물의 평균 수소농도를 도출하는 단계; 및 상기 격실 별 수소농도에 대한 제1수소농도 기준과 상기 격납건물의 평균 수소농도에 대한 제2수소농도 기준을 이용해 수소위협 여부를 판단하는 단계를 포함하는 것에 의해 달성된다.
상기 제1수소농도 기준과 상기 제2수소농도 기준은 동일할 수 있다.
상기 수소위협 여부의 판단은, 상기 격실 별 수소농도가 상기 제1수소농도 기준보다 높은지를 판단하는 단계와; 상기 격실 별 수소농도가 상기 제1수소농도 기준보다 높으면 상기 격납건물의 평균 수소농도가 상기 제2수소농도 기준보다 높은지를 판단하는 단계를 포함할 수 있다.
상기 수소위협 여부의 판단은, 상기 격실 별 수소농도가 상기 제1수소농도 기준보다 높고 상기 격납건물의 평균 수소농도가 상기 제2수소농도 기준보다 높은 것으로 판단되면 수소위협이 존재하는 것으로 판단할 수 있다.
상기 수소위협 여부의 판단은, 상기 격실 별 수소농도가 상기 제1수소농도 기준보다 낮거나 상기 격납건물의 평균 수소농도가 상기 제2수소농도 기준보다 낮은 것으로 판단되면 화염가속지수와 연소폭발천이지수를 도출하는 단계를 더 포함할 수 있다.
상기 수소위협 여부의 판단은, 상기 화염가속지수 및 상기 연소폭발천이지수가 모두 소정기준 이상이면 수소위협이 존재하는 것으로 판단하는 단계를 더 포함할 수 있다.
본 발명에 따르면 객관적인 평가가 1차원 중대사고 분석 코드를 활용하여 가능한 격납건물 내 중대사고 시 수소위협을 판단하는 방법이 제공된다.
도 1은 본 발명의 일실시예에 따른 수소위협 판단 방법의 순서도이다.
본 발명에서는 분석하고자 하는 원전에 대한 정보와 사고 시나리오를 중대사고 전산해석 코드에 입력한다.
전산해석 코드의 전산해석에 의해 격납건물 내에 위치하는 격실 별 수소농도와 격납건물의 평균 수소농도가 도출된다.
본 발명에서는 격실 별 수소농도에 대해 먼저 판단한 후 격납건물의 평균 수소농도에 대해 판단한다. 현재 규제요건에서는 격납건물의 평균 수소농도에 대해 규정하고 있으며 추가적으로 국부적인 수소농도의 상승에 대해서도 규정하고 있다. 따라서 격실 별 수소농도를 모두 만족하면 평균 수소 농도 역시 만족하게 된다.
수소농도의 판단은 제1수소농도 기준과 제2수소농도 기준을 설정하여 판단한다. 제1수소농도 기준과 제2수소농도 기준은 같거나 다를 수 있다.
본 발명에서 수소위협이 있다고 판단하는 경우는 다음 3가지이다.
(1) 격실 별 수소농도가 제1수소농도 기준보다 높고 격납건물의 평균 수소농도가 제2수소농도 기준보다 높은 것으로 판단되는 경우
(2) 격실 별 수소농도가 제1수소농도 기준보다 낮으면서 화염가속지수와 연소폭발천이지수가 소정기준 이상 이상인 경우
(3) 격실 별 수소농도가 제1수소농도 기준보다 높으나 격납건물의 평균 수소농도가 제2수소농도 기준보다 낮으면서 화염가속지수와 연소폭발천이지수가 소정기준 이상 이상인 경우
위와 같은 판단방법에 따르면 평가 절차를 표준화할 수 있어 평가 결과의 객관성을 높일 수 있다. 또한 표준화된 평가 방법론을 사용하기 때문에 평가에 소요되는 비용을 절감할 수 있으며, 검증에 소요되는 비용 역시 절감할 수 있다.
본 발명의 방법은 컴퓨터를 이용하여 수행될 수 있다.
이하 도면을 참조하여 본 발명을 상세히 설명한다. 도 1은 본 발명의 일실시예에 따른 수소위협 판단 방법의 순서도이다.
먼저 중대사고 분석 대상을 선정한다(S100). 분석 대상은 특정 원전과 사고 시나리오를 포함한다. 분석 대상이 되는 원전은 사용자가 분석이 필요한 대상으로 선정한다. 사고 시나리오는 확률론적 안전성 평가나 공학적 판단에 의거하여 선정한다. 사고 시나리오는 안전주입계통, 살수계통, 잔열제거계통 등 원전에 존재하는 안전설비 들의 가용여부에 따라 선정될 수 있다.
이후 중대사고 전산해석 입력을 작성한다(S200). 이 단계에서는 대상원전과 사고 시나리오를 기반으로 전산해석 입력을 작성한다. 원전 설계정보에 대한 입력 파일을 작성하고, 선정된 사고 시나리오에 따라 설비의 온/오프 시점을 입력한다. 이 단계에서는 MAAP나 MELCOR와 같은 원전 중대사고 전산해석 코드에 입력가능한 형태로 작성한다.
다음으로 전산해석을 시행하고 결과를 도출한다(S300). 마련된 입력파일을 중대사고 전산해석 코드에 입력 후 분석을 수행한다.
전산해석에 의해 격납건물의 평균 대기조성과 격실별 기체의 농도가 얻어진다(S400). 격납건물 평균 대기조성은 격실별로 도출된 각 기체의 농도를 평균하여 격납건물 총 체적에 대한 평균값을 도출하여 얻을 수 있다.
이하는 수소위협의 여부를 판단하는 단계이다.
먼저, 각 격실별 수소농도가 10%를 넘는지 판단한다(S501). 10%는 제1수소농도 기준으로 규제기관의 지침을 따른 것이며, 다른 실시예에서는 변경될 수 있다.
중대사고 전산해석 코드에서는 격납건물 내부를 여러 격실로 나누어 분석하는데, 격실별 수소농도는 각 격실의 수소농도 데이터를 의미한다.
각 격실별 수소농도가 10%이상이라면 격납건물 내 평균 수소농도가 10%를 넘는지 판단한다(S502). 10%는 제2수소농도 기준으로 역시 규제기관의 지침을 따른 것이다. 다른 실시예에서는 변경될 수 있으며, 제1수소농도 기준과 제2수소농도 기준은 상이할 수 있다.
격납건물 내 평균 수소농도 역시 10%를 넘는 것으로 판단되면 수소위협이 존재하는 것을 판단한다(S503).
(1) 각 격실별 수소농도가 10%를 넘지 않거나 (2) 각 격실별 수소농도가 10%를 넘으나 격납건물 내 평균 수소농도가 10%를 넘지 않으면 화염가속지수 및 연소폭발천이 평가를 수행한다(S504). 화염가속지수 및 연소폭발천이지수는 중대사고 전산해석 코드의 분석 결과에서 얻은 각 격실별 온도, 압력, 농도 데이터 등을 계산 수식에 대입하여 얻을 수 있다.
먼저 화염가속지수가 1.0이상인지를 판단한다(S505).
화염가속지수는 다음과 같은 방정식을 통해 계산할 수 있으며 해당 값이 1 이하면 화염가속이 발생하지 않는다.
여기서, σ: 연소전후의 반응물과 생성물의 밀도비(또는 부피팽창율, Expansion Ratio)로서 평균 수소농도(), 수증기농도(), 산소농도() 및 온도(T)의 함수, σcritical : 임계 밀도비로서 평균 수소농도, 산소농도 및 온도의 함수이다.
화염가속지수가 1.0이상이면 연소폭발천이지수가 1.0이상인지를 판단한다(S506).
연소폭발천이지수는 다음의 식을 이용하여 계산이 가능하며 1.0이하일 경우 연소폭발천이가 발생하지 않는다.
여기서, L은 격실의 특성길이를 의미하며, λ는 폭발셀 크기로 실험상관식(예: Function B67p)을 이용하여 계산한다.
화염가속지수 및 연속폭발천이지수의 기준은 규제기관의 규제지침을 활용할 수 있다. 화염가속지수 및 연속폭발천이지수의 판단기준은 변경될 수 있다.
화염가속지수가 1.0을 넘지 않거나, 화염가속지수가 1.0을 넘어도 연속폭발지수가 1.0을 넘지 않으면 수소위협에 대해 안전한 것으로 판단한다(S507).
반면 화염가속지수와 연속폭발천이지수가 모두 1.0을 넘는다면, 수소위협이 존재하는 것으로 판단한다(S503).
전술한 실시예들은 본 발명을 설명하기 위한 예시로서, 본 발명이 이에 한정되는 것은 아니다. 본 발명이 속하는 기술분야에서 통상의 지식을 가진 자라면 이로부터 다양하게 변형하여 본 발명을 실시하는 것이 가능할 것이므로, 본 발명의 기술적 보호범위는 첨부된 특허청구범위에 의해 정해져야 할 것이다.
Claims (6)
1차원 중대사고 분석 코드를 활용하여 격납건물 내 중대사고 시 수소위협을 판단하는 방법에 있어서,
중대사고 전산해석 코드에 분석 대상 원전과 사고 시나리오를 입력 하여 상기 격납건물 내에 위치하는 격실 별 수소농도와 상기 격납건물의 평균 수소농도를 도출하는 단계; 및
상기 격실 별 수소농도에 대한 제1수소농도 기준과 상기 격납건물의 평균 수소농도에 대한 제2수소농도 기준을 이용해 수소위협 여부를 판단하는 단계를 포함하는 방법.
중대사고 전산해석 코드에 분석 대상 원전과 사고 시나리오를 입력 하여 상기 격납건물 내에 위치하는 격실 별 수소농도와 상기 격납건물의 평균 수소농도를 도출하는 단계; 및
상기 격실 별 수소농도에 대한 제1수소농도 기준과 상기 격납건물의 평균 수소농도에 대한 제2수소농도 기준을 이용해 수소위협 여부를 판단하는 단계를 포함하는 방법.
제1항에 있어서,
상기 제1수소농도 기준과 상기 제2수소농도 기준은 동일한 방법.
상기 제1수소농도 기준과 상기 제2수소농도 기준은 동일한 방법.
제2항에 있어서,
상기 수소위협 여부의 판단은,
상기 격실 별 수소농도가 상기 제1수소농도 기준보다 높은지를 판단하는 단계와;
상기 격실 별 수소농도가 상기 제1수소농도 기준보다 높으면 상기 격납건물의 평균 수소농도가 상기 제2수소농도 기준보다 높은지를 판단하는 단계를 포함하는 방법.
상기 수소위협 여부의 판단은,
상기 격실 별 수소농도가 상기 제1수소농도 기준보다 높은지를 판단하는 단계와;
상기 격실 별 수소농도가 상기 제1수소농도 기준보다 높으면 상기 격납건물의 평균 수소농도가 상기 제2수소농도 기준보다 높은지를 판단하는 단계를 포함하는 방법.
제3항에 있어서,
상기 수소위협 여부의 판단은,
상기 격실 별 수소농도가 상기 제1수소농도 기준보다 높고 상기 격납건물의 평균 수소농도가 상기 제2수소농도 기준보다 높은 것으로 판단되면 수소위협이 존재하는 것으로 판단하는 단계를 더 포함하는 방법.
상기 수소위협 여부의 판단은,
상기 격실 별 수소농도가 상기 제1수소농도 기준보다 높고 상기 격납건물의 평균 수소농도가 상기 제2수소농도 기준보다 높은 것으로 판단되면 수소위협이 존재하는 것으로 판단하는 단계를 더 포함하는 방법.
제4항에 있어서,
상기 수소위협 여부의 판단은,
상기 격실 별 수소농도가 상기 제1수소농도 기준보다 낮거나 상기 격납건물의 평균 수소농도가 상기 제2수소농도 기준보다 낮은 것으로 판단되면 화염가속지수와 연소폭발천이지수를 도출하는 단계를 더 포함하는 방법.
상기 수소위협 여부의 판단은,
상기 격실 별 수소농도가 상기 제1수소농도 기준보다 낮거나 상기 격납건물의 평균 수소농도가 상기 제2수소농도 기준보다 낮은 것으로 판단되면 화염가속지수와 연소폭발천이지수를 도출하는 단계를 더 포함하는 방법.
제5항에 있어서,
상기 수소위협 여부의 판단은,
상기 화염가속지수 및 상기 연소폭발천이지수가 모두 소정기준 이상이면 수소위협이 존재하는 것으로 판단하는 단계를 더 포함하는 방법.
상기 수소위협 여부의 판단은,
상기 화염가속지수 및 상기 연소폭발천이지수가 모두 소정기준 이상이면 수소위협이 존재하는 것으로 판단하는 단계를 더 포함하는 방법.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
KR1020200176340A KR20220086153A (ko) | 2020-12-16 | 2020-12-16 | 1차원 중대사고 분석 코드를 활용하여 격납건물 내 중대사고 시 수소위협을 판단하는 방법 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
KR1020200176340A KR20220086153A (ko) | 2020-12-16 | 2020-12-16 | 1차원 중대사고 분석 코드를 활용하여 격납건물 내 중대사고 시 수소위협을 판단하는 방법 |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
KR20220086153A true KR20220086153A (ko) | 2022-06-23 |
Family
ID=82222068
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
KR1020200176340A KR20220086153A (ko) | 2020-12-16 | 2020-12-16 | 1차원 중대사고 분석 코드를 활용하여 격납건물 내 중대사고 시 수소위협을 판단하는 방법 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
KR (1) | KR20220086153A (ko) |
Citations (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2012225823A (ja) | 2011-04-21 | 2012-11-15 | Shimizu Corp | 原子力発電施設における水素爆発防止方法および設備 |
-
2020
- 2020-12-16 KR KR1020200176340A patent/KR20220086153A/ko not_active Application Discontinuation
Patent Citations (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP2012225823A (ja) | 2011-04-21 | 2012-11-15 | Shimizu Corp | 原子力発電施設における水素爆発防止方法および設備 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
Hadjisophocleous et al. | Development of performance-based codes, performance criteria and fire safety engineering methods | |
Volkov et al. | Some criteria of critical infrastructures stability | |
KR20220086153A (ko) | 1차원 중대사고 분석 코드를 활용하여 격납건물 내 중대사고 시 수소위협을 판단하는 방법 | |
Bui et al. | Probabilistic Validation: Computational Platform and Application to Fire Probabilistic Risk Assessment of Nuclear Power Plants | |
Frepoli et al. | 10 CFR 50.46 c rulemaking: A novel approach in restating the LOCA problem for PWRs | |
Lundin | Model uncertainty in fire safety engineering | |
Falck et al. | Use of QRA for decision support in the design of an offshore oil production installation. | |
Kim et al. | Habitability evaluation considering various input parameters for main control benchboard fire in the main control room | |
Fabbri et al. | Global sensitivity analysis of the ADAM dispersion module: Jack Rabbit II test case | |
Grabaskas et al. | A methodology for the integration of a mechanistic source term analysis in a probabilistic framework for advanced reactors | |
Freitag et al. | CFD and LP code benchmark evaluating the onset of par operation in case of extremely low oxygen concentration | |
Bentaib et al. | Evaluation of the Impact that PARs have on the Hydrogen Risk in the Reactor Containment: Methodology and Application to PSA Level 2 | |
KR102592748B1 (ko) | 3차원 전산해석코드를 활용하여 중대사고 시 격납건물 내 국소 수소농도를 판단하는 방법 | |
Brannigan | Fire scenarios or scenario fires? Can fire safety science provide the critical inputs for performance based fire safety analyses | |
Zhai et al. | Simulation Model for Studying the Effect of Function Distribution on the Evaluation of Building Damage Caused by Missile Attack. | |
Sakurahara et al. | Human reliability analysis (HRA)-based method for manual fire suppression analysis in an integrated probabilistic risk assessment | |
Cruse et al. | Gas dispersion modelling using the DRIFT 3 model to assess toxic and flammable chemical major hazards | |
Blom | Reactor pressure vessel embrittlement of NPP borssele: Design lifetime and lifetime extension | |
Reese et al. | Numerical Evaluation of Environmentally Assisted Fatigue (EAF) in Consideration of Recent Updates of the Formulas and Hold Time Effects | |
Masaki et al. | Verification methodology and results of probabilistic fracture mechanics code PASCAL | |
Na | Mixing of Hydrogen-Steam Buoyancy Jets Released into the Upper Atmosphere of the Containment Building | |
Delvallée-Nunio et al. | Assessment of the Fitness for Service of the Flamanville EPR Reactor Pressure Vessel Closure Head and Bottom Head Domes Containing a Segregation Zone Characterized by a High Carbon Content | |
CN104281767A (zh) | 一种应用蒙德法进行火灾爆炸风险评价的方法 | |
CN115660422A (zh) | 面向船舶人因风险管控的安全屏障性能评价方法及系统 | |
Iooss et al. | Uncertainty assessments in severe nuclear accident scenarios |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
E902 | Notification of reason for refusal | ||
E601 | Decision to refuse application |