KR20230144295A - 원자력 발전소에서 냉각재상실사고에 대응하는 방법 및 이를 위한 시스템 - Google Patents

원자력 발전소에서 냉각재상실사고에 대응하는 방법 및 이를 위한 시스템 Download PDF

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Abstract

본 발명은 원자력 발전소에서 냉각재상실사고에 대응하는 방법 및 이를 위한 시스템에 관한 것이다. 본 발명에 따른 원자력 발전소에서 냉각재상실사고에 대응하는 방법은 파단크기 및 파단위치를 파악하는 단계; 파악된 상기 파단크기 및 파단위치에 기초하여 사고수준을 판단하는 단계; 및 상기 사고수준에 따라 안전설비를 동작시키는 단계를 포함한다.

Description

원자력 발전소에서 냉각재상실사고에 대응하는 방법 및 이를 위한 시스템{Method for responding loss of coolant accident in nuclear power plant and system therefor}
본 발명은 원자력 발전소에서 냉각재상실사고에 대응하는 방법 및 이를 위한 시스템에 관한 것이다.
원자력 발전소의 사고 중 대처가 어려운 사고 중의 하나가 냉각재상실사고이며 특히 저온관파단 대형냉각재상실사고이다.
저온관냉각재 상실사고시 SIT(안전주입 탱크)(중압) 및 SIP(안전주입펌프)(고압)으로 냉각재를 주입하지만, 상당부분의 안전주입냉각재는 노심을 통과하지 않고 파단부위로 직접 흘러나가 냉각에 기여하지 못한다.
파단부위가 아닌 노심으로 주입되는 냉각재의 경우 노심상부의 증기압 때문에 노심을 통과하지 못하고 노심의 수위를 충분히 유지하지 못하는 문제가 있다.
따라서 냉각재상실사고를 빠르고 정확히 판단하고 적절한 조치를 신속히 수행하는 것이 중요하다.
한국특허등록 제10-1146949호(2012년 5월 22일 공고)
따라서 본 발명의 목적은 원자력 발전소에서 냉각재상실사고에 대응하는 방법 및 이를 위한 시스템을 제공하는 것이다.
상기 본 발명의 목적은, 원자력 발전소에서 냉각재상실사고에 대응하는 방법에 있어서, 파단크기 및 파단위치를 파악하는 단계; 파악된 상기 파단크기 및 파단위치에 기초하여 사고수준을 판단하는 단계; 및 상기 사고수준에 따라 안전설비를 동작시키는 단계를 포함하는 방법에 의해 달성된다.
상기 안전설비는 POSRV(Pilot Operated Safety Relief Valve), ERDV(Emergency Rapid Depressurization Valve), SI(Safety Injection) 및 CS(Containment Spray)를 포함할 수 있다.
상기 파단크기는 가압기 수위의 감소속도로부터 파악하며, 상기 파단위치는 원자로헤드 수위지시계의 수위로부터 파악할 수 있다.
상기 파단위치의 파악에서는, 상기 원자로헤드 수위지시계의 수위가 일정 수준 이상이면 고온관이 파단된 것으로 파악하고, 상기 원자로헤드 수위지시계의 수위가 일정 수준 이하이면 저온관이 파단된 것으로 파악할 수 있다.
상기 사고수준의 판단은, 상기 파단크기 및 상기 파단위치의 조합에 따라 미리 정해져 있는 룩업테이블을 이용하여 수행될 수 있다.
상기 동작단계에서는, 상기 사고수준에 따라서, 상기 POSRV(Pilot Operated Safety Relief Valve)의 동작갯수, 상기 ERDV(Emergency Rapid Depressurization Valve)의 동작여부, 상기 SI(Safety Injection)의 동작갯수 및 상기 CS(Containment Spray)의 동작갯수를 달리 할 수 있다.
상기 사고수준의 판단 이후에, 노심출구온도, 격납건물 내 방사선량, 격납건물 내 온도, 격납건물 내 압력, 중간저장탱크의 수위, 안전주입유량 및 살수유량 중 적어도 어느 하나를 포함하는 검증 파라미터를 기초로 상기 사고수준을 검증하는 단계를 더 포함할 수 있다.
상기 본 발명의 다른 목적은 원자력 발전소에서 냉각재상실사고에 대응하는 시스템에 있어서, 가압기 수위 및 원자로헤드 수위지시계의 수위를 입력받는 입력부; 기 입력된 가압기 수위의 감소 속도로부터 파단크기를 파악하고 상기 원자로헤드 수위지시계의 수위를 기초로 파단위치를 파악하는 사고 파악부; 상기 사고 파악부가 판단한 파단크기 및 파단위치에 기초하여 사고수준을 판단하는 사고수준 판단부; 및 상기 사고수준 판단부가 판단한 사고수준에 따라 안전설비의 동작을 지시하는 안전설비 동작부를 포함하는 것에 의해 달성된다.
상기 안전설비는 POSRV(Pilot Operated Safety Relief Valve), ERDV(Emergency Rapid Depressurization Valve), SI(Safety Injection) 및 CS(Containment Spray)를 포함할 수 있다.
상기 사고파악부는, 상기 원자로헤드 수위지시계의 수위가 일정 수준 이상이면 고온관이 파단된 것으로 파악하고, 상기 원자로헤드 수위지시계의 수위가 일정 수준 이하이면 저온관이 파단된 것으로 파악할 수 있다.
상기 사고수준 판단부는, 상기 파단크기 및 상기 파단위치의 조합에 따라 미리 정해져 있는 룩업테이블을 이용하여 사고수준을 판단할 수 있다.
노심출구온도, 격납건물 내 방사선량, 격납건물 내 온도, 격납건물 내 압력, 중간저장탱크의 수위, 안전주입유량 및 살수유량 중 적어도 어느 하나를 포함하는 검증 파라미터를 기초로 상기 사고수준을 검증하는 검증부를 더 포함할 수 있다.
본 발명에 따르면 원자력 발전소에서 냉각재상실사고에 대응하는 방법 및 이를 위한 시스템이 제공된다.
도 1은 본 발명의 일실시예에 따른 냉각재상실사고 대응 시스템의 구성이며,
도 2는 본 발명이 적용되는 원자력 발전소의 구성을 나타낸 것이고,
도 3은 본 발명의 일실시예에 따른 냉각재상실사고 대응 방법의 순서도이다.
도 1 및 도 2를 참조하여 본 발명의 일 실시예에 따른 냉각재상실사고 대응 시스템에 대해 설명한다.
도 1은 본 발명의 일실시예에 따른 냉각재상실사고 대응 시스템의 구성이며, 도 2는 본 발명이 적용되는 원자력 발전소의 구성을 나타낸 것이다.
대응 시스템(1)은 입력부(10), 사고 파악부(20), 사고수준 판단부(30), 검증부(40), 안전설비 동작부(50) 및 디스플레이부(60)를 포함한다.
입력부(10)는 가압기 수위 및 원자로헤드 수위지시계의 수위를 입력받는다.
사고 파악부(20)는 입력된 가압기 수위의 감소 속도로부터 파단크기를 파악하고 원자로헤드 수위지시계의 수위를 기초로 파단위치를 파악한다.
사고수준 판단부(30)는 사고 파악부(20)가 판단한 파단크기 및 파단위치에 기초하여 사고수준을 판단한다. 사고수준의 판단은 룩업테이블을 통해 이루어질 수 있다.
판단된 사고수준은 검증부(40)에서 검증되며, 검증부는 노심출구온도, 격납건물 내 방사선량, 격납건물 내 온도, 격납건물 내 압력, 중간저장탱크의 수위, 안전주입유량 및 살수유량 중 적어도 어느 하나를 포함하는 검증 파라미터를 기초로 사고수준을 검증한다. 검증 파라미터는 입력부(10)로부터 입력받을 수 있다.
안전설비 동작부(50)는 사고수준 판단부가 판단한 사고수준에 따라 안전설비의 동작을 지시한다. 안전설비는 POSRV(Pilot Operated Safety Relief Valve), ERDV(Emergency Rapid Depressurization Valve), SI(Safety Injection) 및 CS(Containment Spray)를 포함한다.
디스플레이부(60)는 운전원 등을 위해 디스플레이 장치 등을 통해 입력된 정보, 파단크기, 파단위치, 사고수준, 안전설비 동작 등을 표시한다.
이하 본 발명의 냉각재상실사고 대응 방법을 통해 본 발명을 더욱 상세히 설명한다.
도 3은 본 발명의 일실시예에 따른 냉각재상실사고 대응 방법의 순서도이다.
먼저, 파단크기 및 파단위치를 파악한다(S100).
파단크기는 가압기 수위의 감소속도로부터 파악하며, 파단위치는 원자로헤드 수위지시계의 수위로부터 파악할 수 있다.
파단크기는, 예를 들어, 소형, 중형 및 대형으로 나눌 수 있다.
예를 들어, 가압기 수위의 감소 속도가 초당 5%이하이면 소형의 파단크기로 파악, 초당 5% 내지 초당 20%이면 중형 파단크기로 파악, 초당 20% 이상이며 대형 파단크기로 파악할 수 있다.
파단위치의 파악에서는, 원자로헤드 수위지시계의 수위가 일정 수준 이상이면 고온관이 파단된 것으로 파악하고, 원자로헤드 수위지시계의 수위가 일정 수준 이하이면 저온관이 파단된 것으로 파악할 수 있다.
예를 들어, 원자로헤드 수위지시계가 60%이상으로 유지되면 고온관이 파단된 것으로 파악하고, 원자로헤드 수위지시계가 60%보다 낮게 유지되면 저온관이 파단된 것으로 파악할 수 있다.
다음으로 파악된 상기 파단크기 및 파단위치에 기초하여 사고수준을 판단한다(S200).
사고수준의 판단은, 파단크기 및 파단위치의 조합에 따라 미리 정해져 있는 룩업테이블을 이용하여 수행될 수 있다.
룩업테이블의 예시는 다음 표 1과 같다.
소형 중형 대형
저온관파단 저소 저중 저대
고온관파단 고소 고중 고대
판단된 사고수준은 검증 절차를 거친다(S300).
사고수준의 검증은 검증 파라미터를 이용한다. 검증 파라미터는 원자로냉각재계통과 관련된 검증 파라미터, 격납건물내 상황판단과 관련된 검증 파라미터 및 공학적안전설비의 작동 상태의 판단에 관련된 검증 파라미터를 포함한다.
구체적으로, 검증 파라미터는 노심출구온도, 격납건물 내 방사선량, 격납건물 내 온도, 격납건물 내 압력, 중간저장탱크의 수위, 안전주입유량 및 살수유량 중 적어도 어느 하나를 포함할 수 있다.
검증의 예시는 다음과 같다.
예를 들어 저온관 소형냉각재상실사고시(저소), 안전주입유량은 적은 범위에 있어야 하고, 살수유량은 초기에 없어야 한다. 따라서 저온관 소형냉각재상실사고시(저소)로 판단된 경우, 안전주입유량이 적은 범위에 있으며, 살수유량이 초기에 없다면 사고수준 판단이 적절한 것이라고 확인할 수 있다.
이와 같이 별도의 검증 파라미터를 이용하여 판단된 사고수준이 타당한지 검증하는 것이다.
확정된 사고수준에 따라 안전설비를 동작시킨다(S400).
안전설비는 POSRV(Pilot Operated Safety Relief Valve), ERDV(Emergency Rapid Depressurization Valve) 및 SI(Safety Injection), CS(Containment Spray)를 포함할 수 있다.
사고수준에 따라서, POSRV(Pilot Operated Safety Relief Valve)의 동작갯수, ERDV(Emergency Rapid Depressurization Valve)의 동작여부, SI(Safety Injection)의 동작갯수 및 CS(Containment Spray)의 동작갯수를 달리한다.
이중 ERDV는 가압기에 연결되어 있으며 중대사고(고방사선 환경)에서 POSRV가 동작되지 않아도 사용할수 있도록, 원자로 감압을 위한 설비이다.
사고수준에 따른 안전설비의 작동의 예시는 다음 표 2와 같다. 괄호 내의 숫자는 원자력 발전소에 설치된 각 안전설비의 개수이다.
조합 POSRV개방(4) ERDV개방(1) SI동작(4) CS동작(2)
저대 4 1 4 2
저중 4 1 3 1
고대 2 0 4 2
고중 2 0 3 1
저소 0 0 2 0
고소 0 0 2 0
예를 들어, 저온관 대형냉각재상실사고의 경우 가장 위험한 냉각재상실사고로, 해당 사고로 판단될 때 지체없이 POSRV 4대 모두와 ERDV 1대를 즉각적으로 자동개방하여 노심상부의 증기압을 획기적으로 낮출 수 있는 조치를 수행하는 것이다. 이러한 조치 수행으로 증기를 배출시킴으로써 노심의 수위를 효과적으로 회복하여 노심손상 위험을 최소화할 수 있다.
마지막으로 관련 정보를 디스플레이한다(S500).
관련 정보는 가압기 수위 및 원자로헤드 수위지시계의 수위, 파단크기, 파단위치, 검증 파라미터, 사고수준 및 안전설비의 작동 등이다.
본 발명에 따르면 노심상부의 증기압을 효과적을 배기시킬수 있는 방법과 함께 LOCA시 사고를 정확히 판단하고, 운전원의 수동조치보다는 상황판단에 따른 자동시스템 동작으로 빠른 대응을 수행하여 노심손상확률을 저감시킬 수 있다.
본 발명에 따르면 가압형 원전에서 대형저온냉각재파단사고시 증기배출 path를 효과적으로 빠른시간내 형성할 수 있다. 이에 따라 노심의 수위를 높게 유지하여 노심을 보호하고, 예상되는 PCT(Peak Cladding Temperature)를 낮출 수 있다.
또한 운전여유도, 노심설계여유도, 공학적안전설비의 설계여유도를 높일수 있으며, 냉각재상실사고와 관련한 노심손상빈도 및 중대사고로 인한 방사성물질 누출 확률을 최소화할 수 있다.
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 (12)

  1. 원자력 발전소에서 냉각재상실사고에 대응하는 방법에 있어서,
    파단크기 및 파단위치를 파악하는 단계;
    파악된 상기 파단크기 및 파단위치에 기초하여 사고수준을 판단하는 단계;
    상기 사고수준에 따라 안전설비를 동작시키는 단계를 포함하는 방법.
  2. 제1항에 있어서,
    상기 안전설비는 POSRV(Pilot Operated Safety Relief Valve), ERDV(Emergency Rapid Depressurization Valve), SI(Safety Injection) 및 CS(Containment Spray)를 포함하는 방법.
  3. 제2항에 있어서,
    상기 파단크기는 가압기 수위의 감소속도로부터 파악하며,
    상기 파단위치는 원자로헤드 수위지시계의 수위로부터 파악하는 방법.
  4. 제3항에 있어서,
    상기 파단위치의 파악에서는,
    상기 원자로헤드 수위지시계의 수위가 일정 수준 이상이면 고온관이 파단된 것으로 파악하고,
    상기 원자로헤드 수위지시계의 수위가 일정 수준 이하이면 저온관이 파단된 것으로 파악하는 방법.
  5. 제1항에 있어서,
    상기 사고수준의 판단은,
    상기 파단크기 및 상기 파단위치의 조합에 따라 미리 정해져 있는 룩업테이블을 이용하여 수행되는 방법.
  6. 제2항에 있어서,
    상기 동작단계에서는,
    상기 사고수준에 따라서,
    상기 POSRV(Pilot Operated Safety Relief Valve)의 동작갯수, 상기 ERDV(Emergency Rapid Depressurization Valve)의 동작여부, 상기 SI(Safety Injection)의 동작갯수 및 상기 CS(Containment Spray)의 동작갯수를 달리하는 방법.
  7. 제1항에 있어서,
    상기 사고수준의 판단 이후에,
    노심출구온도, 격납건물 내 방사선량, 격납건물 내 온도, 격납건물 내 압력, 중간저장탱크의 수위, 안전주입유량 및 살수유량 중 적어도 어느 하나를 포함하는 검증 파라미터를 기초로 상기 사고수준을 검증하는 단계를 더 포함하는 방법.
  8. 원자력 발전소에서 냉각재상실사고에 대응하는 시스템에 있어서,
    가압기 수위 및 원자로헤드 수위지시계의 수위를 입력받는 입력부;
    상기 입력된 가압기 수위의 감소 속도로부터 파단크기를 파악하고 상기 원자로헤드 수위지시계의 수위를 기초로 파단위치를 파악하는 사고 파악부;
    상기 사고 파악부가 판단한 파단크기 및 파단위치에 기초하여 사고수준을 판단하는 사고수준 판단부; 및
    상기 사고수준 판단부가 판단한 사고수준에 따라 안전설비의 동작을 지시하는 안전설비 동작부를 포함하는 시스템.
  9. 제8항에 있어서,
    상기 안전설비는 POSRV(Pilot Operated Safety Relief Valve), ERDV(Emergency Rapid Depressurization Valve), SI(Safety Injection) 및 CS(Containment Spray)를 포함하는 시스템.
  10. 제9항에 있어서,
    상기 사고파악부는,
    상기 원자로헤드 수위지시계의 수위가 일정 수준 이상이면 고온관이 파단된 것으로 파악하고,
    상기 원자로헤드 수위지시계의 수위가 일정 수준 이하이면 저온관이 파단된 것으로 파악하는 시스템.
  11. 제10항에 있어서,
    상기 사고수준 판단부는,
    상기 파단크기 및 상기 파단위치의 조합에 따라 미리 정해져 있는 룩업테이블을 이용하여 사고수준을 판단하는 시스템.
  12. 제11항에 있어서,
    노심출구온도, 격납건물 내 방사선량, 격납건물 내 온도, 격납건물 내 압력, 중간저장탱크의 수위, 안전주입유량 및 살수유량 중 적어도 어느 하나를 포함하는 검증 파라미터를 기초로 상기 사고수준을 검증하는 검증부를 더 포함하는 시스템.
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