3한전원자력연료주식회사KOREA NUCLEAR FUEL CO., LTD
APR1400 안전주입계통 개요
APR1400의 특징
APR1400 : Advanced Pressurized Water Reactor
Korea Next Generation Reactor (KNGR) 프로그램으로 개발
Power : 3983 MWt (1400 MWe)
2x4 Loops (2 Hot Legs, 4 Cold Legs, 2 SGs, 4 RCPs)
신고리 3,4호기로 건설 예정
APR 1400의 안전주입계통(SIS, ECCS) 설계 개념
원자로용기 직접주입 방식 (Direct Vessel Injection, DVI)
4개의 독립적 안전주입계통 : SIT 4개, SI Pump 4개 등
SIT 내에 유량조절기 (Fluidic Device) 장착
저압안전주입펌프 (LPSIP) 제거
In-containment Refueling Water Storage Tank (IRWST)
4한전원자력연료주식회사KOREA NUCLEAR FUEL CO., LTD
APR1400 안전주입계통 개요 (계속)
APR1400 새로운 안전주입계통 설계
Containment
IRWST
S/G S/GRV
RCP
SIP
SIP
FDSIT
SIP
HPSI
HPSI
LPSI
LPSI
SIT
RWST
SIP
OPR1000APR1400
5한전원자력연료주식회사KOREA NUCLEAR FUEL CO., LTD
APR1400 안전주입계통 개요 (계속)
안전주입계통 설계 비교 (OPR1000 대 APR1400)
IRWST
기계 : 4계열전기 : 2계열
4대없음
4개있음
원자로 용기직접주입(DVI)
APR1400
재순환 절차 제거 : 운전 절차 단순화RWST 안전주입수 원
기계적으로 독립되어 파단 위치로 주입되는 배관에 격리밸브나 오리피스설치 불필요
기계 : 2계열전기 : 2계열
2대2대
안전주입펌프- 설계 특성
- 고압안전주입 펌프- 저압안전주입 펌프
유량조절기 설치로 안전주입수의 효율적 이용 : 저압안전주입펌프 제거 가능
4개없음
안전주입탱크- 설치 수- 유량 조절기
저온관 파단시 안전주입수 누출 없음증기방출 방향과 안전주입 방향이 교차하여 안전주입수 우회 발생노심에서 생성된 증기방출이 어려움
저온관 주입(CLI)
안전주입 위치
비 고 (APR1400 관점)OPR1000
6한전원자력연료주식회사KOREA NUCLEAR FUEL CO., LTD
APR1400 안전현안 : DBA설계기준사고 (DBA : Design Basis Accident)
LBLOCA 관점
안전주입수 우회 현상
증기 응축 현상
유량조절기 성능
SBLOCA 관점
증기방출 경로 연장
6” 이하 사고시 노심노출 없을 것
설계기준초과사고 (Beyond-DBA)
정지운전 중 LOCA (Shutdown Risk LOCA)
LOCA 후 붕소희석 (Post-LOCA Boron Dilution)
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APR1400 안전현안 : DBA (계속)
설계기준사고
(DBA : Design Basis Accident)
8한전원자력연료주식회사KOREA NUCLEAR FUEL CO., LTD
APR1400 안전현안 : DBA (계속)
LBLOCA 관점
안전주입수 우회현상
DVI 배관으로 주입된 안전주입수가 노심에서 발생되어저온관으로 흐르는 증기에의하여 파단부위로 방출
하부공동부를 통하여 노심으로 유입되는 안전주입수량이적어 노심냉각 문제 발생
증기응축 현상
저온관 상부 강수관에서 안전주입수가 증기를 응축시켜압력을 감소시킴으로써 강수관 수두가 작아짐
Core
UpperPlenum
Broken Cold leg
DirectBypass
Legend :
Water FlowSteam Flow
LowerPlenumPenetration
AccumulatedWaterSweep-out
IntactCold leg
ECCInjection
강수관에서의 3차원 주요현상
9한전원자력연료주식회사KOREA NUCLEAR FUEL CO., LTD
APR1400 안전현안 : DBA (계속)
안전주입수 우회율과 증기 응축율에 대하여 KAERI가 실험 (MIDAS) 수행
실험평가 결과, 우회율은 해석결과가 보수적으로, 응축율은 유사하게 예측
0.20 0.25 0.30 0.35 0.40 0.45 0.50 0.55 0.60 0.65
10
20
30
40
50
60
70Bypass Rate
TRAC-M RELAP5/MOD3.3 KAERI's MIDAS experiment
Byp
ass
rate
(%)
Average cold leg steam mass flow (kg/s)
0.20 0.25 0.30 0.35 0.40 0.45 0.50 0.55 0.60 0.650
10
20
30
40
50
60
70
80Condensation Rate
TRAC-M KAERI's MIDAS experiment
Con
dens
atio
n fra
ctio
n ra
te (%
)
Average cold leg steam mass flow (kg/s)
우회율 실험 평가 응축율 실험 평가
10한전원자력연료주식회사KOREA NUCLEAR FUEL CO., LTD
APR1400 안전현안 : DBA (계속)
LBLOCA 관점 : Fluidic Device (FD) 성능 평가
FD : 유량조절기를 통하여 안전주입수 방출량 조절
LBLOCA 시 PCT가 발생하는 시점까지 대량의 안전주입수 공급 가능 → LPSIP 제거 가능
0
2000
4000
6000
8000
10000
0 50 100 150 200 250 300 350TIME, seconds
3,4신고리 호기
1,2신고리 호기
SAFE
TY IN
JEC
TIO
N F
LOW
, LB
S/SE
C
FD 작동
FD-SIT 고갈
SIT 고갈
신고리 3/4한국표준형
FD 작동 원리 기존 SIT와 FD 작동 시 유량 비교
11한전원자력연료주식회사KOREA NUCLEAR FUEL CO., LTD
APR1400 안전현안 : DBA (계속)
Fluidic Device 성능 평가 결과
FD 실험 (VAPER) 결과와 평가 결과가 잘 일치
FD 작동 시 PCT가 낮아지고 Quenching 시간이 단축됨
FD 미작동/작동 시 PCT 거동 비교
0
200
400
600
800
1000
0 50 100 150 200 250 300
Time (s)
Mass f
low
rate
(kg/s
)
Experiment
Case 1 (with FD)TRAC-M 계산결과
FD 실험 평가
12한전원자력연료주식회사KOREA NUCLEAR FUEL CO., LTD
APR1400 안전현안 : DBA (계속)
SBLOCA 관점의 현안
증기 방출 경로 연장
DVI Line 채택으로 노심에서 발생한 증기 방출 경로가 길어져 노심냉각이잘 되지 않음
TOP Tier Design Requirement
6 in 이하의 SBLOCA 에서는 노심손상이 없어야함
CL 파단
DVI 파단
증기방출
PUP
13한전원자력연료주식회사KOREA NUCLEAR FUEL CO., LTD
APR1400 안전현안 : DBA (계속)
SBLOCA 평가 결과
CEFLASH-4AS/REM 적용 시 노심노출 발생
Interfacial Drag을BVM (Slip ratio)으로모사
실제의 BVM 적용 시 노심노출 발생 안함
R5M3.3 적용 시 노심 상부2 ft이상의 수위 유지 확인
R5M3.3은 Interfacial Drag 현상을 잘 모사하는것으로 알려짐
SBLOCA 시 이상유체 수위
14한전원자력연료주식회사KOREA NUCLEAR FUEL CO., LTD
APR1400 안전현안 : B-DBA
설계기준초과사고
(Beyond-Design Basis Accident)
15한전원자력연료주식회사KOREA NUCLEAR FUEL CO., LTD
APR1400 안전현안 : B-DBA (계속)
정지운전 중 LOCA 란 ?
모드 4 이하를 해석
안전주입 시점에 따라 안전성 확보 불분명
모드 1만 해석
허용기준을 만족함을 보임(PCT<2200 oF)
모드 1 결과가 모든 모드를포괄 한다고 가정
LOCA 해석
모드 1~3 : 자동 작동
모드 4이하 : 수동 작동
운전 모드 및
안전주입계통 작동
정지운전 중 LOCA 해석(Beyond-DBA)
현행 설계기준 사고해석(DBA)
16한전원자력연료주식회사KOREA NUCLEAR FUEL CO., LTD
APR1400 안전현안 : B-DBA (계속)
정지운전 중 LOCA 해석 방법최적방법론을 허용
CEFLASH-4AS/REM 코드 사용
소형 LOCA 만 고려
입력은 보수적으로 고려
예 : 1973 DH x 1.2
해석 결과
LOCA 후 약 15분에 허용기준 (PCT<2200 oF) 초과
운전원이 10분에 안전주입수를 주입하면 PCT가 2200 oF를 초과하지 않음
APR1400에서 요구하는운전원 조치시간은 30분 안전주입 시점에 따른 PCT 거동
0
400
800
1200
1600
2000
2400
0 800 1600 2400 3200 4000TIME FROM BREAK, seconds
CLA
D S
UR
FAC
E T
EMP
ER
ATU
RE
, o F
2200
NO SAFETY INJECTION FLOW
SAFETY INJECTION INITIATEDAT 10 MINUTES
안전주입 없을 때
10분에 안전주입 할 때
2200
Cla
d Su
rfac
e Te
mp,
o FTime, sec
17한전원자력연료주식회사KOREA NUCLEAR FUEL CO., LTD
APR1400 안전현안 : B-DBA (계속)
APR1400 조치 사항
정지운전 중 LOCA 해석 결과에 근거하여 기술지침서 변경
APR1400에서 요구하는 운전원 조치시간 30분
이를 만족 시키기 위해 운전모드 4, 5, 6에서도 SIP가 항상작동하도록 요건화
4계열의SIS 운전가능
2계열 SIS 각각HPSIP 1대LPSIP 1대운전가능
1 출력운전
2 기동
3 고온대기*
각 전기구역 당1개씩2개 계열의SIS 운전가능
최소한 1계열SIS 중 HPSIP 1대운전가능
4 고온정지
5 상온정지 *
6 재장전 *
운전모드 비고APR1400OPR1000
* 주의 : 실제 기술지침서에서는 원자로계통의 조건에 따라 세분화하여 기술함
18한전원자력연료주식회사KOREA NUCLEAR FUEL CO., LTD
APR1400 안전현안 : B-DBA (계속)
LOCA 후 붕소 희석GSI-185, Control of recriticality following SBLOCAs in PWRs
사고 시나리오
소형 냉각재상실사고 후 노심에서 발생된 증기가 증기발생기를 넘어 응축
응축된 무붕산수가 흡입관에 축적된 후, 자연순환이나냉각재펌프의 재기동으로노심에 유입
유입된 무붕산수에 의하여노심이 재임계에 도달하는사고
19한전원자력연료주식회사KOREA NUCLEAR FUEL CO., LTD
APR1400 안전현안 : B-DBA (계속)
LOCA 후 붕소 희석
해석 방법론
OPR1000과 APR1400에 적용
R5M3.3
축적되는무붕산수 계산
ROCS
임계 붕산농도(CBC) 계산
FLUENT
혼합 현상 해석노심입구 보론농도(CINLET)계산
CINLET > CBC
미임계 유지
재임계도달
Y
N
20한전원자력연료주식회사KOREA NUCLEAR FUEL CO., LTD
APR1400 안전현안 : B-DBA (계속)
LOCA 후 붕소 희석
해석결과
축적된 무붕산수가 노심으로 유입되는 과정에서 저온관, 강수관, 하부공동부에서높은 농도의 붕산수와 충분히 혼합되므로 노심에서의재임계는 도달하지 않음
자연 순환 시 결과
29411768584
10분5분
붕소농도(ppm)(노심입구에서의 최소값)CBC
(ppm)
21한전원자력연료주식회사KOREA NUCLEAR FUEL CO., LTD
향후 계획
신고리 3,4호기 LBLOCA 해석 방법론 개발
PCT 관점에서 가장 제한적인 LBLOCA 인 경우 최적코드를 활용한 실험 평가만 이루어짐
신고리 34 PSAR에는 보수적 방법론인 CE EM이 적용됨
신고리 34 FSAR에 적용하기 위한 최적 방법론 개발이 필요하며이를 위하여 방법론 개발 계획을 수립함
KNFC는 Green Vision 2015 개발 계획의 일환으로 추진 중
KHNP와 공동으로 방법론 개발 예정
22한전원자력연료주식회사KOREA NUCLEAR FUEL CO., LTD
향후 계획 (계속)
신고리 3,4호기 LBLOCA 해석 방법론 개발
신고리 34
LBLOCA
해석방법론
20112010200920082007200620052004
일정방법론 개발
방법론인허가
FSAR인허가
코드 및 방법론
RELAP5MOD3.3
+ KREM
한수원과 공동 연구 예정
방법론 개발 (자체) DVI 모델개발 (위탁)
실험 및 모델 평가 (외부자료 활용 및 필요 시 위탁예정)
추진 방안
23한전원자력연료주식회사KOREA NUCLEAR FUEL CO., LTD
결 론
APR1400 ECCS 안전현안을 해결하기 위한 국내 관련사의 노력이 있었음
KINS, KHNP, KAERI, KOPEC, KNFC 등의 협업으로 대부분의 안전현안이 도출, 평가되었다고 판단됨
평가결과를 근간으로 해결 방안 제시 가능
APR1400 LBLOCA 최적 방법론 개발 예정
KNFC의 Green Vision 2015의 일환으로 추진
KHNP와 공동 연구 수행 예정
KAERI가 수행한/할 열수력 실험 결과 활용
MIDAS, VAPER, ATLAS 등
KINS의 안전현안에 대한 방향 제시 기대