ECCS 관련 규제연구 현황 - KINS · 2018-01-01 · kinskins --remrem 을을이용한이용한 신형경수로신형경수로 1400 eccs 1400 eccs 성능평가성능평가 full

규제기술연구부

한국원자력안전기술원

ECCS ECCS 관련관련 규제연구규제연구 현황현황

2006. 4. 6

제11회 원자력 안전기술정보회의, ’06.04.06 ~ 07, 한국원자력안전기술원

2

발표 내용

1. 1. 신형경수로신형경수로1400 DVI 1400 DVI 열수력열수력 현안현안 평가평가

� 배경 및 연구 수행 체계

� 연구내용 및 결과

� 결론 및 향후 계획

2. 2. 격납건물격납건물 재순환집수조재순환집수조 막힘막힘 현안현안 평가평가

� 배경 및 연구 수행 체계

� 연구 현황 및 계획

3. 3. 미국미국 ECCS ECCS 성능규정성능규정(10CFR50.46) (10CFR50.46) 개정개정 현황현황 및및 현안현안

� 배경

� 연구현황 및 계획

1. 신형경수로1400 DVI 열수력 현안 평가

4

배경 및 연구 수행 체계

�� 배경배경

� APR1400 표준설계인가 안전위원회 의결사항�원자로용기 직접주입방식(DVI)의 안전주입계통 설계와 관련하여 대

형 냉각재상실사고(LBLOCA) 후 강수부에서 나타나는 후기가열(Late Heating) 현상 등에 관한 불확실성 분석 예비보고서를 제출할것

� 기술적 문제� SSAR에서 사용된 CE EM의 적합성

�후기가열 현상 예측 능력에 대한 최적코드의 신뢰성

�불확실성 분석을 위한 실험자료의 유용성

5


�� 연구연구 수행수행 체계체계

해외 기술의존도 : Low, KINS-KAERI (실증실험/모델개발/코드검증) 협력 : High, 규제기술 수준 : High, 시급성 : High

USNRC 공동연구 (DVI 열수력 현상 TRACE 코드평가/개선)

현안해소

�APR1400 LBLOCA후기가열현상가능성 제기

DVI 열수력 계통코드 신뢰성 평가

1단계 (’97 ~ ’01) 2단계 (’02 ~ ’04)

DVI 고유 열수력모델 개발

LBLOCA 계통변수영향 평가

격납건물 열수력검증평가

KINSREM

ECCS성능평가Semi-BE

DOBO, ATLAS 등을 이용한 계통코드신뢰도 평가

APR1400 ECCSFull BE 성능평가

3단계 (’05 ~ ’06)표준설계인가조건사항

�

실험적실험적 모델모델 개발개발-- 계면마찰모델계면마찰모델-- 액막이탈모델액막이탈모델

MARSMARS다차원다차원모델모델

ATLASATLASDOBODOBOVAPERVAPER

MIDASMIDASDIVADIVA

2003

�

6

연구내용 및 결과

�� 평가방법론의평가방법론의 개선개선

� 보수적 처리 방법의 문제� App. K EM 요건의 제한성 또는 불충분성�현상의 왜곡 가능성

� 후기가열 현상의 민감성�현상을 지배하는 힘이 부재

� 한계해석(Limit Analysis) 결과의 비현실성�축적된 기술수준에 걸맞는 성능과 안전성 정량화

최적평가방법론의 적용이 필요

7


�� KINS KINS 최적평가방법론최적평가방법론(KINS(KINS--REM)REM)의의 개선개선 및및 검증검증

� ’91 ECCS 최적평가방법론을 개선�논리적 구성 개선 : 17단계 � 14단계�해석코드 : RELAP5/MOD2 � RELAP5/MOD3.3

�코드평가매트릭스 : Database 확장�불확실도 결합 방법 : R.S. + M.C. � D.C. w Wilk’s Eq.

� OECD/NEA BEMUSE 공동연구에서 방법론 검증�최적평가방법 활성화를 목적으로 ’03년 3월 착수

� 10개국, 14개기관이 참여하여- LOFT L2-5 실험에 대해 다양한 최적평가방법 적용

� KINS-REM의 적용성과 실용성을 검증

8



� 논리흐름도

1. Specify Scenario

2. Select NPP

3. Identify and Rank

Phenomena

4. Select Frozen

Code

5. Determine Code Applicability

6. Establish Assessment Matrix

7. Define Nodalization for Experiments &

Assessment of SET/IET

8. Determine Parameter Ranges

Noding Change ?

9. Define NPP Nodalization &

Perform NPP Base Calculation

10. Determine Code/Model Accuracy

11. Determine Effect of Scale

12. Determine Effect of System Parameters

13. Combine Uncertainties& Estimate Biases

14. Determine Overall Uncertainty

Yes

No

Bias

Bias

Bias

Element 1:

Establish code

applicability

Element 2:

Validate code

uncertainty

treatment

Element 3:

Calculate plant

uncertainty

’91 KINS ECCS EM KINS-REM

9



� LOFT L2-5 실험 적용 결과

0 50 100Time (sec)

500

1000

1500

Cladding Temperature, K

Exp.

Cal. (Base)

Cal. Maximum (Case 53)

Cal. Cases

Comparison of Peak Cladding Temperatures for All Cases and Test Data

1. KINS/RR-279, ECCS 최적평가방법론의 개선 및 LOFT L2-5 실험 평가2. KINS/RR-360 BEMUSE 국제공동연구를 통한 KINS ECCS 최적평가방법론(KINS-REM) 검증

10


�� 해석코드의해석코드의 성능성능 개선개선 및및 평가평가� 재관수 냉각수 우회 : MIDAS 실험과 개선모델의 영향

0

0.1

0.2

0.3

0.4

0.5

0.6

0.7

0.00 0.10 0.20 0.30 0.40 0.50 0.60

Steam Injection Mass Flow/Loop (kg/sec)

Bypass R

atio

MIDAS EXP

DEFAULT MODEL

FILM OFFTAKE

Experiment

Model Development

Code Assessment Using MIDAS data

0 200 400 600 800 1000

200

400

600

800

1000

1200

1400

Effect of Offtake Model

Temperature [K]

Time [sec]

RELAP5 Model

New Model

Code Application to APR1400

11


�� 해석코드의해석코드의 성능성능 개선개선 및및 평가평가� 강수부 비등 : 계면마찰 개선모델의 영향 (수력적 효과)

0 200 400 600 800 1000

200

400

600

800

1000

1200

1400

Effect of Interfacial Drag Model

Temperature [K]

Time [sec]

RELAP5 Model

New Model

Experiment Model Development Code Application to APR1400

0.0 0.2 0.4 0.6 0.8 1.0 1.2 1.4 1.6 1.8 2.00.0

0.2

0.4

0.6

0.8

1.0

1.2

Kataoka-Ishii

Zuber-Findlay

Bubble Velocity, m/sec

jg*

Experiment

Model

Linear Interpolation

air

12


�� 해석코드의해석코드의 성능성능 개선개선 및및 평가평가� 강수부 비등 : DOBO 실험과 계면마찰 개선모델의 영향

DOBO Test Facility

40 50 60 70 80 90 100

0

1

2

3

4

5

6

Subcooled Temperature [K]

Heat Flux [kW/m2]

EXP

Original Model

Modified Model

0 1 2 3 4 5 6

0.0

0.1

0.2

0.3

0.4

0.5

0.6

Averaged Void Fraction

Axial Position [m]

data

Original Model

Modified Model

Comparison of Void Prediction Comparison of Subcooling Degree

Reflood

Flow

Steam

Flow

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�� KINSKINS--REMREM을을 이용한이용한 신형경수로신형경수로1400 ECCS 1400 ECCS 성능평가성능평가

� 최적평가방법론의 시현성 확인을 위한 예시계산

�광범위한 변수 민감도 분석에 기초

� RELAP5/MOD3.3 코드의 취약 부분은 바이어스로 처리

�핵연료 변수들은 보수적으로 처리

� RELAP5 코드 6개 열전달 변수 59개 세트 임의추출

�고온유로에 5개의 고온봉 삽입하여 12회의 불확실도 계산

�축척효과와 다차원 유동에 대한 바이어스 평가 미흡

KINS-REM을 활용한 APR1400 ECCS 성능평가, 제3회 원자력 안전해석 심포지엄, 2005.

14

APR1400 ECCS 성능 최적평가

� 예시계산 결과 (최종 불확실도 결정)

K 1477 K 1442.4

K 0.0K 0.0K 0.0K 0.0K 132.4K 1310.0

plantB

IETB

SETB

scaleB∆PCT

refPCT

finalPCT

<=

+++++=

+++++=

0 100 200 300 400 500

200

400

600

800

1000

1200

1400

1600

Result of Preliminary KINS-REM Application

Temperature [K]

Time [sec]

Safety Limit

SKR 3,4 PSAR

APR1400 ECCS 성능 최적평가방법의 실현 가능성 확인(예시계산 결과 APR1400 ECCS 성능은 규제요건을 만족)

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� Full BE 계산을 통한 후기 재가열 영향 평가

�최근 정보와 연구결과를 종합하여 LBLOCA 최적평가 수행

�총 19개 변수의 불확실도 고려하여 59회 불확실도 계산

�축척효과와 다차원 유동에 대한 바이어스 평가 미흡

RunNo.

Gapwidth

Fuelcond.

Decayheat

Corepower

CHF Chen TminD-Bliq.

D-Bvap.

Filmboiling

CdPumphead

Pumptorque

SITpress.

SITWTR

SITK

SITFD

SITtemp. temp.

1 8.32 0.850 1.00 3994 1.03 0.897 0.913 1.03 1.16 0.906 0.902 0.537 0.676 4.35 51.7 11.3 369. 298. 2 6.43 0.888 1.02 4010 0.674 1.01 0.906 0.774 0.958 0.867 0.961 0.124 0.646 4.33 51.4 7.67 304. 317. 3 9.90 0.883 1.02 3985 0.680 0.947 0.948 0.933 1.10 0.846 0.838 0.311 0.786 4.18 49.9 11.8 334. 315.

16



� Semi-BE vs. Full BE

0 50 100 150 200 250 300 350 400

200

400

600

800

1000

1200

1400

1600

Full BE Uncertainty Calculation

Temperature [k]

Time [sec]

0 50 100 150 200 250 300 350 400

200

400

600

800

1000

1200

1400

1600

Temperature [K]

Time [sec]

Semi BE Uncertainty Calculation

Semi-BE에 비해 200 K 이상의 PCT 감소

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� 후기가열 현상의 영향� 59회 불확실도 계산 중 4개 계산에서 후기가열 발생

0 50 100 150 200 250 300 350 400

200

400

600

800

1000

1200

1400

~20 sec

480.3 K481.2 K

444.7 K

Temperature [K]

Time [sec]

Run No. 06

Run No. 08

Run No. 36

Run No. 42

510.5 K

후기가열 현상이 노심 냉각 성능에 주는 영향은 크지 않음

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결론 및 향후 계획

�� 결론결론

� 신형경수로1400 표준설계안전성분석보고서 심사 결과의 재확인�비보수적으로 고려된 일부 현상들의 영향이 비상노심냉각 허용기준

을 초과할 정도는 아닌 것으로 평가

� DVI 열수력 현안의 실질적 해소를 위해서 최적평가방법을 이용한 비상노심냉각계통 성능 평가가 필요

�� 향후향후 계획계획

� 최적해석코드의 정확도에 대해서는 종합효과실험인 ATLAS 실험등을 이용한 코드평가를 통해 최종 확인

� 냉각수 우회와 스팀바인딩과 같은 다차원 유동에의한 불확실도 평가 방법을 개선

2. 격납건물 재순환집수조 막힘 현안 평가

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�� 배경배경

� LOCA 하중에 의해 발생된 보온재 파쇄물, 코팅 등 이물질이 격납건물 비상배수조에 축척되어 비상노심/살수펌프 흡입수두의상실로 노심 장기냉각기능이 저해될 가능성 � 원전 보유국의 적극적 규제 움직임

� USNRC는 ‘98년 GSI-191 “PWR Sump Blockage” 연구 착수�GL 2004-02 발행을 통해 모든 사업자에게 현안을 평가하여� 2007년 12월까지 모든 조치 완결 요구

� 우리나라 규제기관과 산업계 모두 현안해결에 적극적으로 노력중�가동원전 : 현안해결 완료시점까지 정기검사 강화�신규원전 : 최신 기술 적용에 대한 KINS 입장 정리 필요

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�� 연구연구 수행수행 체계체계

해외 기술의존도 : High, 국내 유관기관 협력 : High, 규제기술 수준 : Middle, 시급성 : High

원전 설계/운영 정보

국내 원전 격납건물 비상배수조 막힘 현안 및해결 방안 평가

비상배수조 막힘 현안 기술배경, 규제 및 연구동향 분석

평가방법론 및규제지침안 개발

3단계 (’05 ~ ’06)

규제지침서 개발

검증해석체계 및 평가방법론 구축

차기 중장기

�

해외 기술 정보 (USNRC, OECD/NEA 등) 2008

규제요건및검증기술확보

연구협의체 SPIRT (Sump Performance Issue Review Team)2005

가동/신규원전 적용

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연구현황 및 계획

�� 연구연구 현황현황

� 격납건물 재순환배수조 막힘현안의 규제 및 연구 동향 분석�미국의 규제요건 및 산업계 대응 현황 분석�미국 산업계(NEI-04-07)의 방법론 분석

� 국내 원전 비상배수조 막힘 현안 및 해결 방안 평가�국내 원전 (KSNP 및 가동원전) 비상배수조 설계 검토�국내 신규원전 설계에서의 새로운 규제 요건 및 지침 반영 (총 4회의

SPIRT 회의 개최) : NUKON Fiberglass 보온재에 대한 영향구역(Zone-of-Influence ~ 17D) 선정 등

� 국내 원전 안전성 평가 방향 제시�국내 원전에 적용하기 위한 규제지침(안) 개발 중

KINS/RR-394, 비상노심냉각계통 재순환 집수조 막힘 현안에 대한 안전성 평가 현황과 방향

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�� 연구연구 현황현황

� 격납건물 재순환배수조 막힘에 대한 예시 평가 방법론1. 대상 발전소 선정

2. 격납건물 구역 분할 및 이물질 분포 결정

3. 사고 시나리오 결정

5. 원자로계통-격납건물열수력거동 해석

4. 이물질발생량 결정

6. 방출/세척 이동 분석 7. 수조내 이물질 이동 분석

8. 이물질층 두께, 수두손실 계산

11. 가용 NPSH 및여유도 평가

14. 보수성 조정No

다른 시나리오 평가

13. 종합적 안전성 확인

Yes

10. 화학적효과 평가

12. 하류효과 평가

9. 상류효과 평가

OK ?

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� 격납건물 재순환배수조 막힘에 대한 예시 평가 방법론 수행�고리1호기의 LBLOCA 시나리오에 대해 예시 평가 수행� 5월 현장 Walkdown 예정

� 예시 평가 결과를 반영하여 규제지침(안) 개발

3. 미국 ECCS 성능규정(10CFR50.46) 개정 현황 및 현안

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배경

�� 미국미국 NRCNRC의의 ECCS ECCS 성능평가성능평가 규정규정 개정개정 움직임움직임

� USNRC RIR Option 3 접근 � 10CFR50.46 규정 개정안 고시

� 모두 7가지의 변경 제안 중 대형냉각재상실사고의 파단크기를 재정의하는 것으로 규정 개정 � USNRC SECY-05-0052

TBS(Transition Break Size)

� 현행의 방법론, 가정, 기준에 따라 분석� 적절한 TBS는 원자로 냉각장치에 있는 가장 큰 파이프의

단면적으로 결정� PWR (Pressurizer surge line, 8 ~ 14 in) � BWR (주 격납건물내의 급수 또는 열제거 배관 중

더 큰 파이프의 단면적, ~ 20 in)

� 보다 현실적이고 덜 엄격한 방법으로 분석� 모든 대형파단사고를 완화할 수 있는 능력 유지� PCT 2200 oF와 17% 피복재 산화율에 대한 제한 없음� 설계 및 운전 변경 시 CDF와 LERF의 증가는 작아야 하

며 발전소기저위험도는 상대적으로 작게 유지� LOOP 및 단일고장의 동시고려사항 삭제� 초기 승인 후 부가적인 변경에 대해 Inconsequential

Risk에 대한 설정값을 초과하지 않으면 NRC 승인없이 기기와 운전조건 변경 가능

� LOCA 빈도의 주기적 평가를 통해 보수성을 크게 저하시키면 TBS 변경을 위한 규정제정 가능

Break Size DEGB

DBA BDBA

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�� 연구현황연구현황

� ECCS 규정 개정안의 배경 조사

� ECCS 규정 개정의 영향 분석�대형냉각재상실사고 관련 발전소 운전 여유도 추가 확보 � 출력증

강, 비상디젤발전기 성능요건 완화 등

� ECCS 규정 개정의 현안�제안된 변경사항 및 이로 인한 발전소에 미치는 영향 평가� NRC 기준에 부합되는지에 대한 평가

- TBS 이상에서의 성능평가 방법론 요건- 설계 또는 운영 변경에 대한 △CDF 또는 △LERF 기준

�충분한 심층방어 개념 고려�적절한 안전 여유도 확보�변경에 따른 설비 및 기기 성능의 모니터링

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�� 연구현황연구현황

� 신규 ECCS 규정의 기술 수요� PSA 기술 � PSA 품질, 발전소 고유 CDF, LERF�대형파단에 해당하는 배관파단 크기 결정 방법 � 결정론적 방법 또

는 전문가 판단 추출(Elicitation) 방법 등�발전소 리스크 허용기준 � △CDF 또는 △LERF 기준

�천이파단크기 이상의 대형냉각재 상실사고 시 ECCS 성능 평가 방법 � 기존의 보수적인 요건과는 다른 현실적인 접근 방법


� 대내외 기술검토 수행

KINS/RR-404, 미국 NRC 비상노심냉각계통 성능규정(10CFR50.46) 개정의 배경과 현안

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