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KAERI/TR-519/94 : 기술보고서 : 원전 운전성 향상을 위한 …€œRequirements for Emergency Response Capability’[1]와 NUREG-0696,

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KAERI

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쩨출문

한국원자력연구소장 귀하

이 보고셔를 기술보고서로 져I출합나다.

재톡 : 원천 운천생향상을 위한 안천변수갑사체통의 셜쳐1기술 채발

1995년 5휠

과채책임자 : 하영준

참 여 자 : 최해윤, 얀장선

이태우. 이기원

김킬곤. 백승민

셜영질

책임감수위원 :정 문 규(연구위원)

감수/심사위원 :

ηι

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요약문

원자력발천의 안전성확보를 구축하기 위해서는 설계안전성과 발전소운천 안

전성의 상호보완이 조화를 이루어야 한다. 미국내의 원자력 발전소인 TMI발

전소 사고이후 원전의 안전성확보률 위한 운천기술의 중요성이 강조됨에 따

라 발전소의 안전성 및 효올성 축면에서 운전원의 역활이 충요한 인자로 대

두되기 시작했다. 따라서, TMI 사고이푸 US NRC는 NUREG-0737,

“Requirements for Emergency Response Capability ’[1]와 NUREG-0696,

’ Functional Criteria for Emergency Response Facilities ’ [2]률 통해

Safety Parameter Display System(SPDS)의 설치를 의무화 하도록 요구한 바

있다. 영광 3 , 4호기 경우 필수 안전 변수 감시 계통(Critical Function

Monitoring System:CFMS)은 미국내의 ABB-CE가 설계한 SONGS 발천소의 CFMS

를 기준으로 설계되어 있으며 NUREG-0737, Supplement I , NUREG-OB35,

NUREG-4227퉁 SPDS설계시 반드시 고려해야할 사항틀을 충분히 반영하고 있

다.그러나 한국원자력 안천기술원(KINS)은 영광 3.4호기 Safety Parameter

Display System에 대한 확인 및 검증 수행 결과 영광 3 , 4호기 CFMS에서 사용

하는 안전변수가 ‘ Emergency -Procedure GtiideIine(EPG)에서 λf-용하는 안천변

수와 달라 운천원이 비상사태서 CFMS를 유용하게 사용하는데 어려옵이 있율

뿐만아니라 운천원의 혼란을 초래할 가능성이 있움을 지적한바 있다.

먼저 본연구에서는 연구의 북표를 다읍과 같이 세가지로 설정하여 보았다.

첫째; 영광 3 , 4호기 EPG의 내용을 정확하고 자세하게 파악하여 영광 3 , 4호기

의 CFMS를 구성하고 있는 얀전변수틀이 영광 3.4호기의 EPG에서 사용하는 안

천변수와 어떤 차이점을 보이는지를 분석하며, 추후 CFMS의 안전변수를 EPG

에 사용하는 안전변수와 동일하게 개발하고자 할때 예상되는 문제점 도출 및

계통을 개발하고,

툴째; 영광 3 , 4호기 CFMS의 경보 Algorithm의 경보설정치가 발전소운전조건

이나 사고상황 정보를 정확하게 묘사하여 설정되어 있지않아 오히려 정상운

전중에 오경보 발생을 일으켜 운전원으로 하여금 혼란과 부담을 야기시킬 소

지가 있어 CFMS Alarm Algorithm의 Setpoint분석을 수행하였으며,

셋째; 영광 3 , 4호기형 발전소의 비상사고 발생시 운천원으로 하여금 사고를

qJ

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성공적으로 완화 시킬 수 있는 성공경로률 사고유형별로 분석을 수행하여 운

전원으로 하여금 비상사고시 사고완화에 대한 대비책을 강구하는데 도움이

될수 있도록 그립율 이용하여 필수성공경로를 제시하였다.

또한 본분석에서는 KINS의 영광 3, 4호기 SPDS에 대한 V&V수행결과 지적사항

에 대한 설계자 입장애서의 답변을 수록하였다.

상기 분석 내용을 토대로 분석을 수행한 결과 현 영광 3, 4호기 및 울진 3, 4

호기퉁 한국표준형 발전소에 설치된 SPDS는 미국 NRC의 요건율 충분히 반영

하고 있을 뿐만아니라 각각 발전소 EPG의 내용을 모두 포함하고 있으며, 발

천소 비상사고시 운전원으로 하여금 사고를 완화시킬 때 보조의 역활율 원활

히 수행하는 북척으로 사용하는데 있어 흔란을 초래하지 않을 것으로 판단된

다. 다만 현재 새로히 대두되고 있는 인간공학척 설계개념의 도입을 고려한

현 SPDS설계가 안전변수 명칭, 변수분류, 및 내용천개퉁이 EPG와 약간의 차

이를 보이고는 았으나 이러한 차이정도는 매우 미미하여 운천원으로 하여금

문제률 초래하지는 않을 것으로 판단된다. 따라서 영광 3, 4호기의 SPDS는

발천소 사고상황시 운천원으로 하여금j 사고상황을) 정확하게 제시해 줄 뿐만

아니라 사고완화에 필요한 각종 안천 기기 및 계기의 장태도 운천원에게 처I

시하여 운천원으로 하여금 사고완화의 정확한 경로를 신숙하게 판단하는데

도움을 줄수 있도록 설계된 계롱이라고~판단된다.

- 4 -

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ABSTRACT

To ensure the safety of the nuclear power plant the design safety

concept should complement the operational safety aspect. After the TMI

accident , the role of the operator has become more pronounced from the

perspective of nuclear safety and efficiency. Accordingly, after TMI

accident , US-NRC, mandated installation of the Safety Parameter Display

System(SPDS) as specified in NUREG-0731 and NUREG-0696, ’ Requirements

for Emergency Response Capability’[1] and ’ Functional Criteria for

Emergency Response Faci Ii ties[2 ], respectIvely. The Cri tical Function

Moni tori ng System(CFMS )of the YGN 3 and 4 uni ts is desIgned based on

the CFMS of the SONGS which was designed by ABB-CE. And this design

reflects incorporation of the requirements for the design of the SPDS

specified by the NUREG-0737, Supplement I , NUREG-08435, and Nl쩌EG-4227.

However, ~ according to the findings • from the Veri fication 하1d

Val idation of the YGN 3, 4 SPDS, KINS pointed out that the safety

parameters ~used in EmergencyProcedure Guideline(EPG) are not same as

that of CFMS. KINS further pointed out that this difference could not

。nly it interferes in using the system efficiently by the operator but

it also could have even cause confusions during an emergency condition.

The purposes of this study is , basically. threefold.

Firstly, through datailed comparison , the difference between the safety

parameters used in the EPG and CFMS is analyzed. Furthermore, to

anticipate and extrapolate the problems that might be encountered when

developing the CFMS system that uti I izes safety parameters consistent

with that of the EPG.

Secondly , the setpoint analysis of the CFMS alarm algori thm was done

for there is a possibility of causing spurious alarms since the alarm

setpoint of the YGN 3, 4 CFMS is not relective of the plant operating

conditions nor accident progression.

Lastly , the analysis of the success path for each accident was done to

「D

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help operator in mitigating the accident by using the pictorial path of

the success path during an accident condition.

Moreover , in this analysis. the contents of the concerns that KINS

raised regarding the YGN 3, 4 SPDS has been addressed from the

designer ’ s perspective ,

Based on the above analysis , the SPDS installed at the YGN 3, 4 as well

as UeN 3, 4, the first two of the KSNPPs , it can be concluded that not

only do they meet the US-NRC requirements but it covers all the

contents of EPG. In addi tion , the evaluatation can be extended to

efficient assisting of the operator and not causing confusion for the

O용rator during an emergency condition when used for the intent of the

design , Al though , there are few minor di fferences on the name of the

safety paramenters , --number of parameters; 없ld explanation of -the

contents between the EPG and the SPDS that uti lizes the human factor

engineering -design concept.‘ -However , these differences are minor- and

hence considered not to cau,se any problem for the operator.

According1y, the SRPS of the YGN 3, 4 informs the operator 。f the exact

stafus 6f- the ‘ event and offers- information 김Doutthe~-equipments and

instrumentations necessary for the mitigation of an event and ,

therefore , considered to be an efficient system for that purpose.

- 6 -

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목 차

약빨요ABSTRACT

제 I철 연구의 필요성 ----------------------------------------- 10

제 2절 서 론 ------------------------------------------------- 12

제 3철 발천소 비상운전시 사고완화 성공경로에 대한 분석 ------- 14

제 4절 영광 3 , 4호기 비상운전절차서의 구성 및 현항 ------------ 18

제 5절 영광 3, 4호기 안전변수감시계통의 구성 및 현황 ---------- 32

제 6절 영광 3, 4호기 안천변수감시계롱에 대한 원자력안천기술원의

확인 및 검증시 지적사항과 그에 대한 검토의견 ----.:..----- 54

져11 7철 국내. 외의 안천변수감시계롱의 현황 --------------------- 71

제 8절 결 론 ------------------------------------------------- 77

참고문서 ------------------------------------------------------ 79

?l

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Fig.1

Fig.2

Fig.3

Fig.4

Fig.5

Fig.6

Fig.7

Fig.8

Fig.B.I

Fig.B.2

Fig.B.3

Fig.B.4

Fig: B. 5

Fig.B.6

Fig. B."7

Fig.B.8

Fig.B.9

Fig.B.IO

Fig. B. 11

Fig.B.12

Fig.B.13

Fig.B.14

Fig.B.15

Fig.B.16

Fig.B.17

Fig.B.18

Fig.B.19

Fig.B.20

Fig.B.21

Fig.B.22

Fig.B.23

Fig.B.24

그럼목차

Reactivity Control -------------------------------------- 81

RCS Inventory ContI‘01------------------------------------ 82

RCS Pressure Control------------------------------------- 83

Core Heat Removal---------------------------------------- 84

RCS Heat Removal----------------------------------------- 85

Containment Isolation------------------------------------ 86

Containment Pressure/Temperature ContI‘。1----------------- 86

Containment Combustible Gas Control---------------------- 86

CFMS Hierarchy - Block Diagram--------------------------- B.I

CFMS Critical Functions Display (Level I Display)-------- B.2

Core Reactivity ----------------------------------------- B.3

Core Heat Removal---------------------------------------- B.4

Ptimary"System--~-------~-~ ←--~--~~~~--~---~---~--------- B.5

Secondary System----------------------------------------- B.6

• Containment---------------------------------------------- B‘7

Environment---------------------------------------------- B.8

Vital Auxiliaries---------------------------------------- B.9

Saturation Margin---------------------------------------- B.10

Reactor Vessel Level------------------------------------- B.II

CoreExit Temperature------------------------------------ B.12

Core Exit Temperature------------------------------------ B.13

Core Exit Temperature------------------------------------ B.14

Safety Injection Pumps----------------------------------- B.I5

Safety Injection Tanks----------------------------------- B.16

Letdown/Charging----------------------------------------- B.I7

Boration/Dilution---------------------------------------- B.18

Pressurizer---------------------------------------------- B.19

Shutdown Cooling----------------------------------------- B.20

Main Steam System---------------------------------------- B.21

Main Feedwater System------------------------------------ B.22

Auxiliary Feedwater-------------------------------------- 8.23

Containment Spray/Cooling-------------------------------- 8.24

- 8 -

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그럼목차{체속)

Fig.B.25 Containment Purge/Gas Conte‘ 01---------------------------- B.25

Fig.B.26 Containment Isolation 1---------------------------------- B.26

Fig.B.27 Containment Isolation 2---------------------------------- B.27

Fig.B.28 Fuel Building HVAC--------------------------------------- B.28

Fig.B.29 Control Room HVAC---------------------------------------- B.29

Fig.B.30 ESF Auxiliary Power-------------------------------------- B.30

Fig.B.31 Alternate AC Power--------------------------------------- B.31

Fig.B.32 Component Cooling Water - Train ------------------------- B.32

Fig.B.33 Component Cooling Water - Train ------------------------- B.33

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채 1절 연구개발의 펄요정

미국내의 원자력 발전소인 TMI발전소 사고이후 원전의 안전성확보를 위한 운

전기술의 충요성이 강조됨에 따라 발전소의 안전성 및 효율성 측면에서 운전

원의 역활이 중요한 인자로 대두되기 시작했다. 따라서, TMI 사고이푸 US

NRC는 NUREG-0737 과 N때EG-0696을 통해 기존의 운전중인 원자력발전소 뿐 만

아니라 설계중인 발전소에 Safety Parameter Display System(SPDS)의 설치를

의무화 하도록 요구한 바 있다. 영광 3 , 4호기 경우 필수 안전 변수 감사 계

통(Critical Function Monitoring System:CFMS)은 미국내의 ABB-CE가 설계한

SONGS 발전소의 CFMS률 기준으로 설계되어 있으며 NUREG-0737, Supplement

I , NUREG-0696, NUREG-0835[3] , NUREG-4227동 SPDS설계시 반드시 고려해야할

사항틀을 충분히 반영하고 있다. 그러나 한국원자력 안전기술원(KINS)운 영

광 3 , 4호기 Safety Parameter Display System에 대한 확인 및 검증 수행 결

과 영광 3, 4호기 CFMS에서 사용하는 안전변수가 Emergency Procedure

Guideline(EPG)에서 사용하는 안전변수와 탈라 운천원이 비상사태사 CFMS률

유용하게 사용하는데 어려움이 있을 뿐만아니라 운전원의 혼란을 초래할 가

능성이 -있움을 지척한바 있다.

따라서 먼저 본연구에서는 연구의 몹표를 다음과 같이 세가지로 설정하여 연

구룰 수행하였는데4고 수행 묵표는 다음과 같다.

첫째; 영광 3,← 4호기 EPG의 내용을 정확하고 자세하게 파악하여 영광 3 , 4호기

의 CFMS를 구성하고 있는 안천변수틀이 영광 3, 4호기의 EPG헤서 사용하는 안

전변수와 어헌 차이점을 보이는지를 분석하며, 추후 CFMS의 안전변수률 EPG

에 사용하는 안천변수와 통하게 개발하고자 할때 예상되는 문제점 도출 및

계통을 개발하고,

툴째; 영광 3 , 4호기 CFMS의 경보 Algorithm 의 경보설정치가 발전소운천조건

이나 사고상황 정보를 정확하게 묘사하여 설정되어 있지않아 오히려 정상운

천중에 오경보 발생을 일으켜 운전원으로 하여금 혼란과 부답을 야기시킬 소

지가 있어 CFMS Alarm Algorithm의 Setpoint가 적절하게 설정되어 있는지 분

석을 수행하였으며,

셋째; 영광 3 , 4호기형 발전소의 버상사고 발생시 운천원으로 하여금 사고를

- 10 -

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성공적으로 완화 시킬 ε수 있는 성공경로률 사고유형별로 분석을 수행하여 운

전원으로 하여금 비상사고시 사고완화에 대한 대비책을 강구하는데 도움이

될수 있도록 그림을 이용하여 필수성공경로를 제시하였다.

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채 2 철 서론

원자력발전소의 안전성확보률 구축하기 위해서는 설계안전성과 발전소운전

안전성의 상호보완이 조화률 이루어야 합은 물론 운전원에게 제공된 각종 정

보률이 체계적이고 논리성율 가지며, 신숙 및 정확한 정보률 제공해야만 어

떤 예상 불허의 툴발사고시 발생한 사고를 성공적으로 완화 할 수 있을 뿐

만아니라 공공의 안전을 보호 할 수 있다. 원자력 설계 및 운전에 획기적인

전환을 처I공한 1979년 3월에 발생한 미국내의 원자력 발천소인 TMI발천소 사

고이후 원천의 안천생확보률 위한 운천 및 설계기술의 충요성이 강조됨에 따

라 발전소의 안천성 및 효율성 육면에서 운전원의 역활이 충요한 인자로 대

두되기 시작했다. 발천소 운영합리화를 통한 원천의 안천성 확보를 위해서는

발천소 운전에 따르는 사고률 미연에 방지하고, 사고가 발생할 경우에는 이

에 신숙, 안천하게 대처하여 주변환경 및 대중에게 방사능 누출을 최소화 하

여야 한다. 이와 같아 신숙 안천한 사고수습을 위해서는 운천원의 사고대처

능력 -확보가 .. ι 가장 ι충요하며 [4], . 이를 위한 -비상운전절차서(Emergency

Operating Procedure)의 확보 빛 이률 롱한 운전원교육이 필수척으로 수행되

어야한다. 과거의 비상운전절차서는~사고지향척인(Event-Oriented)반면 최근

에는 셜계기준을 초과하는 다충사고 및 운전원실수에 효과적으로 대처 할 수

있는 징후지향적인(Symptom-Oriented)절차서로의 전환에 많은 노력을 기올리

고 있는} 추세이다[5L 본 연구에서는꺼BB‘CE와팡동으로 설계한-영광 3 ,-4호

기의 비상사고 발생시 발전소 비상운천시에 고려되어야 할 -필수안전 겨능에

대한 구성빛 안천기능(Safety Function)의 정의, 종류 및 설명을 사고유형별

로 기술하였으며[6], 또한 이툴 안전기능틀이 발전소의 어떠한 사고틀로 인

해서 위협율 받을 경우 이러한 위협으로부터 벗어날 수 있는 가장 적절하고

이용가능한 기능북구방법툴은어떠한 것툴이 존재할수있는지를 기술하였다.

또한 제 1절에서는 본연구룰 수행하게된 통기를 기술하였으며, 져11 3절에서는

발천소 비상운전시 사고완화를 성공적으로 수행하기 위한 성공경로를 영광

3 , 4호기를 토대로 분석을 수행하였다. 제 4절에서는 영광 3 , 4호기의 비상운

전시 운전원에 의해서 사용하게될 비상운전절차서의 구성과 내용둥을 소개

하였으며, 져I 5절에서는 영광 3 , 4호기(울진 3 , 4호기) 안전변수감시계통의 구

성 그리고 안전변수감사계롱의 경보기능의 경보설정치의 설정기준에 대한 분

석을 수행하여 기술하였다. 제 6절에서는 영광 3 , 4호기 안전변수감시계롱을

토대로 원자력 안전 기술원에서 수행한 확인 및 검증(Validation and

- 12 -

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Ver‘ ification)심사에서 지적된 λ}항과→그에 →대한 설계자 입장에서의 〕답변←동

을 서술하였고, 저'1 7절에서는 세계 여러나라툴의 안펀변수감시계롱의 현황을

대표적인 몇개국만을 선택하여 간략하게 소개하였다.

- 13 -

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꽤 3 절 발전소 lil장운전시 사교완화 정총경로(Success Path)애

대한분석

1. 0 노섬용융방지 안전기능

노십용융방지 안전기농은 반웅도제어 (Reactivity Control ), 원자로냉각재계

롱의 재고량제어(Reactor Coolant System Inventory Control) , 원자로냉각재

계롱의 압력체어 (Reactor Coolant System Pressure Control) , 노섬열제꺼

(Core Heat Removal ), 원자로냉각재계롱의 얼제거(Reactor Cool ant System

Heat Removal)퉁으로 분류한다. 이툴 각각의 안전기능률에 대한 설명은 다음

과 같다.

1 ) 반웅도제어 (Reactivity Control):

원자로률 정지 λl키고 미입계상태로 유지시킴으로써 노삼으로부터의 열발생

량율 감소시킨다. 신축하게 반용도률 져I어하기 위해서는 제어봉(Control

Rod)을 E낙하시키고ι-장기척으로 반웅도를 제어하기 위해서는 원자로냉각재계

롱내로 붕산수(Borated Water)를 주입하는 방법이 있다. 원자로냉각재계통내

로 봉산수를 주입하는 방법툴로는 그럼 1( a)에사 보는 바와 같이 충천펌프와

화학체적체어켜1통와~붕소회수계롱(i3or1c Acid Reeov상Y--System)율 이용하는

방법이 있고, 이 계롱이 이용 불가농할 경우 그립I( b)와 같이 안전주입탱크

(Safety Injection Tank)나 저합, 고압안전주업계통율롱하여 붕산수를 원자

로냉각재계롱내로주입하는 방법이 있다.

2) 원자로냉각재계롱의 재고량제어 (RCS Inventory Control):

원자로냉각재계롱의 재고량제어 기농은 발전소 사고시 노섬노출방지를 위한

충분한 냉각재량을 유지하기 위함이다. 정상운전시의 재고량제어는 그럼

2(a)에서와 같이 자동적으로 화학체적제어계롱율통해서 수행판다. 원자로냉

각재계통의 압력경계의 개방으로 인하여 원자로냉각재계롱의 수위가 상당허

낮아지는 사고시에는 그럼2(b)에서와 같이 안전주입계롱이나안전주입탱크를

이용하어 원자로냉각재계통내로재고량을 주입한다. 또한 그럽2(c)에서와 같

이 원자로냉각재계롱이 과압상태인 경우에는 가압기 안전밸브나 안전감압계

통을 이용하여 재고량 제어 기농을 수행한다.

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3) 원자로냉각재계롱의1 압력제어(ReS Pr깅ssure Control):

원자로냉각재계통의 압력져I어 기능은 원자로냉각재계통의 압력율 적절한 상

태로 유지시키기 위합이다. 정상운천시에는 그립 3(a)에서와 같이 가압기 압

력제어 계통과 증기발생기 이차측의 열제거방식에 의해서 압력제어가 자동적

으로 수행된다. 만약 발전소 소외천원 상실사고(Loss of Offsite Power)시

압력헤어는 그럼 3(b)에서와 같이 보조급수계통(Auxiliary Feedwater

System)과 안전주입계롱을 통해서 수행된다. 이는 발전소 소외천원 상실사고

시에는 주급수계통의 이용이 불가능하기 때문이다. 만약 상기 방법으로도 합

력제어가 불가능할 경우 그럼 3(c)에서와 같이 주증기대기방출밸브, 안천주

업계롱 및 보조급수계롱율 이용하여 압력제어 기능을 수행하고. 최악의 경우

에는 그림 3(d)와 같이 가압기안전밸브나 안전감합계롱율 이용하는 방법이

있다.

4)- 노섬열처I거 (Core Heat·Removal):

노섬열처I거 '7)능은 노섬에서 발생한 잔열을 열침원{원차로냉각재계롱)~로

천달하기 위함이다. 정상운전시에는 그럽 4(a)에서와 같이 원자로냉각채펌프

를 이용하여 강제적으로 원자로냉각재를 원자로 노심으로 밀어넣어 노섬에서

발생하는 열을》중기발생기를 롱하여-이차략으로 전달하는ι 방법으로--기능을

수행한다. 만약 원자로냉각재펌프가 이용불가능할 경우 그립 4(b)와 같이 증

기발생기와 노심의 온도차에서 의해서 유발되는 자연순환(NaturaL

Circulation)에 의해서 노심의 열을 제거한다. 또한 자연순환도 불가능할 경

우 노섭의 열채거는 그림 4(c)과 같이 안전주업계롱의 강제주업으로 수행한

다.

5) 원자로냉각채계통의 열제거 (RCS Heat Removal):

원자로냉각재계통의 열제거는 노심의 냉각재로부터 기타 열침원으로 열을 전

달하는 기능을 수행한다. 정상운전사에는 그립 5(a)에서와 같이 원자로냉각

재 열이 증기발생기의 주 및 보조급수계롱의 불로 전달되어 증기화 됨으로서

그 기능이 수행된다. 또한 발전소의 원자로가 정지되고, 원자로냉각재계롱의

압력이 정지냉각계통의 연동압력 설정치보다 낮을경우에 노심내의 잔열을 제

거할 때는 그립 5(b) 와 같이 정지냉각계통을 이용하여 열을 제거한다. 만약

- 15 -

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어떤 다른 열침원이 없다면 그림 5(c)과 같이 뜨거운 원자로 냉각채를 가압

기 안전 밸브나 안천감압계롱을 롱하여 격납용기 내부로 방출하므로서 열을

제거하는 기농율 수행할 수 있다.

2.0 격납용기 건전성 안전기능

격납용기 건전성 안전기능은 격납용기 격 &1제어 (Containment Isolation

Control ), 격납용기 압력 및 용도 제어 (Containment Pressure and

Temperature Control) , 가연성 기체 제어 (Combustible Gas Control) 퉁으로

분류한다. 이률 각각의 안천기능에 대한 설명은 다음과 같다.

1) 격납용기 격리제어(Containment Isolation Control):

사고완화률 위하여 개방이 요구되지 않는 모든 격납용기 관롱부의 혜쇄상태

를 확인하여 격납용기 건천성을 유지한다. 격납용기의 압력이 격납용기 혜쇄

션호의 설정치보다 눔을 경우 격납용기 격리를 위해 설치된 격납용기 격리밸

브가 격납용기 획I쇄신호에~ 의해서 폐쇄된다. 격납용기 격리 밸브는 그람 6과

같이 한깨는 격납용기 안쭉에 한개는 격납용기 밖에 설치되어 었다.

2)-격납용;71‘ 온도-및-압력제어(C6rit:aitiment Temp: -; Pressure Control-):

격납용기 온도 및 압력을 제어함으로서 격납용기 구즈물에의 과응력발생방지

및 열악한 격납용기 환경조건으로 인한 격납용기 내부기기틀의 슨상을 방지

한다. 격납용기 압력 및 온도는 그럼 7과같이 격납용기살수계롱(Containment

Spray System)과 격 납용기냉각계통(Containment Cooling System)을 어용하여

제어한다.

3) 격납용기 가연성기체 제어(Containment Combustible Gas Control):

격납용기 가연성 기체 제어는 격납용기 내부에서의 수소폭발로 인한 격납용

기 과웅력 발생을 방지한다. 격납용기내의 수소발생은 노심용융방지 안전기

농의 실패로인한 금속과 냉각재의 반웅어i 의해서 주로 발생된다. 수소개스는

그럼 8에서와 같이 Hydrogen Recombiner에 의해서 제거되고 격납용기살수계

통 및 격납용기 냉각계통도 격납용기내의 수소개스의 집중을 방지함으로서

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개스의 폭발이나 가연성의 형성초천율-방지하여 자연성 71체의 제어에 도옴을

준다.

3.0 간접 방사능 누출 안천기능

간접 방사농 누출 안전가농은 격납용기 외부에 존재하는 방사농 발생원으로

부터 누출되는 방사능을 방지하는 것이 묵적이며, 격납용기 외부의 방사능

발생원에는 사용후 연료 저장조, 혜기물 처리 및 저장시설퉁이 있다. 그러나

영광 3&4호기에는 이 간접 방사농 누출 안전기눔을 비상운전절차서에고려하

지 않고 있다.

4.0 필수 보조계통유지 안전기능

상기에서 언급한 모든 안전기능은 여러가지 필수보조계롱의 지원없이는 그

기능을 발휘할 수 없다. 그충 운전원이 취해야할 가장 중요한 초치사항은 필

수요류 및 직류(Vital AC and DC)천력계통의 유지이며 직류 및 교류천력계롱

은 다른」 안천기능의 허용기준을 만폭시키기 〕위하여 필수척£로 유지 되어야

한다. 밸브의, 캐,혜를 위해 요구되는 계기공기 (Instrument Air) , 밸브, 펌프

모타, 계기를 운천시키기 위한 전력둥과 칼은 보조계통퉁이 여기에 숙한다.

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채 4 절 영팡 3&4호기 비상운전지침서의 구성 및 현황

발전소의 사고상태는 사고의 정도에 따라 발천소와 비정상상태(Abnormal

Condition)와 버상상태 (Emergency Condition)로 대별되며, 비상상태는 자동

또는 수동으로 원자로정지가 요구되는 경우이다. 단순 비정상상태 발생시에

는 경보철차서에 따른 운전원 조치가 수반되며, 원자로정지가 요구되지 않는

다충 비정상상태 발생시에는 버 정상운천 지침서를 따른다. 따라서 만약 원

자로정지가 발생하거나 요구되는 사고시에는 버상운천저침서에 따라 사고에

대처하도록 하고 있다.

영광 3&4호기 바상운천지침서는 표준 원자로 정지푸 초치 (Standard Post

Trip Action:SPTA). 최적북구 지침서(Optimal Recovery Guideline:ORG) , 기

능북구지침서 (Functional Recovery Guideline: FRG)로 구성되어 있다. 표준

원자로정지후 조치는 비상운전지침서의 초기 진입점으로, 원자로정지후 각

안천기능(Safety Function)의 상태률 진단하고 위험한 안천기능의 상태를 향

상시키는 데 필요한 초치를 측각적으로 취할 수 있게 해준다. s門‘A 수행푸

모든 안전기능의 허용기준이 만촉되면 원자로정지 북구지침율 수행하며, 불

만축되는 경우에는 진단(Diagnostic Action)지침서에 의거 사고를 분류한다.

진단지침서에 따라 수행한 결과 발전소의 상태가 륙정사고로 진단되면 최척

--북구저침서의-해당지침서헤-따른 북구절차를수행하며, 최적북구지침서에포

함된 사고로 진단되지 않을 경우 안천기능의 우선순위에 따라 위험한 안천기

능을 북구하는 기능회북지침서를따른다.

1. 0 원자력발전소의 안전기능(Safety Function)

누출음 최소화시키기 위한 조건 맹 조치로서 청의 된-••

모든 안전기능의 최종 묵표는 노섬용융의 방지률 위한 사고완화 및 공공대중

으로 방사농 누출방지에 있다. 이러한 북척을 수행하기 위한 안천기능은 다

읍 4가지의 그룹으로 분류된다.

I ) 노십 용융방지 안전기능(Anti-Core Melt Safety Function)

2) 격납용기 건전성 안전기능(Containment Integrity Safety Function)

3) 간접 방사능누출 안전가능(Indirect Radioactive Release Control)

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4) 필수 보조켜I통유지 안천기능(Maintenance of Vital Auxiliaries)

2.0 노섬용융방지 안전기농

노십용융방지 안천기능은 반웅도제어(Reactivity Controi) , 원자로냉각재계

롱의 재고량제어 (Reactor Coolant System Inventory Control) , 원자로냉각재

계통의 압력제어 (Reactor Coolant System Pressure Control ), 노심열페거

(Core Heat Removal) , 원자로냉각재계롱의 열제거 (Reactor Coolant System

Heat Removal)동으로 J 분류한다. 각각의 안펀기능률에 대한 설명은 다읍과 같

다.

2.1 반웅도제어:

원자로를 정지 시키고 미입계상태로 유지시킴으로써 노심으로부터의 열발생

량을 z 갑소시킨다. 신속하게 반웅도률 제어하기 위해서는 제어봉(Control

Rod)을 낙하시키고, 장기적으로 반응도를 제어하기 위해서는 원자로냉각채계

통내로 붕산수(Borated ,Water)를 주입하는 방법이 있다. 원자로냉각재계롱내

로 붕산수률 주입하는 방법틀로는 충진펌프와 화학처I척져l어계롱의 붕소회수

계롱(Boric Acid Recovery System)율 이용하는 방법이 있고, 이 계롱이 이용

불가농할경우←-안천주입탱크(Safety Injection Tank)나 저압,)고압안전주업

계롱을 롱하여 용산수를 원자로냉각재체롱내로주입하는 방법이 있다.

1) 제어봉삽입

- 반웅도제어가 가능한 시점까지 원자로냉각재계통 온도를 일정하게유지

- 모든 방법율 이용하여 쩨어봉삽입 시도

2) 화학 및 체적제어계롱(CVCS)율 이용한 붕소주입

- 반웅도제어가 가능한 시접까지 원자로냉각재계통 온도를 일정하게유지

- 정지여유도 만촉을 위하여 CVCS를 이용한 붕소주업을 최대한 설시

3) 안전주업계롱(SIS)율 이용한 붕소주입

- 반웅도제어가 가능한 시점까지 원자로냉각재계통 온도를 일정하게유지

- 안전주입 작동확인

- 안전주입유량 빛 충전유량을 최대로 유지

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- 원자로냉각재계통 압력이 안전주입가능 온도보다 높으면· Res 냉각 및 감

압실시

- RCS가 안정되면 안천주입유량을 초철

2.2 원자로냉각채계롱의 재고량제어:

원자로냉각채계롱의 재고량제어 기농은 노심노출방지률 위한 충분한 냉각재

량을 유지하기 위합이다. 정상운천시의 재고량제어는 자동적으로 화학체적제

어계롱을 통해서 수행된다. 원자로냉각재계롱의 압력경계의 개방으로 인하여

원자로냉각채계롱의 수위가 상당히 낮아지는 사고사에는 안전주업계통이나

안천주입탱크률 이용하여 원자로냉각재계통내로 재고량을 주업한다. 또한 원

자로냉각재계롱이 과압상태인 경우에는 가압기 안전밸브나 안전감합계통율

이용하여 재고량 제어 기능을 수행한다.

l •) -화학 및 체척제어계통

- 가압기 수위 유지률 위한 충천 및 추출확인

- 충천펌표 흡입측의 충분한 Source확인

- RCS의 기포 과잉 생성으로 가합기 고수위 조건 발쟁시,안천 주입작동없

는 자연순환 지침 수행으로 기포체거

2) 안천주업계통

- 안전주입조건 발생시 안천주입작동 확인

- RCP 정지조건이변 모든 RCP정지 확인

- RCS로의 최대 안천주입 유지

- RCS가 안정되면 안전주입유량조절

- 재장천수초 수위감소에 따른 격납용기 집수조 수위증가 확인

- 격납용기내부의 RCS파열이면 저압안천주입정지 및 재순환운천실시

- 재순환 운천서 고압안전주입 최소 유량확인

2.3 원자로냉각재계통의 압력제어 :

원자로냉각재계통의 압력채어 기능은 원자로냉각재계롱의 압력을 적절한 상

태로 유지시키기 위함이다. 정상운전사에는 가압기 압력제어 계통과 중기발

생기 이차측의 열제거방식에 의해서 압력제어가 자동적으로 수행된다. 만약

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발전소 소외천원 상실사고(Loss of Offsite Power)시 압력제어는 보조급수계

통(Auxi1iary Feedwater System)과 안천주입계롱을 통해서 수행된다. 이는

발전소 소외전원 상설사고시는 주급수계통의 이용이 불가능하기 때문이다.

만약 상기 방법으로도 압력제어가 불가능할 경우 주중기대기방출밸브, 안전

주업계통 및 보조급수계통율 이용하여 압력제어 기능을 수행하고, 최악의 경

우에는 가압기안천밸브나 안전감압계통율 이용하는 방법이 있다.

1) 가압기 전열기 및 살수

- 가압기 압력을 사고푸 P-T곡션내로 유지하기 위하여 가합기 천열기 및 살

수의 자동운천 확인

2) 화학 및 체적처I어계롱

- 가압기수위 유지률 위한 충전 및 추출의 자동운천 확인

- 충전펌프 홉입흠의 충분한 Source확인

- -과냉각 상태에 유지되지- 않으면 RCS압력체어률~위하여 가압가를 만수위

상태로 유지하고 충천 빛 추출계롱의 수동운천을 롱하여 가압기 압력을

사고후 P-T곡션내로 유지

3) 안전주업계롱

- 안전주입 조건 →발생지 안천주입작통一확인

- RCP 정지조건이면 모든 .RCP정 ?Or 확인

- RCS로의 최대안천 주입 유지

- RCS가 안정되면 안전주입 유량조절

- 과냉각 상태에 유지되지 않으면 RCS압력제어를 위하여 가압기를 만수위

상태로 유지하고 충천 빛 추출계롱의 수동운전을 통하여 가압기 압력을

사고후 P-T곡선내로 유지

- 재장천수조 수위 감소에 따른 격납용기 집수주 수위증가 확인

- 격납용기내부의 RCS 파열 빛 RWT가 재순환 운전 수위이변 저압안 천주입

정지 및 재순환 운전실시

- 재순환운천시 고압안전주입 최소유량확인

4) 제어가능 기포발생시 강제순환

- 냉각운전에 필요한 적량의 붕소주업을 롱하여 정지여유도 확보

- 터어빈우회계통율 이용한 RCS감압 및 냉각실시

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- 중기발쟁기를 통한 충분한 Res 압력체어 확인

- 가압기 압력이 사고후 P-T곡선내에 유지되는지 확인

5) 제어가능 기포발생시 자연순환

- 적어도 l개의 RCS유로를 통한 자연순환유량 확인

- RCP 재기동의 필요성 명가

- RCP채기동조건 확인 및 만축시 기통

- 고압안천주업펌프가 운천중이면 안천주입유량율 제어

- 척어도 1대의 RCP가 운전중이면 제어가능 기포발생시 캉제순환 지침 수행

- 냉각운천에 필요한 적량의 붕소주입을 통하여 정지 여유도 확보

- 터어빈우회계롱율 이용한 RCS감압 및 냉각실시

- 증기발생기를 통한 충분한 RCS 압력제어 확인

- 가압기 압력이 사고후 P-T곡션내에 유지되는지 확인

- 기포생성으로 가압이 안될경우애는 기포제거시도

6) 가압기안전밸브빛 안전감압계통

- 가압기안전밸브 및 안천감압계통 개방확인

- 가압기안천밸브 및 안천캄압계통 회l쇄조건 확인 및 혜쇄

→ r안전주업조건발생사 안천주입작통-확인

- RCP정지조건이변 모든 Rep정지 확인

2.4 노섬열제거 :

노섬열제거 기농은 노심에서 발생한 잔열을 열칩원(원자로냉각재계통)으로

전달하기 위함이다. 정상운전시애는 원자로냉각재펌프률 이용하여 강제적으

로 원자로냉각재를 원자로 노심으로 벌어넣어 노섬에서 발생하는 열을 중기

발생기툴 롱하여서 이차측으로 전달하는 방법으로 기능을 수행한다. 만약 원

자로냉각재힘프가 이용불가능할 경우 증기발생기와 노심의 온도차에서 의해

서 유발되는 자연순환(Natural Circulation)에 의해서 노심의 열을 제거한

다. 또한 자연순환도 불가능할 경우 노심의 열제거는 안천주업계롱의 강제주

입으로 수행한다.

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1 ) 안전주압작동없는 강제순환

- 냉각운천에 필요한 적량의 붕소주업을 롱하여 정지여유도 확보

- 터어번우회 중기계통율 이용하여 RCS냉각

- 가압기 합력이 사고푸 P-T곡션내에 유지되는지 확인

- 중기발생기 튜브누설확인 및 손상된 중기발생기 격리

- RCS 감압 빛 압력제어

- 격려된 중기발생기 수위유지

- 과잉중기방출 증상확인 및 주중기관 격러시도

- 격리되지 않는 중기발생기를 통한 RCS옹도안정

- 2차축 웅축수 재고량 확인

- 급수률 이용한 중기발생기 수위 유지

- 증기발생기를 통한 충분한 RCS열채거 확인

2) 싼천주입작동없는자연순환

( 척어도 1개의 RCS유로률 롱한(자연순환유량확인

- RCP채기동의 필요성 명가

- RCP채기통조건 확인 및 조건’ 만축시 11동

- 고압안전주입펌프가 운천중이면 안전주입유량을 제어

- 척어도 1대의 RCP가 ι운전중이면 안천주입작동 없는 강페순환 지침 수행

- 냉각운전에~ 필요한척량의 -붕소주입율 롱하여--정지여유도 확보

- 터어빈우회 증기계통율 이용하여 Res냉각

- 가합기 압력이 사고후 P-T곡션내에 유지되는지 확인

- 중기발생기 류브누설확인 빛‘손상된 증기발생기 격리)

- RCS 감압 및 합력제어

- 격리된 증기발생기 수위유지

- 과잉중기방출 중상확인 및 주중기관 격리시도

- 격리되지 않는 증기발생기를 통한 RCS온도안정

- 2차측 웅측수 재고량 확인

- 급수률 이용한 중기발생기 수위 유지

- 중기발생기를 통한 충분한 RCS열제거 확인

- 가압기의 감압이 안될경우에는 RCS에 기포생성가능성이 높으므로 기포체

거 시도

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3) 안전주입작동 및 증기발생기에 의한 열제거

- 안천주입조건 발생시 안전주입작동 확인

- RCP 정져조건이면 모든 RCP정지 확인

- RCS로의 최대안전주입 유지

- RCS압력이 안전주입 가능압력보다 눔으면 RCS냉각 및 감압실시

- 모든RCP가 정지되었으면 적어도 I개의 RCS유로를 통한 자연순환유량 확언

- 단상 자연순환이 유지되지 않으면 이상 자연순환으로 열제거 시도

- 정지여유도 만혹을 위하여 냉각운천시 필요한 양만큼 용소주입

- 터어번우회 중기계롱율 이용하여 RCS냉각

- 가압기 합력이 사고추 P-T곡선내에 유지되는지 확인

- 증기벌생기 튜브누설확인 및 손상된 증기발생기 격리

- Res 감압 및 압력제어

- 격리된 증기발생기 수위유지

- 과잉증기방출 증상확인 및 주증기관 격러시도

「격 el되지 않는→증기발생기를 통한’Res온도안정

- 2차축 웅축수 재고량 확인

「 급수률 이용한증기발생기 수위 유:~1

- 증기발생기툴 롱한 충분한 RCS열제거 확인

- 고압안전주입 및 저압안전주업의 정지여부 확인

- ,RCP,채기동의 필요성 명가

- RCP 재기동조건 확얀 및 조컨 만축시 기동

- 재장전수조 수위 감소에 따른 격납용기 집수조 수위증가 확인

→ -'RWT가 재순환운천 수위이면 저’압안천주입정지 및 재순환운전 :실시

- 재순환운천시 고압안전주입 최소유량확인

- 가압기의 감압이 안될 경우에는 RCS에 기포생성 가능성이 놓으므로 기포

제거 시도

4) 가압기안전밸브 및 안천감압계통

- 가합기안전밸브 빛 안전감압계통 개방확인

- 가압기안전밸브 빛 안천감압겨I통 혜쇄조건 확인 및 펴I쇄

- 안펀주입조건발생시 안천주입작동 확인

- RCP정지조건이면 모든 RCP정지 확인

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5) 정지냉각계통

- 가압기 압력이 안전주입탱크(SIT) 격리가능 압력에 도달하면 SIT를 격리

후 배기 및 배수실시

- 저온과압 방지계롱율 통작

- 정지냉각계롱 운천조건이 만룩되면 정지냉각운천 실시

2.5 원자로냉각재계롱의 열제거 :

원자로냉각재계롱의 열제거는 노심의 냉각재로부터 기타 열침원으로 열을 천

달하는 기능을 수행한다. 정상운천시에는 원자로냉착재 열이 중기발생기의

주 빛 보조급수계롱의 물로 천달되어 중기화 됨으로서 그 기능이 수행된다.

또한 발천소의 원자로가 정지되고, 원자로냉각재계롱의 압력이 정지냉각계롱

의 연동압력 설정치보다 낮을경우에 노섬내의 잔열을 처I거할 때는 정져냉각

계통율 이용하여 열을 제거한다. 만약 어떤 다른 열침원이 없다면 뜨거운 원

차로 냉각재를→까합기 ,안천~밸브나 안천감합계롱을 통하여 격납용기 내부로

방출하므로서 열을 제거하는 기능을 수행할 수 있다.

1) 안천주입작동 및 중기발생기에 악한 열제거

- 안천주업조건 발생시 안전주업작동 확인

- RCP- 정지조건이면→모든 RCP정지 확인

- RCS로의 최대안전주입 유지

- RCS압력이 안전주입 가능압력보다 높으면 Res냉각 및 감압실시

- 모든RCP가 정지되었으면 척어도 1개의 RCS유로룰 통한 자연순환유량 확인

- 단상 자연순환이 유지되지 않으면 이상 자연순환으로 열제거시도

- 정지여유도 만혹을 위하여 냉각운전시 필요한 양만큼 붕소주입

- 터어빈우회 중기계통율 이용하여 RCS냉각

- 가압기 압력이 사고후 P-T곡선내에 유지되는지 확인

- 중기발생기 튜브누설확인 빛 손상된 중기발생기 격리

- RCS 감압 및 압력제어

- 격리된 중기발생기 수위유지

- 과영중기방출 증상확인 및 주중기관 격리시도

- 격리되지 않는 증기발생기를 롱한 RCS온도안정

- 2차측 웅축수 재고량 확인

- 급수를 이용한 증기발생기 수위 유지

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- 증기발생기를 통한~충분한 RCS열제거 확인

- 고압안천주입 및 저압안전주입의 정지여부 확인

- RCP 채기동의 필요성 명가

- RCP 채기동조건 확인 및 조건 만축시 기동

- 재장천수조 수위 감소에 따른 격납용기 집수초 수위증가 확인

-RWT가 재순환운전 수위이면 저압안천주입정지 및 재순환운전 실시

- 재순환운전시 고압안천주입 최소유량확인

- 가합기의 감압아 안될 경우에는 RCS에 기포생성 가농성이 눔으므로 기포

제거 시도

2) 가압기안전밸브 및 안펀감압계통

- 가합기안전밸브 빛 안전감압계롱 개방확인

- 가압가안전밸브 및 안전감압계통 혜쇄초건 확인 및 폐쇄

- 안천주입조건발생사 안천주입작동 확인

- ,RCP정지조건이면 모든 RCP.;정지) 확인‘

3) 정지냉각계통

- 가합기 압력이 안전주입탱크(SIT) 격랴가능 압력에 도달하면 SIT를 격리

후 배기 몇 배수실시

- 저온과압 방지계통을-동작

- 정지냉각계통 운전조건이 반촉되면 정지냉각운천 실시

3.0 격납용기 건천성 안전기능

격납용기 건천성 안천기능은 격납용기격리제어(Containment Isolation

Control) , 격납용기 압력 및 온도 제어 (Contai nment Pressure and

Temperature Contr‘。1), 가연성 기체 제어(Combustible Gas Control) 동으로

분류한다. 각각의 안전기능에 대한 설명은 다음과 같다.

3.1 격납용기 격리

사고완화를 위하여 개방이 요구되지 않는 모든 격납용기 관롱부의 혜쇄상태

를 확인하여 격납용기 건전성을 유지한다. 격납용기의 압력이 격납용기의 폐

쇄신호의 설정치보다 높을 경우 격납용기 격리를 위해 설치된 격납용기 격러

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밸브가 격답용기 폐쇄신호에 의해서 펴l쇄된다. 격납용기 격리 밸브는 한개는

격납용기 안쭉에 한개는 격납용거 밖에 설치되어 있다.

1) 자동/수통격리

- 격납용기 합력이 격납용기 격려설정치 이상이면 격납용 격려 자동 작동

확언

- 격납용기내에 방사능이 감지되면 손상된 중기발생기률 격리

3.2 격납용기 온도 및 압력제어 :

격납용기 구초물에의 과웅력발생방지 및 열악한 격납용기 환경초건으로 인한

격납용기 내부기기틀의 손상을 방지한다. 격납용기 압력 빛 온도는 격납용기

살수계통(Containment Spray System)과 격납용기 냉각계롱(Containment

Cooling System)을 이용하여제어한다.

1 ) 격납용기 송풍냉각기{정상 Mode)

- 격납용기 송풍냉각기가-정상 Mode로 운전중인지 확인

2) 격납용기 송풍냉각기 (비상 Mode)

- 격납용기 압력이 송풍냉각지 비상운전-설정치一아상이면,송풍 냉각가가 벼

상 Mode로 운천충인지 확언

- 격납용기압력이 정상북귀시에는 송풍냉각기의 정상 Mode천환 확인

3) 격납용기 살수

- 격납용기 압력이 살수설정치 이상이면 껴납용기 살수작동확인 및 격납용

기의 P-T 체어상태 확인

- 격납용기 압력이 정상북귀시에는 격납용기 살수정지 빛 북구상태 확인

3.3 격납용기 가연성기체 제어 :

격납용기 가연성 기체 제어는 격납용기 내부에서의 수소폭발로 인한 격납용

기 과웅력율 방지한다. 격납용기내의 수소발생은 노심용융방지 안전기능의

실패로 인한 금숙과 물의 반응에 의해서 주로 발생된다. 수소개스는

Hydrogen Recombiner에 의해서 제거되고 격납용기살수계통 및 격납용기 냉각

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계통도 격납용기내의 수소개스의 집중을 방지함으로서 개스의 폭발이나 가연

성의 형성초건을 방지하여 가연성기채의 제어에 도움을 준다.

1) 수소재결합기

- 격납용기 수소감지기 운전상태 확인

- 수소재결합기 운전가농 여부 확인

- 모든 격납용기 공기 재순환계통 운전 확인

- 격납용기 수소농도가 제한치 이내인지 확인

2) 수소 Purge 계롱

- 격납용기 수소감지기 운전 상태 확인

- 모든 격납용기 공기 재순환계통 운천 확인

- 격납용기 방사능준위 및 대기 방출시 영향명가

- 수소 Purge계롱의 운전 및 정지결정

3.4 간접 방사농 누출 안전기능

간접 방사능 누출 안천기능은 격납용기 외부에 존재하는 방사농 발생원으로

부터 누출되는 방사능을 방지하는 것이 목척이며, 격납용기 외부의 방사농

발생원에는 사용후 연료p 저장조γ 혜기물←처리 및 저장시설둥이 있다r 그러나

영팡 3&4호기에는 이 간접 방사능 누출 안전기능을 바상운전절차서에고려하

지 않고 있다.

3.5 필수 보조계통유지 안전기놓

상기에서 언급한 모든 안전기능은 여러가지 필수보초계롱의 지원없이는 그

기능을 발휘할 수 없다. 그중 운전원이 취해야할 가장 중요한 조치사항은 필

수교류 및 직류(Vital AC and DC)천력계롱의 유지이며 직류 및 교류천력계통

은 다른 안전기능의 허용기준을 만쭉시키기 워하여 필수적으로 유지 되어야

한다. 밸브의 개,혜를 위해 요구되는 계기공기(Instrument Air) , 밸브, 펌프

모타, 계기를 운천시키기 위한 전력동과 같은 보조계통퉁이 여기에 숙한다.

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4:0 표준)원자로정지후)초치(Standard Post-Trip Action:SPTA)

표준원자로 정지후 조치는 모든 비상운천지침서의 초기 진입점이며, 원자로

정지 발생 또는 요구시에 만록되어야할 필수안천기능율 점검하는 조치로서

‘운전원 조치사항’과 ‘부수조치사항’의 2열 형태로 기술하고 있다. 허용기준

은 ‘운전원조치사항’ 부분에 포함되며 이 허용기준률은 단순 원자로정지에

예상되는 조건틀을 최척명가 분석방법으로 선정된 값툴이다. 본 지칩서에서

는 안전기능 우선순위에 의거 9가지 안천기능의 허용기준율 점검하며 허용기

준을 불만촉하게 되면 척절한 ‘부수조치사항’을 수행하도룩 하고 있다. SPTA

에서 사용되는 각 안전기능별 허용기준은 다읍과 같다.

1) 반웅도쳐I어 (Reactivity Control)

- 원자로 출력감소

- 부(-)기동율(Negative Startup Rate)

- 모든 제어봉 바탁풍 점퉁

2) 필수보조계롱(직류 및 교류천력)유지(Main~enance of Vital ’ Atixi .1 ~aries)

- 주터어빈 정지

- 주발전기 차단기개방

-~소내부하를 소외전원으로-천환

3) 원자로냉각재계롱재고량제어(RCS Inventory Control)

- 가압기 수위유지

- 과냉각상태 유지

4) 원자로냉각재계통압력체어(RCS Pressure Control)

- 가압기 압력제어

- 가압기 압력 안정상태 유져

5) 노심열제거(Core Heat Removal)

- 적어도 한대의 원자로냉각채펌프 운전

- 고온관/저온관의 온도차를 18°F 이내로 유지

- 과냉각상태 유지

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6) 원자로냉각재계통열채거(RCS Heat 'Removal)

- 작어도 한개의 증기발생기 수위 유지

- 원자로냉각계통 명균온도 유지

- 중기발생기 압력 유지

7) 격납용기 격 cl(Containment Isolation)

- 격납용기 압력유지

- 격납용기내의 방사능 감지기 경보 확인

- 이차계롱의 방사농 경보 확인

8) 격납용 온도 및 압력제어 (Containment Temperature & Pressure Control)

- 격납용기 온도 유지

- 격납용기 압력 유지

9) 격남용기 가연성 기체제어(Containment Combustible Gas , Control)

- 격납용기 온도 유지

-‘격납용기、압력 유지

상7! 의 모든 안전기능의 허용기준이 만촉되면 단순 원자로 정지 사고로 판단

하여-원자로정지- 회북지침서를 수행하고 불만좁시에는 진단 지침서를 수행

한다.

5.0 최적북구지침서(Optimal Recovery GUidelines:ORG)

5.1 성공경로(Success Path)

Success Path는 안천기능수행율 위한 연숙적인 조치틀로서 사고발생부터 안

정된 상태까지를 포함하며, 여러 Success Path충 가장 좋은 Success Path는

다음의 원칙에 의하여 선택한다.

1 ) 핵연료 손상 최소화

2) 방사농 누출 최소화

3) 기기손상의 최소화

4) 회복조치의 최소화

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5) 가장 신뢰성있는 가기의-사용

제 3절에서 분석한 영광 3 , 4호기 발전소 비상운전시 사고완화 성공경로를 근

거로 상기 5가지의 원칙에 의거 사고률 신속, 정확하게 완화시킬 수 있는 경

로를 이용한다.

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채 5 절 영광 3.4호기 안천변수감사체동의 쿠성 및 현황

1. 0 영광 3 , 4호기 안천변수감시계롱의 안천기능 경보 알고리즘의 구성 [7].

안전변수감사계롱의 안전기능의 경보 알고리륨은 운전원이 발천소의 정상 및

비정상운천중 안전변수률을 신숙하계 감사 및 진단할 수 있도록 필요한 정보

를 제공하는데 있으며 다음과 같이 9가지의 안천기농툴로 구성되어 있다.

1)노심반웅도제어 (Reactivity Control)

2)원자로냉각재계롱의 재고량 쩌1어 (Reactor Coolant System Inventory

Control)

3)원자로냉각재계롱의 압력제어 (Reactor Coolant System Pressure Control)

4)노섬열제거(Core Heat Removal)

5)원자로냉각재계롱의 열제거 (Reactor Coolant System Heat Removal)

6)격납용기 건천생제어 (Containment IntegritY.Contr‘ 0 1)

7)격남용기 격리제어 (Containment Isolation Control)

8)방사농 유출헤어(Radioactive Emissions Control)

9)주요보초기기 유지저I어 (Maintenance of Vital Auxiliaries Control)

이툴 9까지의-안천기능의 구성에 대한 Overview는 그림 B.l에 나타낸 바와

같이 Levell. Level 2 , Level 3로 나타내고 있다. ‘그럽 B.2는 안전변수감시

계롱의 Level 1에 대한 화면을 나타내고 있는 그럼이다.

1. 1 노심 반웅도 제어 (Core Reactivity Control)

노심 반응도 제어 필수기능은 원자로 정지중 노섬내에서 핵반웅의 조절 여부

를 확인하고, 원자로가 정지된 푸 원자로의 정지 거통을 확인하기 위해서 노

섬의 여러가지 변수률을 감시할 뿐만아니라 적절하게 반웅도 채어가 수행되

지 않아 관련변수툴의 값이 이미 설정된 경보 설정치에 도달할 경우 경보를

발생하여 운전원으로 하여금 적절한 조치를 취할 수 있도록 한다. 노심 반웅

도 제어에 관련된 Level 2의 화면은 그림 B.3와 같다. 또한 주요 감시 변수

그룹은 다읍과 같다.

- CEA Drop Malfunction

- 32 -

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- High Post Trip Power

- Thermal Reactivity Addition

- Low Boron Concentration

상기 각각의 주요감시 변수툴의 경보 알고리즘틀의 경보 설정치와 경보설정

치의 션정배경은 다읍과 같다.

I) CEA Drop Malfunction

YGN

SONGS

1 Uni t

10 Units

영광 3, 4호기의 경우 Reactor Trip후 73개의 Unit충 1재의 Unit만 Bottom

Contact 안되어도 경보가 울럼. CEA Posi tion율 갑시하는 방법은 만약 CEA가

삽입 .되지않으면 Rod Bottom. Light Indication에 신호가 오게된다. 여기서

Reactor Trip의 여부를 판단할 수 있는 신호로는 CEDM Main Power Bus

Undervol tage .• Relay신호에 의해서 판단한다. CEDM Main- 'Power Bus

Undervoltage, Relay는 4재가 있는데 1 , 2가 Train A로 되어있고 3, 4가 Train

B로 ν되어 있다. 축 Train A, B 각각에서 CEDM' Main Power Undervoltage신호가

오면 .Reactor자. Trip판 상태라고-판단할 수 있다.

2) High Post Trip Power

WR Power Change Count:O %/SEC

WR Power Count : IxlO-7 %

Startup Count Rate:

Startup Count

YGN

10 CPS/SEC

2xI03 CPS

SONGS

10 CPS/SEC

lxl05 CPS

o %/SEC

2x10-8 %

Reactor Trip후 Neutron Count 증가와 Neutron Count Rate증가가 계숙된다변

경보가 올린다.

a) Starup Countrate의 증가는 Reactor내에서 Flux증가와 Power증가를 나타

댄다. Normal Conutrate 변화는 Spurious Alarm을 피하기위해서 Filtering한

다. Setpoint Filter는 Normal Background Radiation과 측정기의 Tolerances

- 33 -

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와- Uncertainty를 고려해서 결정한다.‘ 'Setpoint는 측정기의 측정가능한 최소

범위 시작접(축 측정가능한 범위 )을 선정 하였다.

b) Normal Post-Trip Fluctuation의 결과로 Spurious 경보가 울리는 것을 방

지하기 위해서 Fit tering을 한다. Setpoint는 측정기의 Lower Power 축정한

계로 결정한다.

c) 종합

i) Both Undervol tage Relay로부터 Reactor Tri p신호가 나고나서 Startup

Count가 2xl03보다 척은데(발천소 가열이나 Startup시는 이 값보다

큼)Startup Countrate내의 Pos i t i ve Change가 10 cps/sec보다 크변 경보가

발생한다.

ii) Both Undervoltage Relay로부터 Reactor Trip신호가 나고나서 WR

Neutron Logari thmic Power가 1xl0-7lt보다 크고 .Neutron .Logari thmic. Power

Change가 Positive (푹 O 보다큰 경우)이변 경보가 발생한다.

3) Startup Countrate at Cold shutdown

YGN

Startup Countrate @ 1000 CPS

Cold Shutdown

SONGS

1000 CPS

Background Countrate는 측정기의 Uncertainty에 의해서 수정될 수 있다.

Setpoint는 원자로가 Cold shutdown 조건에 있다는 것을 나타내기 위해서 발

천소 천수명기간 통안에 Field에서 조정될 수 있다. 발전소 Cold shutdown시

에 위에서 명시한 값을 냄는다면 경보가 올린다. 또한 발전소 상태가 Cold

shutdown 조건에 있다는 것을 결정하기 위해서 8개의 져온관 RTD(6WR, 2NR)증

가장 낮은 값을 이용한다(Tcold=210 OF). 축 Cold Shutdown시에 High Source

Range Count Rate의 값이 1000 cps 이상이변 경보 울린다.

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4) Res Temperature~at Cold Shutdown

RCS Temp.

YGN

210 of

SONGS

200 of

영광 3.4호기 Tech. Spec. 에 의해서 RCS Cold Leg Temp. 가 210 양이하 이면

Cold Shutdown 조건으로 규정한다. RCS Cold Leg 온도를 측정하는 Channel 6

개충(WR , NR포함)에서 가장 낮은 값을 취한다.

5) Boron Concentration vs Moderator Temp.

100 맘

200 양

300 양

400 양

500' 맏

600 맏

YGN

1194 ppm

1178 ppm

1165 ppm

1156 ppm

n53 ppm

1152 ppm

SONGS

865 ppm

843 ppm

825 ppm

813 ppm

808 ppm

806 ppm

단지- YGN ~과 SONGS의 -값의 차이는 Logic상의 ι차이만 s있다.

묵- 영팡의 경우는 원자로률 안정된 상태를 유지하기 위해 최소로 필요한 최

소붕산 농도를 RCS 명균온도에 따라 산정한 값이다. 그러나 SONGS의 경우는

삽입되지 않는 CEA 갯수와 연관지어 Safe Shutdown에 요구되는 CEA가 전부

삽입되지 않았을 경우 원자로를 안정된 상태로 유지하기 위해서 필요한 최소

붕산 농도를 산정 했다.

6) NR Temp. Lower and Upper Limit

YGN

Lower Limit: 500 of

Upper Limit: 650 of

Cl

Ci

、,-O

O

M-똥

M깅

vi-Ru

ζU

Setpoint 는 측정기의 측정 범위의 End Point의 값을 선정한다.

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1.2 Core Heat Removal

노심 열져l거 필수 기능은 노심의 열제거 기능의 작동여부를 확인하기 위하여

노심의 온도와 원자로냉각재의 관련변수를 감시하며, 노섬 열제거 필수 기농

헤 관련된 Level 2, 3의 화면은 그림 B.4 , B.10, B.ll , B.12 , B.10 , B.14와

같다. 주요 감시변수률의 그룹은 다읍과 같다.

- High Core Delta T

- Low Reactor Vessel Level

- High Core Exit Temperature

- Low RCP Load

상기 각각의 주요감시 변수툴의 경보 알고러츰률의 경보 설정치와 경보설정

치의 션정배경은 다음과 같다.

1) High Core Delta T(Th - Tc)

Delta T

YGN

63~

SONGS

63양

Instrument Error를 고려하여 Highest 고온관 온도값과 Lowest 저온관 온도

값의 차이가 Forced Circulation(RCP, SCS) , Natural Circulation(Subcooled

or Two Phase) 상황에서 63~보다 크면 경보가 올린다.

2) Core Exit Temperature

Temp.

YGN

670°F

SONGS

670°F

Representative Core Exit Temp. 가 670~ 정도이면 Core Uncover가 되어 었

고 Fuel Cladding Temp. 가 1200°F 이상 될 것으로 예상펀다. 또한 Core Exit

Temp. 의 670~는 PZR Safety Valve의 Setpoint인 2525 psia (2500 psia에 I

% 여유고려 )의 Saturated Temperature이 다.

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3) RCP Current

Current

YGN

200 Amps

SONGS

550 Amps

영광 3 , 4호기 RCP에 공급되는 Current는

Cold Condition: 340 Amps

Hot Condition : 274 Amps 입 .

RCP Breaker가 Closed(RCP Running)되어 있고 RCP Current가 200 Amps 이하

이면 경보가 올린다. SONGS와의 차이는 RCP 종류가 서로 다르고 RCP 운전조

건이 서로 다르기 때문이다. 참고로 RCP Breaker 가 Closed 된 상태인데 RCP

Amps가 200 이하이면 RCS Coolant 내에 Void가 포함되어 RCP Load 가

Reduction된 것으로 간주한다. 측 RCP Load 가 Reduction “되었다면 Core

Cooling아 충분하케 이루어지지 않고 있융을 나타댄다. 또한 RCP Current는

RCP Motor Load를 간접적으로 측정하는 방법이다. ‘ hRCP Motor - Torque의

Reduction은 RCP Pump에 의해 Prope !J되는 Mass가 척다는 것을 나타낸다. 따

라서 RCS Coolant내에 Void가 있거나 Coolant가 Liquid에서 Gas로 천환되고

있음을 나타낸다.

4) Reactor Vessel Plenum Level

Level

YGN

10 %

SONGS

10 %

RV Plenum Level 10%는 Instrument Error(HJTC)와 운천원이 Core가 Uncover

되기전에 운전원의 Action을 취할수 있도록 고려하여 설정한 값이다. 그러나

영광 3 , 4호기 ICCMS에서 설정된 경보치는 RV Plenum Level 이 100% 이하이변

경보가 울리도록 선정되어 있다. 따라서 CFMS 와 ICCMS와의 경보치가 서로

다른데 이점은 추후에 검토 빛 분석이 요구된다.

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5) Core Exit Saturation Margin

YGN

Saturation Maragin ~

SONGS

7°F

Subcooled Margin의 Loss률 방지하기 위해서 운전원이 대처할 충분한 여유시

간을 갖을 수 있도록 Instrument Error(CET)를 고려하여 ~로 결정한다.

CET의 Error는 土11: 아다. 그러나 영광 3, 4호기 ICCMS에서의 Low Saturation

Margin은 -10~(Superheated)이다.

1.3 RCS Inventory ContI‘ 01

원자로냉각재 재고량 제어 필수 기능은 노심이 척절하게 냉각재에 의해서 냉

각되고 있는치와 척정 냉각재가 확보되어 있는지률 감시하기 위한 필수 기능

이다. 원자로냉각재~재고량 헤어 필수 기능에 관련된- Level 2, -3의 화면은

그럽 B.5, B.19와 같다. 주요 감시변수툴의 그룹은 다음과 같다.

- Low Pressurizer Level

- Rm‘ Level

- RDT Pressure

- Rm’ Temperature

- Safety Valve Discharge Temperature

- RCS Leakage

- SDS Valve Discharge Temperature

상기 각각의 주요갑시 변수틀의 경보 알고리즘툴의 경보 설정치와 경보설정

치의 선정배경은 다음과 같다.

1) Pressurizer Level

PZR Level m-짧

SONGS

30 %

영광 3 , 4호기의 경우 PZR Level 25 %는 PZR Heater Deenergize의 값을 선정

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하였다.

2) RDT Level , Temperture , and Pressure

Level

Temp.

Pressure ga

뻐-압빠뼈

SONGS

95 %

290~

23 psig

영광 3, 4호기의 이툴 ROT의 수위,압력,온도의 값툴은 현재 High 경보 설정치

로 셜정된 값틀이다.

3) PSV , SDS Valve Discharge Temperture

PSV

YGN

150~ or 25~ +

Normal hot plant reading

Same

SONGS

250양

SDS N/A

1.4 RCS Pressure Control

원자로냉각재 계통 압력제어 필수 기능은 원자로냉각재가 합력한계를 넘거나

급격한 압력의 변화가 진행될 때 압력 조절기능의 상실 여부률 감시하는 기

능을 갖는다. 상한 압력은 고압 원자로 트립 설정치이고 하한 압력은 RCS의

과냉각도를 20°F이내로 유지하는 설정치이다. 경보의 발생은 압력이 상한 또

는 하한을 벗어 났율 때, 또는 압력 변화가 급격하여 압력 설정치를 벗어날

우려가 있을 때 발생한다. 원자로냉각채계롱 압력체어 기능에 관련된 Level

2 , 3의 화면은 그럼 B.5 , B.IO와 같다. 주요 감시변수틀의 그룹은 다읍과 같

다.

- Cold Stress Temperature

- Hi방1 Pressurizer Pressure/Rate

- Low Subcooled Margin

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상기 각각의 주요감시 변수틀의 경보 알고리즘률의 경보 설정치와 경보설정

치의 선정배경은 다읍과 같다.

1) Cold Stress Temp.

YGN

Pressure 500 psia

Temp. 200~

SONGS

550 psia

300~

Cold Condition 서에 Material Fracture의 요구사항을 위배할수 있는 Res 의

과압화률 갑지하기 위해서 RCS 의 압력과 Cold Leg 온도를 비교하여 RCS 압

력이 500 psia 보다 크고 Cold Leg온도가 200CY보다 작다변 경보를 올린다.

여기서 Co ld Leg 온도를 200~로 션정한 근거는 이 온도가 재료의 Bri ttle

Fracture Value로부터 Yield Value로 Stress Li mi t의 Transition율 대표하는

올도이다. 압력 . 500 psia는 일반적안 SCS Rei I f Valve의 개방 설정치를

Instrument Error률 고려하여 션정한 값이다.

2) Hi앙1 PZR Pressure / Rate

YGN SONGS

Al 6 sec alarm setpoint

NR(l sec samp.lnterval) 820 psla 380 psia

WR(3 sec samp.interval) 570 psia 360 psia

A2 12 sec alarm setpoint

NR(l sec samp.interval) 245 psia 580 psia

WR(3 sec samp.interval) 145 psia 580 psia

R Hi방1 pressure alarm setpoint

NR(I sec samp.interval) 2370 psia 2375 psia

WR(3 sec samp.interval) 2370 psia 2375 psia

C High pressure alarm setpoint

NR(l sec samp. interval) 750 psia

- 40 -

750 psia

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WR(3 sec samp. interval) 250 psia

a) Filter for Pressure Transient

720 psia

High PZR Pressure 와 High Pressure Rate는 PZR Pressure Filter에 의해서

감지된다. Fil ter는 Controlled Pressure Transient와 Small Amplitude

Pressure Spike로 인해 불필요한 경보를 일으키는 것을 방지한다. 많은

Transient 분석후에 Undesireable Transient는 다음 두가지 Category로 구분

할수 있다.

Category 1 - Transients that have a high unidirectional rate

。f change during a short time interval(6 sec)

Category 2 - Transients that have a unidirectional moderate

rate of change in" which the'rate 'of‘ change continuous over a longer

time period(12 sec)

b) Alarm Setpoint

또한 경보 설정치는 :마음 세가지로 구분된다.

i) A setpoint for high rate of change transients that occur over a

short time period.

ii) A setpoint for moderate rate of change transients that occur over a

longer time period.

iii) Setpoint for high pressure conditions.

c) Filter for High Pressure Condition

To start the summation technique the pressure must increase above a

high pressure setpoint(R)

High Pressure Alarm Setpoint (R=2370 psia) 와 실제 측정되는 값과의 차이

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룰 모두 더한다.

Setpoint 값보다(C)

은 Zero이다.

이 더한값율 총합(H)로 정의한다. 이 (H)값이 Alarm

보다 크다변 경보가 울린다. 만약 (C)보다 작다면 (H)값

d) YGN 3&4 와 SONGS의 PZR Pressure Filtering Logic Concept

i) SONGS

먼저 Input이 오면 Pressure Transient Change부터 Check하고 나서 Hi방1

Pressure를 Check한다. 따라서 Pressure Transient Ch뻐ge로 언한 Alarm이

먼저 오게된다. 그러나 1984년 YGN과 동일하게 바문것으로 알려지고 있다.

if) YGN

먼저 Input이 오면 가장 • 최근에( 틀어온값i--측→ P(I 2)값아 High Pressure

Alarm Setpoint(R)보다 큰지 Check하고 크다면 High Pressure Alarm

Setpoint ν값과 실제 측정되는 값률과의 차야를←모두 합하여 Setpoint (C)값

과 비교하여 크다변 경보가 올리고 만약 크지 않다면 (H)값은 Zer。로 입력된

다. 그 다융 단 계로 Pressure Transient Ch없ge 률 Check한다.

3) Low Subcooled Margin

Subcooled Margin

YGN

20°F

SONGS

20~

이 Alarm Leg은 PZR Water Temperature와 Hot Leg Temperature의 차를 계산

하여 이 값이 Setpoint보다 작으면 Alarm을 발생 시킨다. YGN 3, 4호기의 정

상운천시 고온관의 온도는 621°F 이고 PZR Water Temperature는 Normal

Operation의 압력 2250 psia의 Saturation Temperature 653~이다. 따라서

최대 Subcooled Margin은 32°F이다. 그러나 고온관의 온도률 륙정하는 RTD나

PZR Water Temperature률 육정하는 계기의 오차풍율 고려할때 경보 설정치는

32°F보다 훨씬 적은 값을 선정해야한다. Subcooled Margin의 경보 설정치를

결정 할때 고려해야할 사항은 다음과 같다.

- 42 -

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Cause of Variation Subcooled Equivalence

Fluctuations due to controller Pressure: 50 psia(-3°F Tsat)

deadband not including measurement Temp. : + 2 of errors

Satratification of coolant temp.

in hot leg and vessel UI뿌er head

caused by radially non-uniform

core outlet temp.(ANO-2 Data)

Instrument Error - P and T measurement

error affection determination of

outlet temp. and saturation temp.

= + 3 ~

= 10 맘

따라서 Subcooled Margin은< 20~ Subcooled >0.0 얻 Subcooled내에서 설

정해야한다.

1.5 RCSHeat Removal

원자로냉각재계통 열져I거 제어 필수기능은 원자로 정지후 쟁생열, 잠재열 및

잔열을;o RCS에서 혈침원흐로획-혈처 I거에관련된 변수흘 감시하는 기능을 갖는

다. 원자로냉각재 체어 필수 기능에 관련된 Level 2, 3의 화면은 그림 B.5 ,

B.15, B.16, B.17 , B.18, B.19. B.20, B.6, B.21 , B.22, B.23와 같다. 주요

감시변수툴의 그룹은 다음과 같다.

- SCS Not Cooling

- S/G Not Cooling

- Low SIS/FW Cooling

- Low SIS Pump Flow

- ECCS Not Cooling

상기 각각의 주요감시 변수툴의 경보 알고리즘툴의 경보 설정치와 경보설정

치의 선정배경은 다음과 같다.

- 43 -

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1) SCS not Cooling

YGN

LPSl Flow 1000 gpm

LPSl Header Temp 3°F/hr

SONGS

1000 gpm

3~/hr

비현실적인 모든 Spurious Alarm을 제거하기 위해서 Instrument Error에 의

한 Uncertainty와 요구되는 Flow와 실제 Flow Performance사이의 Margin동을

고려하여 경보 설정치를 션정한다.

i) LPSl Flow는 F-306 , F-307에서 신호를 받고 있다.현재 SCS Flow에 수반된

경보는 SCS Flow가 3500 gpm이하 일때 Low Flow 경보가 올리도록 설정되어

있다. 이 경보설정치는 RCS와 SCS Hx.사이의 유체의 Effective Movement를

감시한다. 그리고 영광 3, 4호가 Tech. Spec.에는 scs 운천시 4000 gpm 이상

으로 운천하도롭 되어 았다. 이러한 여러가지-정보틀을 분석해 ;볼때 1000

gpm은 비현실적인 값이라고 판단된다. 정확한 정보는 아니지만 1000 gpm은

F-306 , F-307의 측정카능한 Lower 범위를 경보 설정치로 결정한 것이 아닌가

사료된다. 추후에 이부분은 충분한 검토와 분석이 요구된다.

ii) IpSI -Header-1'용m뇨 (T-3S1Y, T-352Y)의 온도 증가가 I 시간 동안에 3~ 이

상이 되면 SCS 운천에 문제가 있음을 인지한다. 이 값은 Instrument Error을

고려하여 설정한 값이다.

2) S/Gs not Cooling

이 상황은 두깨의 증가 발생기가 Available 하지 않고 RCS내의 Decay Heat을

제대로 제거 할수 없는 사고 상황을 나타낸 것이다.

i) S/G Level

Level뻐-잃

빠一빼S/G level(L-1113A , L-1113B , WR) 이 23.4%에 도달하면 AFAS가 발생된다. 이때

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RCS Decay-Heat를 제거하기 위해서 기증기 발생기가‘사용가능한 상태로 유지되

어야 한다. 그러기 위해서는 Main Feedwater 나 Auxiliary Feedwater량이 충

분하게 공급되어야한다. Natural Circulation하에서 RCS로부터 열을 전달하

기 위해서 요구되는 최소한의 증기발생기의 수위는 Process Margin과

Tolerance에 의해서 결정된다. Natural Circulation을 위해 요구되는

Hydraulic Driving Force는 RCS Coolant Temperature와 중기발생기의 이차측

온도 차이에 의해서 달라질 수 있다. 증기발생기의 Minimum Heat Transfer

Area7t 계산되고 중기발생기 수위로 Convert된다.

ii) Auxiliary Feed Flow

Time YGN SONGS

o sec 388 gP!D 468gpm‘

300 sec 388 gpm 468 gpm

‘ 600 • sec --388 • gpm' -468 gpm

900 sec 352 gpm 425 gpm’ 、-‘

1200csec 316 gpm 381 gpm

1.’44xl04sec o gpm o gpm

RCS---Decay -Heat툴 처I거하기--→위해서 요구되는 Feedwater량은 System - Delay

Time과 같은 Process Factor가 고려된다. SIG Level 이 23.4%(WR) 에 도달하면

Auxi I iary Feed Water System이 작동된다. System의 Start-up .Time은 Time

Delay가 고려되었다.

iii) Main Feed Flow

Flow m-鍵

SONGS

2500 gpm

Main Feed Flow Measurement 는 영광의 경우 2237 gpm 이하의 유량은 보장 할

수 없는 값이다. SONGS의 경우 2500gpm이하의 유량은 보장 불가능하다. 따라

서 경보 설정치를 보장 할 수있는 값의 Lower Li mi t로 선정 하였다.

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iv) Loop Temperature Increase

Temp. Change

YGN

lO~/hr

SONGS

lO~/hr

Loop Temp. Increase는 중기 발생기 Degraded Condition에 대한 Backup 경보

를 제공하기 위한 수단이다. 고온관의 온도와 저온관의 가장 낮은 온도값을

합하여 명균하여 단위 시간당 증가량을 산정한다. 산정된 온도 증가량이

lO~/hr이상이 된다면 Loss of Efficient Cooling나 System Mis-Operation이

형성되어 계통내의 급격한 Heat-up이 예상된다. 이때 두개의 고온완은

Subcooled Margin아 유지 되어야한다. 그러나 SONGS는 한개의 고온관만

Subcooled Margin이 유지된다면 문제가 없다.

v) Saturation Margin

Margin뻐-‘판

빼)#

축정된 Pressurizer Pressure(NR.WR)를 가장 낮은값을 선택하여 이에 상용하

는~ Tsat.~를 결정하고 Hot ~ Leg옹도와의 차이를 계산한 푸νοJ- 값이 13~ 이상

야 유지 되야야 한다. 여거서 13'l'는 Pressure Channel과 Hot Leg RTD

Instrument Error를 고려하여 산정된 값이다.

vi) Summary

- 중기발생기 1의 Level이 23.4%인데 Main and Auxiliary Feed가 안되거나

RCS Loop Temp. Increase 가 lO'l'/hr이상일 경우.

- 중기발생기 2의 Level이 23.4%인데 Main and Auxiliary Feed가 안되거나

RCS Loop Temp. Increase 가 lOOF/hr이상일 경우.

- 모든 SCS Li ne은 Closed되야 하는데 안되는경우

- 두개의 고온관온도의 Saturation Margin이 13°F이하로 유지될 경우

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- Reactor Trip된 상태에서 상기조건틀이 형성될 경우 경보가 울린다.

3) Low SIS/FW Cooling

Res Heat Removal울 수행하기 위해서 S/G률 이용하거나 SIS계롱을 이용하여

Makeup하는 방법을 채택한다. 여기서 RCS의 Decay Heat률 제거하기 위해서

요구되는 Feed Flow는 Main, Auxiliary, Charging, HPSI Cold Leg, HPSI Hot

Leg, LPSI Header Flow 가 Reactor Tri p된후 경과된 시간에 대해 요구되는

Flow만큼 Makeup이나 Feed되지 않으면 경보 발생한다.

첫째: Time Post-Trip에 대해 요구되는 Feedwater Flow의 Table과 두 중기발

쟁기에 실제 틀어오는 Feedwater Flow의 합율 이용하여 중기발생기를 롱하여

RCS Heat 를 제거하는 Fraction을 결정한다.

Total Aux;and"Main Feedwater(Both S/G)

Ffw =Required Feed-to'Match Decay Heat vs. Time

Post Trip

틀째: Time Post-Trip에 ‘ 대해~ →요구되는→ Safety-'Ir1jection Flow의 Table과

’fatal Safety Injection Flow(Charging, HPSI , LPSI)를 비교하여 Safety

Injection에 의해서 처I거되는 열의 Fraction을 결정한다.

Sum of Charging, HPSI(Cold , Hot Leg) LPSI FlowFsi =

Required Safety Injection Flow to Match Decay vs.Time Post Trip

이툴 두 Fraction율 합하여 이합을 1. 0과 비교하여 그합이 1. 0보다 크면 문

제가 없으나 그합이 1. 0보다 작으면 경보가 발생한다. 이때 RCS Saturation

Margin 13°F이상 유지 되어야 하고 RCS Loop Temp. Increase가 10 F/hr이상

이면 경보는 발생한다.

- 47 -

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i) SIS Flow vs.Time after Trip(Before RAS)

이 경우는 Small Br.eak LOCA상항이므로 RAS상팡 까지는 사고가 진행되지 않

는다.

YGN =SONGS

TimeOsee10 sec100 sec600 sec1000sec2000 sec4000 sec7000 sec­10000 sec40000 sec100000·sec500000'sec1000000 sec8000000 sec)8QQ:OQQ•q‘.s~c.

SIS Flow3750 gpm3750 gpm3750 gpm3750 gpm1000 gpm560 gpm420 gpm350 gpm

'-320--gpm­320 gpm170-gpm110' 홉p미

80 gpm40 gpm.49" gp!J1

ii) ·ECCS· not Cooling( Before , After RAS)

- Before RAS Case

YGN =SONGSTimeOsee10 sec100 sec600 sec1000 sec2000 sec4000 sec7000 sec10000 sec40000 sec100000 sec500000 sec

SIS ‘ Flow3750 gpm3750 gpm3750 gpm3750 gpm1000 gpm560 gpm420 gpm350 gpm320 gpm320 gpm170 -gpm110 gpm

48 -

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1000000 sec8000000 sec)8000000 sec

80 gpm40 gpm40 gpm

- After RAS Case

YGN =SONGS

Timeo sec10 sec15 sec20 sec50 sec100 sec500 sec1000 sec1200 sec4000 sec·7000 sec10000 sec40000' sec"100000 sec400000 sec1000000 sec8000000 sec)8000000 sec

wmmmmmmmmmmmmmmmmmm

oppppppppppPPPPPPPP

H

gggggggggggggggggg

smmmmm

mω%ωm

mωm

m뻐%mmm%)뼈

1l

rt

7,t‘’l‘”un“FC

FE

FE

A1

”Jnt

n/‘,---

q니

끼J

n‘nι-----‘

j

j

Large Break LOCA 시 Core Cooling율 유지하기 위해서는 RCS 나.Core의 열을

체거해야한다. 여기서 RCS나 Core의 열은 Decay Heat와 Sensible Heat로 구

성되어 있다. Sensible Heat는 Res의 Material Structure 와 Component에 저

장되어 있는 열을 일것는다. 따라서 Sensible Heat는 Reactor Trip푸 약 15

- 20 분 기간동안에는 ’fatal Heat의 대부분을 차지하고 있다. 그이후는

Sensibl e Heat는 매우 적어진다. 보통 RAS발생의 Mi ni mum Ti me을 20분으로

산정하면 Sensible Heat률 제거하기 위한 SIS Flow는 HAS전이 RAS푸보다 큰

값이 요구된다. 이러한 논리가 현재 반영되어 있다. RAS전과후의 SIS Flow는

SIS 계롱을 통해서 나온 Flow가 모두 Core나 RCS내로 틀어오는 것이 않이고

계통내의 Open된 곳이나 Break된 곳으로 Flow가 우회해서 빠져나간다는 전체

하에서 해석하여 결정된다. 이 우회 유량을 약 25%로 가정한다. 이때 RWT의

Water온도는 100°F로 가정한다.

또한 두 고온관내에 Saturation Margin이 유지 되지 않으며(13°F보다 작다)

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RAS전에 두 증기발생기의 수위가 25% 이하로 유지 된다변 경보가 발생한다.

여기서 증기발생기의 수위를 25%로 규정하는 이유는 중기 발생기의 수위가

25%이상이 되면 중기발생기 Cooling에 대한 Credit을 두기 때문이다.

iii) Low Safety In샌etian System Pump Flow

SIAS신호가 발생하고 나서 RAS 전후에 따른 RCS Pressure에 대한 SIS Flow를

산정한다. YGN와 SONGS 의 차이점은 SONGS는 RAS전,후률 구분하지 않았기 때

문여다. 따라서 Minimum Flow 요구사항은 한대의 HPSI와 한대의 LPSI Pump에

대해서 가정한 FSAR LOCA Safety Analysis를 근거로 산정된 값이다.

YGN(Before RAS)Pressure1615 ,psia1415 psia1215 ‘ psi a­1015 psia815-psiaoIb psta415 psia215 psia170 psia155 psia135 psia115 psia95 psia75 psia55 psia35 psia15 psia

Pressure1615 psia1415 psia1215 psia1015 psia815 psia615 psia415 psia

SIS Flowo gpm

310 gpm475 gpm615 gpm712- ‘ gpm790·'gpm865 gpm935 gpm940.gpm.

2465 gpm3375 ·gpm3860 gpm

’4265 gpm4670 gpm5025 gpm5355 gpm5620 gpm

YGN( After RAS)SIS Flow

o gpm310 gpm475 gpm615 gpm712 gpm790 gpm865 gpm

- 50 -

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215 psia170 psia155 psia135 psia115 psia95 psia75 psia55 psia35 psia15 psia

935 gprn940 gprn945 gprn955 gprn960 gprn965 gprn970 gprn9'15 gpm980 gpm990 gpm

SCS Valve는 모두 잠겨있는 상태에서 Reactor는 Trip되어 있고 두개의 SIAS

신호충 한개가 발생된 상황에서 PZR Pressure에 따라 요구되는

Flow(Charging, HPSI Cold Leg, HPSI Hot Leg , LPSI)가 제대로 주입되지 않

을 경우 경보가 발생한다.

1. 6 격납용기 건전성제어

격납용기 건천생져I어 ~필수기능은 격납용거의 압력 i 온도 및 가연성 ‘가스의

농도가 안천한계 범위 안에서 유지되는가의 여부 및 효율성을 감시한다. 격

남용기 건전성 제어 필수 기능에 관련된 Level 2, 3의 화면은 그림 B.7 ,

B.24 , B.25와-같다. 주요 감시변수틀의 그룹은 다읍과 같다.

- Reactor Coolant Fan Cooler Status

- Low Spary Flow

- Containment Pressure Change

- High Containment Pressure

- Low Containment Pressure

- High Containment Temperature

- High Containment Hydrogen

1. 7 격납용기 격리제어

격납용기 격리저l어 될수기능은 격납용기로부터 방사농 누출을 방지하기 위

하여 격납용기를 관롱하는 파이프에 설치된 밸브의 개, 혜 여부를 감시하는

기능을 갖는다. 격납용기 격리 제어 될수 기능에 관련된 Level 2, 3의 화면

은 그림 B.7 , B.26 , B.27와 같다. 주요 감사변수들의 그룹은 다음과 같다.

- 51 -

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- Containment Isolation

- Containment Purge Isolation

- Safety Injection Isolation

- Main Steam Isolation

- Containment Spray Isolation

상기 주요변수틀에 대한 설계는 AlE에서 수행되고 있는 관계로 이툴 경보

설정치률은 AlE에서 결정하여 NSSS로 전달된다.

1. 8 방사능 유출제어

방사농 유출제어 필수 기능은 발전소로부터 주변 환경으로의 유해한 방사능

누출율 방지하기 위하여 정해진 조치사항률이 적절하게 유지되고 있는가의

여부를 감사하는 기능을 가지며, 방사능 유출제어 필수 기능에 관련된 Level

2; 3의 화면은 고립 B.8 ,- B;-28 ," B.29과{같다. 주요←감사변수툴의 그룹은 다

융과 같다.

- Hi방1 SecondarY System

- Hi방1 HVAC Effluent

-→ Hi활1 ContaJnment Air

- High Purge Stack

- High Radwaste Discharge

상기 주요변수틀에 대한 설계는 AlE에서 수행되고 있는 관계로 이틀 경보

설정치틀은 AlE에서 결정하여 NSSS로 전달된다.

1. 9 주요보조기기 유지 져I어

상기 8가지의 필수 안전기능률은 주요보조기기 계통들에 의해서 작동 또는

유지된다. 이러한 보조계롱툴은 모든 안천관련 밸브 빛 기기틀율 작동하는

공기나 천원틀을 공급한다. 이와같이 공급되는 공기, 기기냉각수 및 안전관

련전원툴의 작동 여부의상태를 감시하는 기능을 갖는다. 주요보조기기 유지

제어 필수 기농에 관련된 Level 2, 3의 화면은 그림 B.9 , 8.30. B.31 , B.32 ,

B.33와 같다. 주요 감시변수틀의 그룹은 다음과 같다.

- 52 -

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- Loss of IE AC

- Loss of IE DC

- Loss of CCW

상기 주요변수틀에 대한 설계는 AlE에서 수행되고 있는 관계로 이툴 경보

설정치틀은 AlE에서 결정하여 NSSS로 전달된다.

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채 6 절 영광 3 , 4호기 안전변수감시계통애 대한 원~t력안전기술

원의 확언 몇 검중 심사애셔의 지격사항과 그얘 대한

검토의견

안전변수감시계롱에 대한 설계의 중요성이 대두되기 시작한 것은 TMI사

고 이후 인간이 발전소의 모든 제어 빛 감사하는 계통율 이용하는데 있

어서 관련된 계롱, 장버, 설비틀에 대해서 언척요소률 적용한 인간공학

적 흡면의 설겨I가 매우 충요시 되고 있으며, 관련 인허가 요건도 강화되

고 있는 실정이다[8], [9 ], [IO], [11 ], [I2], [I3], [14 ], [15]. 이러한 인간

공학척인 측면을 제대로 반영하여 설계 되었는지를 겹토하기 위해서· 안

천변수감시쩨롱에 대한 KINS의 확인 및 검중이 영광 3.4호기에 대해 수

행되었으며, 수행시 지척된 사항을 토대로 설계자의 입장에서 검토한 사

항을 쩌I사하여 보았다-이외에도 안천변수감시계통 설바에 대한 여러가

지 지척사항틀어 제시되었으나, 이는 기기제작자률의 범위이므로 본 검

토에서는 다루지 않았다.KINS의 지척사항과 그에 대한-검토의견은 다읍

과 같다.

1. KINS 져척사한

Liquid Radwaste Discharge Header Radiation 변수가 SPDS Display

Page에 누락되었다.

Liquid Radwaste Discharge Header Radiation 변수는 SPDS Display Page

에 기반영되어 았다.

2. KINS 지척사항

안전변수감사계롱의 Containment Spray/Cooling 화면에 RCFe flowpath의

밸브번호 (ID point)(VP-lOOIY/2Y/3Y/4Y) 가 잘못 기재 되었다.

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섬체~~의 컵토의켠:

RCFC에 관련된 내용은 RCFC률 설계하는 AlE의 확인율 받아 정확하게

CFMS(SPDS)에 적용할 예정이다.

3. KINS 지척사함

RVLMS Display 화면의 % 값이 Volume율 의미한 것인가.

RVLMS Display화면에 나타나는 % 값의 의미는 RV의 Volume율 나타내는

것이 아니고 Height를 나타댄 것이다. 또한 제시된 %값은 검중된 값이

다.

4. KINS 쳐척샤힌

안전면수감사계통의 내용에 80s Component에 대한 내용 누락되었다.

영광 3&4호기의 안천감압계롱은영광 3 , 4호기가 진행되는 도충에 삽입된

계롱으로서-설계가 거의 마무리되는 시점에서 80s Component 사항율 반

영하였다.

5. KINS 지척사한

Component Cooling Water Trains A&B 화면의 Configuration 내용이 실제

계롱의 Configuration과 일치 하지 않는다.

영광 3&4호71 Component Cooling Water Trains A&B의 설계는 AlE의 책임

하에 수행되고 있으며 CFMS의 Di splay 상의 Configuration과 실제 CCW계

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통 설계와의 얼치문제는 수차례에 걸쳐 AlE가 확인한 사항이므로 문제가

없율 것으로 판단된다.

5. KINS 지척사한

안전변수감사계롱의 내용이 Safety Function별로 Parameter Grouping이

결여되어 었다.

첼체자의 꺾토의켠:

영광 3&4호기 CFMS 설계는 계롱에서 다루는 안천변수의 수가 매우많아

EPG에서 추구하고있는 Guideline을 따르지는 않았다. 만약 CFMS의 설계

가 EPG의 Guideline을 따르게 될 경우 CFMS의 화면의 용량은 매우증가되

어야 하며 이러한 설계는 CFMS설계 륙성상 바람직하지 않다고 판단된다.

영광 3&4호기 CFMS설계는 Safety_ Function과 계롱간의 Mapping이 잘 구

생되도륙 셜계되어 었고. Primary Display 와 Secondary Display와의 사

。!혜 계통연결은-운천원이 Sector-Number률 이용하여 수행할 수 있도록

설계되어 있어 Safety Function별로 적절히 구성된 설계라고 판단된다.

6. KINS 치척사한

Primary Display 상의 Key Parameter가 결여되어 있다.

청채자의 컵토의견:

CFMS Primary 화면(Level 1)은 각 Critical Function의 Status에 대한

종합적인 정보를 제공하는 화변으로서 어변 Parameter의 구체적인 정보

률 척1공하는 화면은 아니다. 또한 CFMS Algorithm 내에 구성되어 있는

Key Parameter률 모두 나타내기에는 Parameter수가 너무 많으며. 이렇게

많은 Parameter를 한 페이지 화면에 나타 낸다는 것은 발전소의 안전상

태를 감시하는 운천원에게 비효율적일 뿐만아니라 흔돈만 초래하게 핀

다. 따라서 이러한 많은 정보를 처리하기 위해서 영광 3&4호기 CFMS 설

계는 어떤 발전소 비정상 상항에서 위협받는 안전 변수로 운전원의 접근

아 가능하도록 Three-Level Hierarchy 방법(Top-Down Leve1)율 적용하고

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있다. 이 런 방법론은 NUREG-1342 , Section 111.8.2에서도 Acceptable 하

다고 밝히고 있다.

7. KINS 지척사학

Display System Audible Alarm 미설치

첼체차의 겪토의켠:

KINS가 제시한 관련요건 뻐REG-0835는 공식 발행된 규제요건이 아니라

Draft 였으며. 이후 발행펀 NUREG-0800, Standard Review Plan(SRP)

Section 18.2의 Appendix A로 대체되었다. 그러므로 영광3 , 4호기 CFMS

셜계는 NUREG-0800의 규제요건을 만쭉하면 문체가 없는 것으로 판단된

다. 포한, SRP Section 18.2, Appendix A의 5.2.2.1 (c)항은 다읍과 같

이 기술하고,있다.

“ Perceptual (audible ~t“ visual)- cues are provided by the system to

alert the control room, operator to return to the primary display

format while viewing s강condary information.

영광 3 , 4호기 CFMS는 visual alarm 과 audible alarm 기능을 모두 가지

고 있는 설계이다. NUREG-0835에서는 CFMS audible alarm을 PAS와 공용

으로 사용하지 말것율 • 요구하고 있으나. 영광 3&4호기 CFMS 설계는

NUREG-0800 의 요건에 의해서 설계하고 있다. 따라서 SRP에서 요구하는

기능은 visual alarm을 통해서 제풍하며 audible alarm은 redundancy 개

념으로 생각하면 된다.

8. KINS 지척사함

CFMS Alarm Setpoint가 다른 I&C문서의 Setpoint툴과 일관성율 유지하지

않고 있다.

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설챔자의 겪토의견:

CFMS 설계륙성 빛 alarm 기능상 CFMS alarm setpoint는 I&C setpoint와

서로 차이를 보일 수 있다. 이에 대한 분석은 제 5절에 상세하게 분석하

였다.

9. KINS ~1 척 Al룡i

영팡 3, 4호기 Emergency Operation Procedure Steps unaccounted for by

CFMS information.

본 V&V에서 요구하고 있는 내용은 영광 3&4호기 CFMS설계에서는 고려되

어 있지 않는 Feature이며, 이룰 수용하기 위해서는 상당한 설계변경이

필요된다. 그러나 보다 더 진보된 안천변수감시계롱에서는이러한 사항

률이 모두 반영되어 발전소 비상운천시 운천원이 안전변수감시계롱을통

해서 발전소와 바상운천절차률 관련된 제어계통과 연계하여 수행될 수

있을 것이다.

10. KINS 지적사한

CFMS Organization 과 EPG의 SFSC과의 일치성 문제

TMI 사고이후 미국 NRC는 NUREG-0737과 NUREG-0696을 통해 Safety

Parameter Display System(SPDS)의 설치를 의무화하도록 요구하였는데,

이 SPDS의 목척은 최소한의 주요 안전 변수률을 간결하고 함축된 형식으

로 표현함으로서 운천원이 발천소의 정상, 비정상 빛 비상 상태를 손쉽

게 감지할 수 있도록 도움을 제공하는데 있다. 현재 영광 3&4호기의

CFMS는 단순히 주요안전변수의 CRT Display 개넘을 남어서 Critical

Safety Function과 관련된 각종 Processing정보률을 P&ID형식으로 그래

픽 화면을 통해서 나타내고 있다. 그러나 EPG의 SFSC률 화면상에 나타내

기 위해서는 CFMS의 Display 용량이 현 단계보다 상당히 증가되어야 하

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며, 이러한 문제는 또다른 차원에서 검토가 수행되어야한다. 또한 CFMS

와 EPG의 SFSC와의 일치문제는 CFMS의 Design Basis자체의 변경을 요구

하는 문제로서 천반적언 설계변경없이는수용이 불가농한 문제이기도 하

다.

11. KINS 지척사한

발천소 사고상황에서의 SIS Termination Criteria 설정문제.

첼체자의 컵토의켠:

발천소 사고상황에서 SIS Termination의 결정여부는 운전원이 판단할 문

혜로서 CFMS 화면상에 SIS Termination Criteria를 나타낼 필요가 없다

고 판단된다.

12. KINS 지척사한

Basis for αlannel Selection

.

CFMS로 입력되는 각종 안천변수틀에 대한 션청은 충분한 검토와 명가룰

수행한후 션정되었으며, 각각의 변수마다 타당한 근거를 내포하고 있다.

따라서 이 문제는 CFMS설계 기준사항으로서 본 V&V의 차원을 벗어나는

문체라 판단된다.

13. KINS 치척사한

Orientation of Core Map Diagrams

첼체자의 겁토의견:

영광 3&4호기 CFMS Core Face Map 화변은 영광 3&4호71 MCB Core Face

Map 화면과 일치하고 있다.

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14. KINS 치척사한

SPDS 청각경보계롱 미설치 문제.

(1) 청각경보의 경우에 안천수치표시계롱툴은어넨사에터체통과톡럽적

이어야 하며 어넨시에터계통과 톡같은 청각경보를 발생해서는 안되도록

관련요건(NUREG-0835, Section 4.8 Audible Alarm)에서 제시하고 있으나

어넨사에터계통과공용으로 사용하고 있다.

(2) 안전수치표시반의 일부 안천변수(SDCS Not Cooling, 다CS .Not

Cooling, Co ld Stress Temp.)의 경우는 경보률 발생하여도 주제어실 경

보창의 변수 내용이 얼치되지 않아 긴급한 상황에서 운천원의 혼란율 야

기시킬 우려가 있다.

갤체차의 컵토의견:

(I) KINS가 제시한 관련요건 M쩌EG-0835는 공식 발행된 규쳐I요건이 아니

라 Draft 였으며i 이후 발행된 NUREG-0800, Standard Review Plan(SRP)

Section 18.2의 Appendix A로 대체 되었읍. 그러므로 영광 3, 4호기 CFMS

설계는- NUREG.:;0800 악“규제요건을 만록하면 된다. ’ 또한, SRP Section

18.2, Appendix_A의 5.2.2.1 ’(c)항은 다융과 같이 기술하고 있다.

“ Perceptual (audible or visual) cues are provided by the system t。

alert the control room 0뿔rator to return to the primary display

format while viewing secondary information.

영광 3 , 4호기 CFMS는 visual alarm 과 audible alarm 기능을 모두 가지

고 있는 설계이다. NUREG-0835에서는 CFMS audible alarm을 PAS와 공용

으로 사용하지 말것을 요구하고 있£나, 영광 3&4호기 CFMS 설계는

NUREG-0800 의 요건에 의해서 설계되고 있다. 따라서 SRP에서 요구하는

기능은 visual alarm을 통해서 제공하며 audible alarm은 redundancy 개

념으로 생각하면 된다.

(2) CFMS의 Primary 화면 (Levell)은 각 Critical Function의 Status에

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대한 종합적인 정보를 제공하는 화면으로서 어땐 parameter의 구체적 정

보를 제공하는 화면은 아니다. 축 CFMS의 Primary 화면 (Levell)은 각

Critical Function의 이름과 해당 Critical Function의 Status를 결정하

는 Alarm Algorithm의 Alarm leg 이름으로 구성된 9개의 BOX로 구성하여

표시하고 있다 . 여기서 Alarm leg은 몇개의 안전변수틀의 묶음에 해당

되며 Alarm leg의 이륨은 해당 안천변수틀의 성격을 고려하여 적철하게

붙여진 이름이다. 그러고 KINS 가 지적한바와 같이 영광 3, 4호기 CFMS에

서 채택한 모든 안천변수틀을 Primary 화면 (Level I)에 표시하기에는

그 숫자가 너무 많아 현설척으로 불가능할뿐만 아니라 오히려 운천원의

혼란만 초래할 뿐 바랍칙한 방법이라고 판단되지 않는다. 그러므로 KINS

가 지적한바와 같이 안전수쳐표시반 (Primary 화면)의 일부 안천변수

(KINS가 예로든 SDCS Not Cool lng, ECCS Not Cool ing, Cold Stress

Temp. 퉁은 실제로는 안천변수아륨이 아니라 Alarm Leg의 이륨이다)의

경우 경보를 발생하여도 주제어실 경보창의 변수내용과 일치하지 않는것

은 당연하다.

Critical· Function충 ’ RCS Heat Removal~를 예로틀어 설명하면 다읍과

같다. CFMS의 Primary 화면 (Level I)의 ’ RCS Heat Removal’칸에는 ’ RCS

Heat Removal’의 Alarm Algorithm 에 Input으로 제공된 안전변수틀의 이

름이 Display 되어 」 있는것야 아다라-Alarm-Algorithm의- Alarm- Leg의 아

름틀(~DCS Not Co~ling, Low SIS Pump Flow, ECes 'Not Cooling, SG Not

Cooling, Low SI/FW Cooling)이 Display 되어 있다. ’ RCS Heat

Removal’의 Alarm Algori thm에 Input으로 제공된 안천변수툴의 숫자는

대략 44개이며 이 많은양의 안전변수틀을 Primary 화면 (Levell)의

’ RCS Heat Removal ’ 한칸에 Display하고 또 이러한 안천변수틀의 내용과

얼치되도록 주제어실 경보창울 만든다는것은 현실적오로 불가능할뿐만

아나라 간급한 상항에서 너무 방대한 양의 정보를 운천원에게 제공하게

되어 오히려 운전원의 혼란율 야기시킬 우려가 았다. 그래서 영광 3.4

호기 CFMS에서는 각 Critical Function의 Alarm Algorithm에 Input으로

제공된 안천변수틀을 몇개씩 묶어 Alarm Leg율 구성하고 그 Alarm Leg에

적절한 이륨을 부여하여 Primary 화면에 Display함으로써 운천원으로 하

여금 Critical Function의 손상여부및 손상원인까지 보다 더 신숙하게

알수있도록 하고 있다.

예를틀어 “ SDCS Not Cooling ’ 이 라는 Alarm Leg의 Logic에 대해서 간략

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하게 설명하면 RX가 Trip되어 있고 Shutdown CoolIng System의 두 Train

중 어느 한 Train의 Valves가 열 려 있는 상태에서 LPSI Header Flow가

Setpoint보다 작거나 LPSI Header Temperature Increase Rate가

Setpoint보다 콜 경우 Alarm이 발생하여 RCS Heat Removal이 정상적으로

수행되지 않고 있읍을 운전원에게 알려주며 그 원인여 Shutdown Cooling

System에 의한 Cooling이 제대로 되고 있지않읍에 있읍율 알려 주는 것

이다. 이러한 경우 운천원은 CFMS의 Primary 화면 (Levell)을 통해서

Shutdown Cooling System이 제대로 작동되고 있지 않읍을 인지하고

Shutdown Cooling System과 관련된 주제어실 경보창을 통하여 혹은 CFMS

의 Level 2 , 3 화면을 통해서 Shutdown Cooling System에 대한 더 자세

한 정보를 얻을수 있게 된다. 이와달~I “SDCS Not Cool ing’ Alarm Leg

의 안천변수틀을 모두 Display 하여 이러한 안전변수틀에 모두 Alarm이

발생했을경우운천원은 안천변수률의 Alarm율 종합하여 상활을 판단해야

하므로 혼란을 야기시킬 수 있다.

15. KINS 지척사함

각 운천모드(Mode) 별 인간공학척 화면 표시양식 (Format) 빛 시협방법 미

적용.

주(Primary)' 화면표시내용에는 각 운전모드에 따른- 양식을 포함하고 시

혐되어야 하나 이에 대한 자통 포는 수동기능이 없는것으로 검토 되었

다.

* 관련 근거:

- NUREG-0131 Supplement I , Sec. 4.1.f

- NUREG-0800 SRP App.A to Sec. 18.2. 5.5.1.1 Sufficient Information

- NUREG-0835 4.4.5.1 Mode of Plant Operation

4.5.5.2 Display Format Selection ‘

KINS에서 제시한 관련근거 내용을 기술하면 다읍과 같다.

(1) NUREG-0737 Supplememt I , Sec. 4.1. f:

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The minimum information to be provided shall be sufficient t。

provide information to plant operator about:

i) Reactivity Control

ii) Reactor Core Cooling &heat Removal from the

Primary System

iii) Reactor Coolant System Integrity

iv) Radioactivity Control

v) Containment Condition

(2) NUREG-0800 SRP App. A to Sec. 18.2, 5.5.1.1 Sufficient

Information

5.5. 1. 1: The design of the display should have a single primary

display fo~mat for each mode of plant operation.

5.5.1.2: . For each -plant -operating -mode, display- formats- may ei ther

be automatically displayed or m뻐ually selected.

(3) NlJREG-0835

4.4.5.1 Mode of Plant 0홈ration

The'· design of-- the display -should have a single -primary display

format for each mode of plant operation.

4.4.5.2 Display Format Selection

For each plant operating mode, display formats may either be

autom~tically displayed or manually selected.

(1) NUREG-0737 Supplememt I , Sec. 4.1.f 의 만축여부

영광 3, 4호기 CFMS는 NUREG-0737 Supplememt 1, Sec. 4.1.f에서 정의하

고 있는 5가지 항북에 대해 9개의 Critical Function율 정의하여 Plant

의 Safety Status률 Monitor할수 있도록 설계되어 었으므로 위 요건율

만록하고 있다.

(2) “ Display for Each Operating Mode’에 대한 Criterion 만축여부

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NUREG-0835 및 NUREG-0800 에는 위에서 열거한 Display for Each

Operating Mode에 대한 규제요건이 다읍과 갈은 상항얼때 만쭉 될수 있

다고 기술되어 있다.

“A common display format composed of the same parameters may be

used for several modes of plant operation. However , for anyone

mode , the display must contain the minimum set of parameters needed

to assess the safety status of the plant. ’

영광 3 , 4호기 CFMS의 display format은 모든 operating mode에 대해서

같으나, 측 Common display format이나 모든 。perating mode에서 plant

의 safety status툴 monitor 할수 있도록 셜계되어 있으므로 “ Display

for Each Operating Mode’에 대한 Criterion율 만촉한다고 판단된다.

(3) “ Display Format Selection’에 대한 Criterion 만촉여부

영광 3, 4호기 CFMS는 각각의 operating mode에 대해서 common di splay

format이므로 。perating mode가 바뀌면 자동적으로 바뭔 。perating mode

가, display되며 바뀐 oPer'atiilg- Diode에서의- detai 1 한 정보는 operator가

keyboard률 사용하여 display page를 입력 함으로서 얻을 수 있게 되므

로 “Display Format Selection ’의 자동, 수풍기농을 모두 가지고 있는

것이다. 따라서 이 큐제요건도 만축한다고 판단된다.

16. KINS 지척사한

적용된 일부 안전변수의 충분한 정보 및 간결성 결여

CFMS의 Primary 화면 (Levell)은 각 Critical Function의 Status에 대

한 종합척인 정보를 제공하는 화면으로서 어땐 parameter의 구쳐I척 정보

를 제공하는 화면은 아니다. 그러므로 operator로 하여금 primary 화면

을 롱하여 주제어설에서 사용되는 계기 및 정보 내용을 파악하도룩 하는

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것은 요구조건이 될수 없오며 또한 바람직하지 않다고 판단된다. 또한

KINS가 예를든 변수툴(soes Not Cooling, ECCS Not Cooling, Cold

Stress Temp. 퉁)에 의한 경보가 발생된 경우, operator는 Level 2 , 3화

변을 롱하여 관련계기(Pump, Valve 둥)의 작동여부퉁에 대한 정보률 얻

게 되며 영광 3 , 4호기 CFMS는 사용절차서 (EOP , AOP , NOP)에 나타나 있

는 정보를 거의 대부분 내포하고 있어 운천원에게 충분한 정보를 제공하

고 있다고 판단된다.

17. KINS 지척사한

안천연수의 누락에 관한 내용.

아래와 같은 안전변수는 NRC 요건 (NUREG-1342) 을, 영광3 , 4호기 CFMS에

적용하지 않았다.

*• Reactivity Control;

- Power, Intermediate, Source R하\ge Instrumentation

* RCS Integrity;

- Containment sump level

- Steam Generator Level/Pressure

.:. SIG 810휴downRadfatron ­

* Heat Removal;

- S/G Pressure

(I) Reactivity ContI’ 01

NUREG-1342에는 “ Reacti vi ty Control의 Status을 알수있는 주요변수는

Neutron Flux이며 원자로 출력 천범위(0 - 100%)의 Neutron Flux는

Source Range Monitor , Intermediate Range Monitor , Power Range

Monitor에 의하여 육정된다 II 라고 명시되어 있다.

영광 3 , 4호기 노외핵계측 계통은 startup channel , safety channel ,

control channel로 구성되어 있으며, 이틀 channel률이 NUREG-1342에서

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요구하는 Source Range Moni tor , Intermediate Range Moni tor , Power

Range Monitor에 해당된다고 1볼수있다. 영광 3 , 4호기 CFMS의 Reactivity

Control Alarm Algorithm에서 Neutron Flux Input은 safety channel 과

startup channel율 사용하여 제공되고 있다. 그러나 이중 safety

channel은 Source Range Moni tor , Intermediate Range Moni tor , Power

Range Monitor의 역할 천부를 포합하고 있으므로 NUREG-1342 요건을 충

분히 만혹한다고 판단된다.

(2) RCS Integrity

뻐REG-1342에서 정의한 Critical Function충 RCS Integri ty에 해당되는

것으로서 영광 3, 4호기 CFMS에서는 RCS Pressure Control과 RCS

Inventory Control로 분류하고 있다. 뻐REG-1342에서는 LOCA-type의

Breach 륙히 RCS 압력 변화가 거의 없는 Small Leak으로 인한 RCS

Integrity 손상을-판단할수 있는 주요변수로서 Containment Sump Level

을 채택하였다. 반면 영광 3, 4호기 cms에서는 ALMS( Acousti c Leak

Monitoring System)에 의해서 ·A대S가‘ 설치되는 부분 (-RV Closure &Lower Head, SG Primary Side Inlet Manway, Hot & Cold Leg , RCP Seal)

에서의 RCS Le~kt;J.g~를 축정하여 AI~r~율 발생시키므로서 RCS Leakage로

인한 ·RCS· Inr응!grity-손상여부를→판단할수 있도록 해준다. ALMS의 Alarm

Setpoint가 0.1 gpm 이므로 LOCA-type Breach_뿐만 아니라 RCS 압력 변

화가 거의 없는 Small Leaks도 Detect할수 있게 되므로, 영광 3, 4호기

CFMS의 RCS Inventory Control에서 주요변수로서 채택한 RCS Leakage 가

M쩌EG-1342의 Containment Sump Level 의 대쳐l변수로서 충분하다고 판단

된다. 또한 NUREG-1342에서는 SGT딘-type의 Breach로 언한 RCS Integrity

손상을 판단할수 있는 주요변수로서 S/G Pressure, Level , Radiation율

채택하였다. 실제로 SGTR가 발생하면 SIG Pressure , Level 변화 보다는

S/G Blowdown Radiation의 증가로 인하여 SGTR 사고를 판단할수 있게되

며 영광 3, 4호기 CFMS에서는 SIG Blowdown Radiation울 “ Radiation

Emission Control ’의 주요변수로서 채택하여 SGTR-type의 Breach를 판단

할수 있게 해주므로 NUREG-1342 요건을 충분혀 만록한다고 판단된다.

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(3) Heat Removal

NUREG-1342 에서는 Secondary System의 Integrity 손상여부를 판단할수

있는 주요변수로서 S/G Pressure를 채택하였다. 측 Secondary System어

RCS Heat Removal을 제대로 수행하고 있느냐의 척도률 S/G Pressure를

롱하여 판단한다는 의미이다. 반면 영광 3 , 4호기 CFMS에서는 S/G가 RCS

Heat Removal을 제대로 수행하고있느냐를알수있는 변수로서 S/G Level ,

AF Flow, MFW Flow 퉁퉁을 채택하여 S/G에 의한 RCS Heat Removal이 제

대로 안될경우 Alarm을 발생시격 Operator로 하여금 RCS Heat Removal에

이상어 생겼읍을 알수 있도록 해준다. 그러므로 영광 3, 4호기 coo에서

채택한 변수틀이 NUREG-1342에서 채택한 변수 SIG Pressure의 대쳐1변수

로서 충분하다고 판단된다.

18. KINS 지척사학

18-}: 안천변수의 지시방법 (Level 3에서 확인)‘ 부척합.

~ Core Heat Removal

- Hot & Cold Leg Temperature

- Core'-Exi t Temperature Saturation Margin

~ RCS Heat , Removal

- LPSl Header Flow Temperature

- S/G Level

~ Containment Isolation

- ClAS, CPIAS, SIAS, MSlS : Closed Valve Position

갤체자의 꺾토의켠:

영광 3&4호기 CFMS를 보면 주요 안천변수는 Primary 화면 (Level I)에

대부분 표시되고 있고 일부 안전변수는 Level 2, 3(system detail)에서

확인 될수 있도록 설계되어 있읍. KlNS는 NUREG-1342의 Table 2 에 명시

되어 있는 안전변수률이 영광 3 , 4호기 CFMS에 포함되어야 하고 Primary

화변 (Level I)에 Di splay 되어야 함을 지척하고 있으나, 영광 3 , 4호기

CFMS는 각 Critical Function의 Status를 판단하기 위하여 NUREG-1342에

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서 요구하는 것보다 훨씬 많은 안전변수를 채택하고 있다. 그러므로

CFMS의 Primary (Level I) 화면의 기능을 고려할때 채택한 안전연수 모

두를 Primary (Level I)화면에 Di splay 하는것은 현실적으로 불가능할

뿐만아니라 바람직하지 않다. CFMS의 Primary 화면 (Level 1)은 각

Critical Function의 Status에 대한 종합적인 정보를 제공하는 화면으로

서 어땐 parameter의 구체척 정보를 제공하는 화면은 아나다. 측 CFMS의

Primary 화면 (Levell)은 각 Critical Function의 이륨과 해당

Cri tical Function의 Status를 결정하는 Alarm Algorithm의 Alarm leg

이름으로 구성된 9개의 BOX로 구생하여 표시하고 있다. 이때 어연

Critical Function에 문제가 생기게 되면 Alarm이 발생합과 동시에 해당

Alarm Leg 엎에 sector number7t 나타나게 되며 Operator는 해당 sector

number를 keyboard로 입력하여 Level 2, Level 3화면을 띄워 더 자세한

정보툴 얻을수 있게 된다. 그러므로 위 질문에서 지척한 변수틀은

Level 1화면에 표시 될 필요가 없으며 Level 2, Level 3 화면에 표시되

는것으로~ 충분하다고 판단된다.ι 예를툴면 Critical Function충 Core

Reactivity Function에서 Alarm이 발생하여 sector number ’ 1’이 표시되

면 Operator는 -’ CEA Drop'Malfunction~ , 혹은 “Hi양\ Post-Trip Power w

혹은 "Thermal Reactivity Add’에 의해 Core Reactivity Control이 제대

로 수행되고 있지 않융을 판단합과 통사에 sector number ’1 ’을 입력하

여 L만ef 2 화떤힌 ~-"COre ' Reacti"i ty’화변을 띄워 Hof & Cold Leg

Temperature 정보를 얻을수 있는 것이다.

18-2: 원자로 출력의 Power Range 지시내용 부척합.

Core Reactivity 에서 Power Range (~) 지시내용이 누락되어 있다.

검체자의 컴토의견:

“ Core Reactivity’화변에 Power Range (%) 내용이 기반영되어 있다.

19. KINS 지척사한

SPDS 관련 안전변수의 간결/신속성 결여.

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(1) Alarm Algorithm중 Core Reactivity. Core Heat Removal둥은 운전원이

관련 안천변수 내용율 파악하는데 어려옵이 있다.

(2) EOP Mode에서 Core Reactivity 흡면은 Rod가 Drop된후 출력감소나 부반

웅도 증가확인으로 종결되는것으로 되어 있으나 현 SPDS 안전변수는 다음과

같은 내용을 종합적으로 고려하여야 되므로 안천변수의 간결성, 신숙성 흡면

이 결여 되어있다.

- T avg 와 low CB로 계산하여 Alarm으로 처리

- Alarm 에서 Posi tion of CEA I s변수가 CEA drop malfunction 과 low

Boron Cone. 퉁

(3) NUREG-1342에서 RCS Integri ty는 I차축 Break와 PTS예견풍율 기준으로

선정되나 RCS Inventory와 RCS Pressure로 구분하여 션정하였고 ROf 의 합

력, 온도퉁이 신숙생이 요구되는 사항인지 불명확하다.

(4 ) RCS Heat Removal에서 SDCS Not - Cool iog 율 ] 비롯하여 Low- Safety

I떠ection/FW Coolin훌퉁의 의미가 사용절차서에서도충분히~고려되었는지 불

명확하다.

(1) Core Reactivity의 Alarm Algorithm은 RX' Trip 발생푸 CEA Drop

Mal function , High Post Trip Power , Thermal Reactivi ty Addi tion , Low

Boron Concentration 중 어느 한가지라도 발생하였을 경우 Core Reactivity

Control이 제대로 수행되고 있지 않다는 Alarm이 발생되도록 되어 있다.

Core Heat Removal의 Alarm Algori thm은 다읍 상항중 한가지라도 발생했을

경우 Core Heat Removal이 제대로 수행되고 있지 않다는 Alarm이 발생되도록

되어 있다.

1) Hot Leg 과 Cold Leg 온도 차이가 63°F이상일때

2) Reactor Vessel Level이 10% 이하 얼때

3) Core Exit Temperature가 670°F 이상 일때

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4) Core Exit Temperature Saturation Margin이 7°F 이상 일때

5) Reactor Coolant Pump Current 가 200 Amps이하 일때.

(2) Core Reactivity의 Alarm Algorithm은 RX Trip 발생후 CEA Drop

Malfunction, High Post Trip Power , Thermal Reactivity Addition , Low

Boron Concentration 중 어느 한가지라도 발생하였을 경우 Core React i vi ty

Control이 제대로 수행되고 있지 않다는 Alarm이 발생되도록 되어 있으며

KINS가 지적한 바와 같이 여러 내용률을 종합적으로 고려해야 되는것은 아니

다.

(3) NUREG-1342에서 RCS Integrity 흡면에서 고려된 l차흡 Break 와 PTS 예

견퉁은 영광3, 4호기 CFMS에서 정의하고 있는 RCS Inventory와 RCS Pressure

에서도 충분히 고려되고 있다. RCS Pressure Contr‘01의 Alarm Leg충 하나에

서 Cold Leg Temp. 와 PZR Pressure를 Input Parameter로 채택함으로서 P’I’S

관점을 고려하였으며. RCS- Inventory Control의 Alarm Leg충 하나인 ι “RCS

Leakage W Alarm Leg에서 따MS가 설치된 곳에서의 Leakage률 Input Parameter

로 채택함으ι로서 I차측 Break뿐만t 아니라 I차축의 Leak까지 고려하꼬 었다.

또한 RCS Leakage 와 Drainage가 모아는 곳이 Rm’이므로 ROT 정보는 RCS

Inventory Status의 척도가 될수있기 때문에 신속성이 요구된다.

(4) 영광 3, 4호기 CFMS는 사용절차서 (EOP, AOP, NOP)에서 요구하고 있는 기

능과 내용율 모두 반영하고 있으므로 KINS가 지적한 내용 역시 사용절차서애

충분히 고려되어 있다.

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채 7 절 국내. 외의 안전변수감시체통(SPDS)의 셜체현황

기존운전되고 있는 발전소나 현재 설계중인 발전소도 안천변수감시계롱의 설

치는 의무화되어 모든원자력 발천소는 안천변수감시계롱의 설치를 서두르고

있는 실정이다. 따라서, 본 절에서는 국내.외 ,원자력발전소들의[16] 안전변

수감사계통의 설치 및 설계현황을 살펴보기로 하자.

1. 0 외국 안전변수감사계롱의 현항

I) 브라질

해당계통: 안천변수감사계통 (SPDS)

발전소 : Angra-l. PWR

설계자 : Westinghouse

겨1통셜치얼 : '1987년γ 현재 개발중

운천절차서, 륙히 i 웨스팅하우스의 - 바상대웅지침서 ‘ (EPG) • 최척북구지침서

(ORG) 및. 기능북구지침서 (FRG) 가 ?1 계통원 설계에 반영되었다.

71술된 보흔안철71훌활‘ ill상대흉철차가 ν상태수형도-개념으로 구성되었으므

로 상태수형도의 표시 및 갱신을 롱하여 운전원은‘발천소 상태를 계숙 주시

할수 있으며, 야는 안천변수감시계롱 (SPDS') 이 운천절차서와 긴밀하게 관련

되어 있음율 의미한다.

이 계롱은 다읍과 같은 인간-기체 연계 기농율 가지고 있다; 계통 기록

(Logging) • 사건추이기록, 경보 “。0" 상태 조사. Data 값 초사, 교정시협

(선호 검증 능력)동. 또한 이 계롱의 계산요구 조건을 충분히 만축시킬수 있

는 용량을 가진 컴퓨터가 설치되어 있다.

2) 캐나다

해당계통: 안전계통감시컴퓨터 (Safety System Monitoring Computer)

발전소 : Bruce Nuclear Generating Station, CANDU

설계자 : AECL/Ontario Hydro

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겨l통설치일 : 1982년, 1985년, 설치완료

이 계롱은 운천요원에게 원자로트럽의 접근을 경고하기 위하여 설계 되었으

며, 륙히 이 계롱은 발천소 얀천계롱을 트립시키는 변수틀을 지시하며 이 변

수틀의 정지 여유도를 갑시하고 교정값을 확인한다.

이 계통은 정상 및 비상운천시 뿐만아니라 시험시에도 운천원에게 도옴을 주

도록 설계되었으나 불필요한 경보가 발생되고 있어서 아직은 사용차가 완천

히 받아틀이고 있지는 않다. 그러나 이 문제를 해결하기 위한 업무가 진행중

에 았으므로 이 문제는 골 해결되리라 기대된다.

3) 프랑스

해당계롱: 사고후 감사계롱 (Post Accident Monitoring System)

발천소 : Framatome PWRs-900 (Westinghouse많sign)

설계자 : EDF-SEPTEN

계통설치일 : 1985년,- 운전충

이 계롱의 설계에는 안천주업을 수반하는 모든 사건기준 안천관련절차서가

반영되어 있‘으며 또한 방사농 측정관련.-.,q항이 이 계통에 추가‘ 되었다. 이

계통과 폭같은 체롱이 34개 발전소에서 사용되고 있으므로 이 계롱은 아주

표준화된 계롱이라 할수 있다.

4) 언디아

해당계롱: 천산화된 자료수집계롱( Computerized Data Acqusition System)

발천소 : Narora, Utter Pradesh, PHWR

설계자 : Nuclear Power Board, Government of India

계통설치일 : 1987년, 설치완료

이 계통은 운천원을 위하여 발천소 변수틀의 감시, 기록 및 CRT 지시 기능을

수행한다. 이 계롱이 보여주고 있는 정보의 정도 및 형태는 운전절차서 및

운천중인 다른 발전소의 운전원의 펄요사항율 고려하여 구성되었으며 정상상

태, 비정상상태 및 몇몇의 사고상태까지 포함한다.

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5) 이Eon t!)

해당계롱: 종합감시계통 (Integrated Supervisory System)

발전소 : Montalto di Castro, BWR-6

설계자 : Ansaldo Getsc。

계통설치일 : 1989년, 현재 개발중

이 계롱은 정상운천감사, 경보의 연대순 제시, 비상상태 감시 및 발천소정지

후 혹은 사고후 추이 기록 및 분석 업무를 지지하는 기농을 수행한다. 이

계롱은 공정컴퓨터 기능 빛 안전변수 감시계롱 기능 툴 모두를 포함하고 있

는 듯 하다. 두대의 공정컴퓨터가 정상운천 갑시와 경보감시률 위하여 할당

되어 있고 두대의 공정컴퓨터는 버상운전 감시와 천이 기록 및 분석율 위하

여 할당되어 있다.

6) 일본

해당계통: 운천감사체통 (0홈rational Monitoring System)

발천소 : Tal<하lama , PWR

설계자 : Kansai Electric Power Co. Inc. (KEPCO)

계통설치일 : 1985년

이 계롱은 안천변수 감시계롱요건을 만축하고 있다. 이 계롱은 TMI 조쳐사

항인 “일본 경수로의 안천점검율위한 보완사항”과 같은 구체적인 규제요건을

만혹시키기 위하여 설치되었다. 이 계롱은 톡럽적인 사고자료수집공정기를

포합하고 있으며 제어봉 위치계측기와 핵계측계통과 직접 연결되어 있다.

이 계통의 정보는 주제어실 밖에 있는 기술지원센타에 송부된다.

7) 미국

해당계롱: 버상 대웅 서설 컴퓨터계통 (Emergency Response Facilities

Computer System) , 안전변수감시계통 (Safety Parameter Display System)

발전소 : Commanche Peak, Glen Rose , Tesas , PWR

설계자 : Westinghouse

계통설치얼 : 1984년, 운천중

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비상대웅시설컴퓨터계통(ERFCS)은 발전소 운천원 교육 프로그램을 위한 계통

이며 운전원은 강의교육과 모사교육을 받는다.

모든 자료의 현재 빛 과거 상태가 CRT어} 표시 될수 있으며 연쇄 될수 있다.

자료률 인간공학적 표시형태률 사용하여 표시함으로써 운전원은 신송하고 정

확하게 발천소 안전상태를 명가할수 있게 된다. 안천변수감시계롱 (SPDS)은

2개의 상위 화면 (발전소 정상운천과 저온정지 운전에 대해 각각 한캐씩)을,

4깨의 비상대웅지침서 종합화면 (이 화연은 버상운전절차서와 관련이 있는

변수률을 포합하고 았다), 2깨의 원자로수위정보계롱(Reactor Vessel Level

Information System, 이 계롱은 TMl-2. 보완 요건인 “미국의 모든 가압경수로

에 원자로수위정보계롱아 제공되어야 한다"를 만축시키기 위하여 설치된 계

롱임. )화면, 그러고 15개의 추이화면(이 화면은 변수틀의 현재및 과거 30분

전의 정보를 나타내준다. )으로 구성되어 있다.

안전변수감시계통 (SPDSJ 에서 추가로 얻울수 있는 2가지 정보는 격납용기 격

려신호, 원자로-청지 신호,안천주업발쟁신호동의 상태에 대한것과 펼수안전

기놓감사기 (Critical Safety Function Monitor)의 상태에 대한 것이 었다.

2.0 국내 발천소의 SPDS 현팡

1) 고라 2, 3, 4호기

해당계통: W2500 공정 컴퓨터 (Process Computer)

발천소 : 고리 2, 3, 4호기, 경상남도, PWR

설계자 : Westinghouse

계통설치일 : 1983년, 1911년. 1980년, 운천중

이 계롱이 갑시하는 변수틀은 다음과 같다; 원자로냉각채 명균온도의 설정

치, 가압기 수위제어기의 설정치, 제어봉 위치의 연차. 원자로 보호계통, 이

차계통 성능.

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2) 고리 1호기

해당계롱: 터어빈 자통 폭주 컴퓨터 (Auto Run-up Computer for Turbine)

발천소 : 고리 1호기, 경상남도, PWR

설계자 : Westinghouse

계롱설치일 : 1983년, 운천충

이 계롱은 안천기능은 수행하지 않지만 주 터빈에 대한 열웅력을 최소화 시

키고 터반을 정상운전제한치 범위내에 유지 시킴흐로써 발전소 성능과 생산

성 향상에 도용을 준다. 이 겨1롱으로 언하여 주요 발천소기동업무중 예천에

는 채어실 운전원에 의해 수행 되었먼 터빈 관련 업무가 자풍화 되었다.

3) 울진 1호기

해당계통: CLX 콩정 컴휴터 (Process-Computer)

발천소 : 울진 l호기, 경상북도, PWR

설겨I차‘ : Framato"me •

계통설치일~: -1986년, 설치완료

이 계통은 필수운천변수, 사고 분석 결과, 원자로 노섬 관리 자료에 대한 정

보를 제공한다.

4) 울진 2호기

해당계통: Solar 16-65

발전소 : 울진 2호기, .경상북도, PWR

설계자 : Framatome

계통설치얼 : 1987년, 설치완료

이 계롱은 원자로 노심 관리 프로그램 과 일차 및 이차 축 성능 명가를 답당

하며 효유척인 핵연료 이용과 발전소 생산성 향상에 도옵율 준다. 이 계롱

은 자료 수집과 기본적인 성능감사 기능을 탐당하는 CLX-S 컴퓨터와 연결되

어 있어 이 계통으로 부터 자료를 제공 받는다.

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5) 영광 1 , 2호기

해당계통: 공정 컴퓨터 (Process Computer, PROTEUS)

발천소 ; 영광 1 , 2호기, 천라남도, PWR

설계자 : Westinghouse

계통설치일 : 1985년, 운천충

이 계롱은 몇대의 혐퓨터가 한다발로 묶여 배열되어 있다는 점을 제외하고는

고리 2, 3 , 4호기에 설척되어 있는 W2500 공정 컴퓨터와 갈다. 이 계롱이 포

함하고 있는 웅용 프로그램은 1100 모률 이상이며 다읍과 같은 것틀이 있다;

얼차축 빛 이차축의 계통 열출력 계산. 보론 놓도 계산. 제논 농도 계산풍.

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채 8 철 결 론

영광 3.4호기 안천변수감시계롱을 토대로 실시한 원자력안전기술원의 확인

및 검중 단계에서 지적된 인간공학적 설계개념의 적용여부 그랴고 비상운전

시 사용되는 비상운천절차서와의 연관 관계를 분석하고, 추후 비상운전절차

서와 안전변수감시계통과의 연관성 및 제반사항의 절차서 수립을 위한 기본

작업의 일환으로서 안전변수감시계롱에 관련된 여러가지 사항틀을 분석하고

조사하여 본 분석에 수록하였다. 본연구에서는 연구의 목표를 다읍과 같이

세가지로 설정하여 보았다.

첫째; 영광 3.4호기 EPG의 내용을 정확하고 자세하게 파악하여 영광 3.4호기

악 CFMS률 구성하고 있는 안천변수틀이 영광 3.4호기의 EPG에서 사용하는 안

전변수와 어변 차이점을 보이는지를 분석하며, 추후 CFMS의 안전변수를 EPG

에 사용하는 안천변수와 통일하게 개발하고자 할때 예상되는 문제점 도출 빛

계롱을 개발하고,

툴째; 영팡 3.4호기 CFMS의 경보 Algorithm의 경보설정치가 ~발천소운전초건

이나- 사고상황 정보를 정확하게 묘사하여 설정되어 있지않아 오히려 정상운

전충에 오경보 발생을 일으켜 운천원으로 하여급 혼란과 부담을 야기시킬 소

지가 있어 CFMS Alarm Algorithm의 Setpoint분석을 수행하였으며 ,

셋째; 영광 3 , 4호기형 발천소의 비상사고 발생시 운천원으로 하여금 사고를

성공척으로 완화 시킬 수 있는 성공경로를 사고유형별로 분석을 수행하여 운

천원으로 하여금 버상사고시 사고완화에 대한 대버책을 강구하는데 도움이

될수 있도록 그립율 이용하여 될수성공경로를 제시하였다.

또한 본분석에서는 KINS의 영광 3 , 4호기 SPDS에 대한 확인 및 검증시 지적된

지적사항에 대한 설계자 입장에서의 답변을 수록하였다.

상기 분석 내용을 토대로 분석을 수행한 결과 현 영팡 3.4호기 및 울진 3.4

호기퉁 한국표준형 발전소에 설치된 SPDS는 미국 NRC의 요건을 충분히 반영

하고 있을 뿐만 아니라 각각 발천소 EPG의 내용을 모두 포함하고 있으며 , 발

전소 비상사고시 운전원으로 하여금 사고를 완화시킬 때 보조의 역활을 원활

히 수행하는 몹적으로 사용하는데 있어 혼란을 초래하지 않을 것으로 판단된

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다. 다만 현재 새로히 대두되고 있는 인간공학적 설계개넘의 도입을 고려한

현 SPDS설계가 안전변수 명칭, 변수분류, 및 내용천개퉁이 EPG와 약간의 차

이를 보이고는 았으나 이러한 차이정도는 매우 미미하여 운천원으로 하여금

문제률 초래하지는 않을 것으로 판단된다. 따라서 영광 3 , 4호기의 SPDS의

설계는 발천소 사고상항시 운천원으로 하여금 사고상황을 정확하게 제시해

줄 뿐만아니라 사고완화에 필요한 각종 안전 기기 및 계기의 상태도 운천원

에게 제시하여 운천원으로 하여금 사고완화의 정확한 경로 선숙하게 판단하

는데 도움을 주는 계롱이라고 판단된다. 또한 CFMS의 안천변수률 EPG에 사용

하는 안전변수와 통일하게 재발하고자 할때 예상되는 문제점 도출 및 계롱개

발은 추후에 수행할 예정이다.

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수행기관보고서 위탁기관보고서 표준보고서 INIS 주제쿄드

번호 번호 번호 No.

KAERI/TR-519/94

제묵/부제 | 원전운천성 향상을 위한 안천변수감시계롱의 셜계기술개발

과제책임자 및 부서명 하영준(원자로재벌그룹 설계종합실장)

과제참여자 최해융, 안장션, 이태우. 이기원. 김킬곤, 백승민, 셜영실

발행지 대전 발행기관 한국원자력연구소 발행일 1994

페이지 92 도 표 유(이 무() 크기 3Ox19

참고사항 원전기술개발과제:안전변수감시계통분야

비벌여부 공개(이, 대외버( ); 급벼벌 l보고서종류 l기술보고서위탁연구기관 I계약번호요약(300단어내외)

본연구애셔는 연구의 목표를 다읍파 갈이 째가지로 썰청히여

주제명키워드(10단어내외 ) 안전변수감시계통. 운전성향상, 필수안전변수

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BIBLIOGRAPHIC INFORMATION SHEET

Performing Org. Sponsor i ng Org. St러,dard Repor‘ t INIS SubjectReport No. Report No. No. No.

KAERI!TR-519/94

Ti tle/Subti tIe ’ πe Deve빼nt of Techno1gy on the Safety Parameter‘Di splay Systems for the Operability Improvement of NPP

Project 뻐nager and Dept ’ Ha, y,ωng Jun( Design Integri ty Dep ’ t)

Researcher αloi,뻐a y,∞(I: Ahn. jang sun: Lee Tea W,∞:

Lee. gi won: Kim gi 1 Guon: Sui , yo띠19 sil

Pub. Place Tae Jon Pub.Org. KAERI Pub. Da. 1994

Page 93 Fig.and Tab Yes(O). No( ) Size 3Ox19

Note Reactor Technology Developm빼t Project

Classified Open(O) , Outside( ), Class( } Report ηpe Tech Re.

S없lsoring Qrg. Contract 뻐).

Abstract(300 words}

The PJlτlOSeS of this study is, basically, 앙u-eefold.

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Sdgxix3념foIyr, Ue setwint 밍lalysis of 야e 다뻐 alarm a)goriti빼 wast1lere is a possibility of ∞usir핑 spurious 81와'IDS since

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fobπ:lOver, in this analysis, 야le cootents of the cone용'T1S thatKIhS misge훌dr‘rEs용pIe녕1isfp핑e 야le YGN 3 ,4 SPI:s 뼈S 야len a혀ressed fromthe desi~'s per-spective.

Key Word SPOO , CPMS