중대사고(Severe Accident) - 사고현상, 대응설비- 영광 원자력 훈련 센터 발전실무과정 2010년 하반기 신 영 화 한국수력원자력 영광원자력본부

내 용 사고의 정의 (중대사고, 설계기준사고) 국내 원전의 중대사고 정책 동향 중대사고 현상 중대사고 대응설비

중대사고 중대사고 : 원자력 발전소를 설계하기 위해 고려한 기준사고보다 더 심각한 사고로서, 설계 안전성 평가시 가정한 모든 수단으로도 적절한 노심냉각이나 반응도의 제어가 불가능한 상태가 발생하여 노심의 심각한 손상을 초래함으로써 방사능 물질의 방출에 대비한 방벽들의 건전성을 손상시킬 수 있는 사고를 뜻한다. (KINS 중대사고 대책안 중 용어 정의) Severe Accident : Accident conditions more severe than a design basis accident and involving significant core degradation. In practice, the term severe accident has come to be synonymous with core melt accident. The severity of an accident depends on the degree of fuel degradation and on the potential loss of the containment integrity and the resultant radioactivity release to the environment.

중대사고해석 Core Damage Event Tree

설계기준사고 설계기준사고 : 원자력 발전소를 설계하기 위해 고려한 사고, 즉 ESF 의 설계의 기준이 된사고이며 사고해석의 대상이 된 사고 Design Basis Accident : Accident conditions considered to design Engineered Safety Features, and to Prevent core damage. That means, with Proper ESFs operation, DBA does not result in core damage, ensuring ultimate nuclear plant integrity.

설계기준사고의 해석 가상사고 초기조건 사고해석 설계변경/추가 기술지침서 안전기준 FSAR 15장 DBA 연료손상한계 DNBR LPD 정지여유도 방사선량한계 -부지경계선량 -소내선량한도 -격납용기압력한도 기술지침서 안전기준 만족 FSAR 15장 DBA

설계기준사고와 중대사고의 특성비교 설계기준사고 중대사고 결정론적 사고해석 Code Analysis 심층분석 (다중설계) 노심손상 없음 안전여유도 설계 대응설비 : ESF for DBA Single Failure 정성적 확률론적 사고해석 PSA 경험적 통계에 의한 분석 노심손상 통계에 의한 정량적 안전크기 대응설비 : ESF for SA Multiple Failure 정량적

원전 중대사고 현상 개념도 중대사고현상 FP 방출 격납건물 Aerosol 거동 수소폭발 HPME SG 노심용융 IRWST 증기폭발 HPME IRWST MCCI SG Aerosol 거동 격납건물 노심용융 FP 방출 중대사고현상

중대사고의 진행 ◆ 노내(In-vessel) 사고의 진행 - 노심 노출과 가열 (Core uncovery & heatup) - 피복재의 산화 (Cladding oxidation) - 노심 물질의 용융 (Melting, liquefaction) - 용윰물의 이송, 냉각 (Core slumping, quenching, reheat) - 원자로 용기의 파손 (Reactor vessel failure) ◆ 노외(Ex-vessel) 사고의 진행 - 격납건물 직접가열 (Direct containment heating) - 냉각수와 용융물의 반응(Fuel coolant interaction) - 용융물과 콘크리트의 반응 (Core concrete interaction) - 수소 연소 (Hydrogen Combustion) - 격납건물 건전성과 파손 ◆ 핵 분열 생성물의 방출 (Source Term Release)

중대사고 중요 현상 (I) ◆ 노내(In-vessel) 사고의 진행 - 노심 노출 이후 사고 진행 단계 별 시간과 온도와의 관계 - 원자로 물질의 화학 반응 및 용융온도 - TMI-2 Core 손상의 진행 - 원자로 용기의 파손 모드 : 고압 사고 vs. 저압사고

Temp. and Time Development of Core Damage

Liquid Phase & Melting of LWR Fuel Rod

Hypothesized TMI-2 Core ( ~ 150 min. )

Hypothesized TMI-2 Core ( ~ 174 min. )

Hypothesized TMI-2 Core ( ~ 224 min. )

Hypothesized TMI-2 Core during Relocation

In-vessel Corium Cooling in Lower Head

중대사고 중요 현상 (II) ◆ 냉각수와 용융물의 반응(Fuel coolant interaction) - 고온 용융물과 냉각수와 반응할 때 폭발적인 반응을 수반 - 증기폭발의 과정 : 혼합, triggering, 전파, 팽창 ◆ 격납건물 직접가열 (Direct containment heating) - 용융물이 고압으로 분출될 때 입자화되어 대기와 급격 열전달 - 입자의 생성, 이송, 입자의 열전달 및 화학 작용 - 격납건물내 대기의 온도와 압력 상승 - 격납건물 구조물에 의한 나포 효과 증대 및 고압사고 방지.

Reactor Vessel Failure and Melt Release

Reactor Cavity Interaction at High Pressure Release

중대사고 중요 현상 (III) ◆ 용융물과 콘크리트의 반응 (Core Concrete Interaction) - 고온 용융물에 의한 콘크리이트 구조물의 침식(ablation) - 혼합 용융물 층의 형성과 열전달, 핵분열 생성물의 방출 - 콘크리이트의 침식율의 예측 및 영향 평가 ◆ 용융물의 냉각 (Coolability of Molten Corium) - 손상 노심 용융물의 잔열을 제거하여 안정된 냉각상태를 유지 - 냉각수와 용융물 경계면에서의 열전달 및 피막층 형성 - 내부 열원을 가진 유체의 유동 및 열전달 - 용융물의 냉각 기준 설정 및 냉각 방안 강구

Core Concrete Interaction in the Cavity

Debris Coolability in the Cavity

중대사고 중요 현상 (IV) ◆ 수소 연소 (Hydrogen Combustion) - 사고 진행 중 금속 (Zr)의 산화반응에 의해 다량의 수소 생성 - 격납건물 내부의 수소의 혼합 및 농도 예측 - 아음속 및 초음속 연소 반응의 기준 및 압력 하중 평가 - 수소 제어 : 점화기, Recombiner 설치. ◆ 핵 분열 생성물의 이송 (Fission Product Transport) - 사고 초기에는 Noble gas & Volatile Fission Product 방출 - 사고 후기에는 대부분 에어로졸 입자 형태로 방출 이송 - 에어로졸의 이송, 침전, 재증발의 예측 - 입자의 제거 : Pool Scrubbing, Spray, Filtering 등

Flammability and Detonation Limits of Hydrogen

국내 중대사고 규제 방향 (I) ◆ 원자력발전소 중대사고 정책 (2001년 8월29일, 과기부 ) ● 안전목표 ◆ 원자력발전소 중대사고 정책 (2001년 8월29일, 과기부 ) ● 안전목표 - 인근 주민의 초기 사망 위험도는 기타 사고에 의한 위험도의 0.1 % 이하 - 인근 주민의 암사망 위험도는 기타 원인에 의한 위험도의 0.1% 이하 - 노심의 손상을 예방하고 방사성 물질의 방출 저감을 위한 성능목표를 설정 ● 확률론적 안전성 평가 ● 중대사고 대처 능력 - 노심손상 방지 능력. 격납건물의 구조적 건전성과 F.P. 방출 방벽 기능 유지 ● 중대사고 관리 계획 - 사고관리 전략, 사고관리 수행조직, 사고관리 지침서, 교육 훈련, 계측기 및 필수 정보 분석 등에 관한 사항을 포함

국내 중대사고 규제 방향 (II) ◆ 경수형 원전 안전심사 지침 ● 중대사고 관리 계획 ◆ 경수형 원전 안전심사 지침 ● 중대사고 대처 능력 1. 중대사고 대처를 위한 격납건물 성능 목표 2. 중대사고 대처를 위한 설비의 설치와 대처 능력 평가 3. 중대사고 예방 성능 확인 4. 중대사고 완화 성능 평가 ● 중대사고 관리 계획 1. 발전소의 성능과 취약점의 파악 2. 의사 결정 책임과 권한의 규정 3. 필요한 정보의 결정 및 새로운 정보의 반영 4. 공학적 방법을 포함한 효과적인 전략의 개발 5. 절차서와 지침서의 개발 6. 훈련 요건의 결정 및 수행 효과의 입증

국내 중대사고 규제 방향 (II) ◆ 중대사고 미해결 쟁점에 대한 해결책 모색 ● TROI Experiment : 증기폭발실험 ◆ 중대사고 미해결 쟁점에 대한 해결책 모색 ● TROI Experiment : 증기폭발실험 (용융 화학 물성을 변화시켜 증기폭발의 조성모델을 확인) ● 수소폭발 모델의 설정 : 천이연소, 화염가속에 대한 가능성과 방지 방안에 대한 연구 ● Core Catcher Concept 에 대한 장기 Corium 냉각 평가기술 EPR적용기술에 대한 타당성 연구

중대사고 대처-APR1400 IVR 전략 수소제어 기기생존성 평가 격납건물 건전성 원자로 공동 배치 원자로 공동침수 Cavity Flooding System with Passive and Active Ways ERVC (External Reactor Vessel Cooling) and Late In-vessel Injection

Core Catcher + CHRS + 능동/피동 안전 계통 중대사고 대처-EPR Core Catcher + CHRS + 능동/피동 안전 계통 격납 건물 파손 확률 최소화