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제17회 원자력안전기술정보회의
2013. 4.29 ~ 30, 대전 DCC
중대사고 안전현안 및 전망 세션
중대사고 규제기술 현안에 대한
연구현황 및 전망
2013. 4. 29 ~ 4. 30
김한철*, 조용진, 황태석
KINS
발표순서
연구의 필요성 및 배경
중대사고 분야 규제연구 수행 내용
규제현안별 연구 현황
연구결과의 활용방안
중대사고 분야 규제연구의 향후 전망
Korea Institute of Nuclear Safety
연구의 필요성 및 배경(1/3)
 국내외 원자력 환경 및 시사점
 후쿠시마 발전소 부지 내 다수 원전에서 혹심한 자연재해(지진/해일)
에 의해 심각한 방사능 영향을 수반한 중대사고가 발생
 이 사고를 통해 다음과 같은 안전기능 확보의 중요성을 확인함
• 장기간 소내정전에 대비한 비상전력 공급 및 열냉각원 확보를 통한 노심
과 사용후연료 손상의 예방
• 방사성 물질의 대량방출 억제를 위한 격납기능의 건전성 확보
• 다수 원전에서의 복합적 중대사고 관리
 그러나 노심손상사고의 전개과정에서 기존 중대사고 기술현황에 고
려되지 못한 전혀 새로운 현상은 확인되지 않음
 중대사고 안전 현안은 설계/사고관리계획에 명확히 고려되어야 하며,
관련 연구를 통해 설계확장조건 등의 규제요건과 평가방법론이 구체
화되어야 함
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연구의 필요성 및 배경(2/3)
 연구 필요성
 원전의 중대사고 안전현안에 대한 대처능력 개선 및 국내 원전
안전점검 후속조치의 이행 확인을 위한 규제평가기술 확보 필요
 신규 원전 인허가 심사를 위해 중대사고 대처 설비를 고려한 중
대사고관리전략의 평가기술 개발이 요구됨
 소내 정전 등에 의한 원전의 중대사고시 거동을 좀더 현실적으
로 분석할 수 있는 방법론을 구축하여 대응능력을 평가할 필요
가 있음
 부지내 다수 원전의 복합사고관리를 위해 사고관리지침서 체계
의 보강 및 관련 규제지침 개발이 필요함
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연구의 필요성 및 배경(3/3)
 중대사고 대응 기술의 불확실성 저감을 위한 규제연구 현안
 노내억류(IVR)전략의 원자로용기 건전성 확보 능력 및 원자로용기
손상시 증기폭발에 미치는 영향
 RCS의 Creep rupture, SGTR 예방 관련 급속감압 전략의 영향
 격납건물 수소제어설비의 수소 제어 능력
 격납건물배기계통(CFVS)의 핵분열생성물 제거 및 격납건물 압력
저감 능력
 공동충수계통(CFS)의 용융노심/콘크리트상호작용(MCCI) 제어 능력
 중대사고시 핵분열생성물 거동과 방사능 영향 평가
 사용후연료저장조 냉각수 상실사고시 사용후연료집합체 거동
 부지내 다수 원전의 복합적 중대사고 대응을 위한 사고관리지침
서 체계
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중대사고 분야 규제연구 수행 내용(1/7)
 KINS의 중대사고 분야 중장기 과제 수행 현황
 극한자연재해 대비 원전사고 대응능력평가 규제기술 개발(대과제)
• 극한자연재해에 대한 안전성평가 규제기술 개발
• 전력계통 안전성 확보 규제기술개발
• 중대사고 안전현안 평가 규제기술 개발 (세부과제: 연구정책단
안전현안연구실)
• 중대사고 대처설비를 고려한 사고관리전략 평가기술 개발 (세
부과제: 건설원자력규제단 리스크평가실)
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중대사고 분야 규제연구 수행 내용(2/7)
 과제1 “중대사고 안전현안 평가 규제기술 개발” 수행체계
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중대사고 분야 규제연구 수행 내용(3/7)
 과제2 중대사고 대처설비를 고려한 사고관리전략 평가기술 개발 수행체계
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중대사고 분야 규제연구 수행 내용(4/7)
 과제 1: 중대사고 안전현안 평가 규제기술 개발
1차년도
2차년도
3차년도
OPR 1000 원전의
4차년도
5차년도
APR1400원전의 정
APR1400원전의 정
OPR1000 원전의 정
전사고 분석용
전시 중대사고 대처 상세검증분석 모델
전시 중대사고 대처
MELCOR 상세입력
능력의 현실적 분석 개발
능력의 현실적 분석
개발
사용후연료의 중대사 사용후연료저장조
가연성 기체 연소
가연성 기체 연소폭 가연성 기체 연소 폭
고시 거동 평가기술
냉각수 상실사고 분 폭발에 의한 동하중 발시 동하중 평가방 발에 의한 동하중 평
개발(OECD-SFP와
석방법의 원전 시범 평가방법의 조사
법의 국내 적용방안 가방법의 국내 대표
연계)
적용
연구
핵분열생성물 거동
핵분열생성물 거동
실험자료 확보 및 평 평가기술 개발
원전 시범 적용
핵분열 생성물 거동 핵분열 생성물 거동 현실적 사고방사선원
평가기술 개발
평가기술 개발
가 (OECD-STEM
항 평가지침(안) 개
발
EU-SARNET2연계)
사고관리지침서 체계 사고관리 지침서 체 다수원전 복합사고
원전 복합 사고관리 다수 원전 복합사고
현황 분석
의 사고관리 특성
지침서에 대한 규제 관리 지침서에 대한
분석
지침(안) 개발
계 강화 방안 조사
규제지침(안) 개발
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중대사고 분야 규제연구 수행 내용(5/7)
 과제 2: 중대사고 대처 설비를 고려한 사고관리전략 평가기술 개발
1차년도
2차년도
3차년도
4차년도
5차년도
증기폭발시 사고관리 증기폭발시 사고관리전 증기폭발 기술현황 증기폭발 평가코드 증기폭발 평가지침
전략 평가를 위한 코 략 평 가 를 위 한 코 드 분석 및 코드평가를 선정 및 원전 예비계 (안) 개발
드(TEXAS) 예제계산 (TRACER-II) 예 제 계 산 위한 실험자료 분석 산을 통한 증기폭발
및 민감도분석을 통 및 민감도분석을 통한
한 적용성 평가
평가방법론 개발
적용성 평가
격납건물 여과배기설 여과배기설비 성능 요건 여과배기설비 설치 여과배기설비 설치 격납건물 여과배기
비 관련 해외현황 및 및 배기 절차 적합성 검 영향 평가를 위한 에 따른 소외주민 건 설비 평가지침(안)
규제요건 조사
토 기술 개발
방법론 개발
강영향평가 분석
개발
원자로용기 외벽냉각 원자로용기 외벽냉각 평 외벽냉각시 노내 용 외벽냉각시 신형원 원자로용기 외벽냉
기술현황 분석
가방법론 (규제평가 용 ) 융물 거동에 대한 전 원자로용기 하부 각 평가지침(안) 개
개발
CFD 모델 개발 및 헤드 건전성 평가
발
예비분석
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중대사고 분야 규제연구 수행 내용(6/7)
 과제 1: 당해년도 연구 개요 및 목표
 최종목표: 원전의 중대사고 안전현안 평가 및 사고관리지침서
체계 강화 관련 규제기술 개발
 연구개발 개요
• APR1400원전의 정전사고 분석입력 개발
• OECD-SFP 사용후연료의 중대사고시 거동 평가기술 개발
• OECD-STEM 핵분열생성물 거동 실험자료 확보 및 평가
• 사고관리지침서 체계 현황 분석
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중대사고 분야 규제연구 수행 내용(7/7)
 과제 2: 당해년도 연구 개요 및 목표
 최종목표: 중대사고 대처 설비를 고려한 사고관리전략 평가기술
개발
 연구개발 개요
• 사고관리 지침서 취약점 및 개선사항 도출
– 증기폭발
– 원자로용기 외벽냉각 및 부정적 효과 (adverse effect) 관련 실
험 및 해석사례 분석
• 격납건물 배기설비 최신(State-of-the-Art) DB 구축
• 규제 평가방법론 및 평가지침 개발
– 증기폭발
– 원자로용기 외벽냉각 및 부정적 효과
– 격납건물 여과배기계통
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규제현안별 연구 현황(1/13)
 원자로용기 외벽냉각 평가 방법론 및 평가지침 개발
 RFP : 원자로용기 외벽냉각 기술현황 분석
• 원자로 용기 내부 세라믹 층 및 금속층 열전달 특성 조사
• 원자로용기 외부 열전달 특성 및 실험 현황 조사
외벽냉각 개념도
금속/세라믹층 열전달특성
외벽 CHF 특성 및 실험식 조사
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규제현안별 연구 현황(2/13)
 원자로용기 외벽냉각 평가 방법론 및 평가지침 개발
 RFP : 원자로용기 외벽냉각 기술현황 분석
• 원자로용기 구조적 건전성 평가 방법론 조사 – 외벽냉각 평가방법론 조사
– AP600에 대한 DOE 평가방법론 및 NRC 평가방법론 조사
– 각 방법론에 대한 타당성 평가
시작
외벽 열속
Configuration 결정
(2 or 3-layer)
No
외벽열속 < 임계열속
초기값 및
uncertainty
distribution 결정
Yes
IVR 성공
Tm as Tinitial
항목
가벼운 금속용융물층
(내부발열 없는 RayleighBernard 자연대류열전달)
수학적 모델
Tnew
δa < ΔT
Yes
IVR 실패
산화용융물층
(내부발열 있는 RayleighBernard 자연대류열전달)
No
산화용융물 crust
무거운 금속용융물층
(내부발열 있는 RayleighBernard 자연대류열전달)
상부 표면
상부 및 하부
2층
외부 구조물과 복사 열전달
Globe-Dropkin 상관식 (대류열전달)
측면
Churchill-Chu 상관식 (대류열전달)
외벽
전도 및 Rohsennow (핵비등 열전달)
상부
Kulacki-Emara 상관식 (대류열전달)
Mayinger or
Park and Dhir 상관식 (대류열전달)
전도 및 Rohsennow (핵비등열전달)
하부 및 측면
외벽
3층
2층 구조와 동일
내부발열 있는 전도열전달
해당없음
하부 및 측면
외벽
Mayinger 또는 Park and
Dhir 상관식에 의한 대류
열전달
전도 및 Rohsennow 핵비
등열전달
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규제현안별 연구 현황(3/13)
 원자로용기 외벽냉각 평가 방법론 및 평가지침 개발
 RFP : 원자로용기 외벽냉각 기술현황 분석
• 원자로용기 구조적 건전성 평가 방법론 조사 - 원자로용기 하부헤드 예비
해석 (ABAQUS, ver. 6.5)
하부헤드의 형상 및 경계
조건
하부헤드의
유한요소모델
하부헤드의 온도분포
하부헤드의 등가응력분포
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규제현안별 연구 현황(4/13)
 증기폭발 평가 방법론 및 평가지침 개발
 RFP : 증기폭발시 사고관리전략 평가를 위한 코드(TEXAS) 예제계산 및
민감도분석을 통한 적용성 평가
 연구현황
• TEXAS 코드 도입 및 설치
• 증기폭발 예제 계산 및 적용성 평가
TEXAS-V 설치확인 계산결과
TEXAS-V 원전 증기폭발 계산결과
TEXAS-V 민감도 분석 결과
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규제현안별 연구 현황(5/13)
 증기폭발 평가 방법론 및 평가지침 개발
 RFP : 증기폭발시 사고관리전략 평가를 위한 코드(TEXAS) 예제계산
및 민감도분석을 통한 적용성 평가
 연구현황
• 격납건물 건전성 해석 방법론 타당성 조사
격납건물 건전성 해석방법론 타당성 분석 결과
격납건물 건전성 해석용 mesh (예정)
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규제현안별 연구 현황(6/13)
 APR1400원전의 정전 사고 분석용 MELCOR 상세입력 개발
 SBO 중대사고 대처능력의 현실적 분석
 RCS의 Creep rupture, 급속감압 전략의 영향 분석 등에 활용 예정
IRWST
SPAGER
IRWST
S/G
Compart.
513
512
671
672
511
500
661
667
668
662
660
666
669
663
659
665
670
664
510
509
508
330
507
337
506
505
504
503
502
501
673
674
260
260
310
380
130
170
390
360
370
130
180
180
150
130
652
654
656
658
651
653
655
657
386
385
384
383
396
395
394
393
675
676
361
365
364
363
362
371
375
150
374
기존 RCS 모델 제어체적 구성도
373
372
상세 RCS 모델 제어체적 구성도
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규제현안별 연구 현황(7/13)
 격납건물여과배기계통(CFVS)평가 방법론 및 평가지침 개발
 RFP : 격납건물 여과배기설비 관련 해외현황 및 규제요건 조사
• 격납건물 여과배기설비 해외 현황 조사
항목
방식
현황
AREVA CFVS
건식 방식
습식방식
- 에어로졸필터+요오드흡착필터 - 여과기 + 금속섬유필터
- 독일, 스위스, 스웨덴,
- 독일7개원전에 설치
중국, 캐나다, 한국,
(1990～2002)
루마니아 등 다수 국가
- 후쿠시마 원전사고 후 일본에
에서 설치완료 또는
서 2기 계약 (설치공간 고려)
추진 중
설치공간
- 상대적으로 작다
- 상대적으로 크다
저감인자
(공급자
제시값)
- 에어로졸 > 99.99%
- 원소형 요오드 > 99.5%
- 유기요오드 > 99%
- 에어로졸 > 99.99%
- 원소형 요오드 > 99.5%
- 유기요오드 > 99%
- 중대사고시 습증기
배기가 용이함
- 별도 배기유량 조절이
필요 없음
장점
IMI-Sulzer CFVS
단점
W Dry CFVS
CFVS 타입별 장단점 비교
공급사
- 설치공간 작고 설치가 용이함
(보조건물 공간 등)
- 냉각수/화학첨가제가 없음
- 대형필터로 내진성능 저하우려
- 다량의 습증기 배기가 어려움 - 격납건물에 인접한 별도
- 장기운전으로 필터 막힘
공간에 기기설치 필요
가능성 있음
- 웨스팅하우스, AREVA,
- 웨스팅하우스
IMI
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규제현안별 연구 현황(8/13)
 격납건물여과배기계통(CFVS)평가 방법론 및 평가지침 개발
 RFP : 격납건물 여과배기설비 관련 해외현황 및 규제요건 조사
• 격납건물 여과배기설비 규제 요소기술 현황 조사 및 평가 기술 조사
CFVS 요소기술 및 현황
성능요건
-
감압능력
소외방사성 물질 방출 저감 능력 : 정량적 기준* 및 정성적 기준**
설계 및 유지관리에 대한 요건
-
설계요건 : 안전등급, 내진설계, 외부전원 사용배제, 유량에 관계없
이 DF 만족 등
유지관리 : 주기적인 시험 및 검사가 가능, 공장성능시험, 현장 실
증시험 가능 등
방사선방호 및 방사성물질의
취급에 대한 요건
-
운전에 따른 피폭 (100mSv 이하)
계통운전으로 인한 작업자피폭선량 증가 방지
전용 배기구를 통하여 방출
여과배기계통 운전에 대한 요
건
-
피동개방 : 파열판 또는 원격수동운전원조치 등
작동 대기상태 유지
방출 유량 방사능 감시 유지
기타
-
기존 설계에 영향이 없어야 함.
* 에어로졸 저감인자(1000), 분자형 요오드 저감인자 (100), 유기요오드 저감인자 (5)
** 토지의 장기적인 사용이 불가능한 오염이 발생되지 않아야 하며, 방사선피폭으로 인한 조기사망이 발생하지 않아야 함.
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규제현안별 연구 현황(9/13)
 공동충수계통의 용융노심물-콘크리트 반응 완화능력 평가
 최종목표 : APR+ 충수
공동에서의 MCCI 평가
 KINS-BNL 공동연구로
수행
 연구내용
• MCCI 연구현황 조사
• MELCOR 를 활용한
MCCI 민감도분석
• MCCI 대처설계의 타
당성 검토
MELCOR MCCI 분석 Matrix
KINS-BNL 연구 보고서
MELCOR MCCI 분석 결과
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규제현안별 연구 현황(10/13)
 수소연소시 화염가속(FA)과 DDT 평가방법 개발(2011)
 연구목표
 FA/DDT 평가기준 조사
 FA/DDT 규제평가프로그램
개발
 연구내용
 FA/DDT 규제평가 방법 개발
 OECD의 FA/DDT 평가기준
근거, 국내 전문가 의견을
반영한 규제평가방법 개발
 APR1400 IRWST 수소연소
안전성 평가에 적용
 FA/DDT 규제평가프로그램
개발
 DEFEND 프로그램 개발
 활용계획
 FANDIA와 비교평가
 수소연소 안전성 평가에 활용
 DEFEND 연소분석자료 보완
FA 및 DDT
평가절차
APR1400 IRWST
DDT
가능성 평가
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규제현안별 연구 현황(11/13)
 사용후연료의 중대사고시 거동 평가기술 개발
 피복재의 산화 및 점화, 화염 전파, 연료봉 팽윤 실험 및 분석 벤치
마크
Ring-2
Peripheral
(cold,atm)
Ring-3
Peripheral
(cold,prz)
Ring-1
Central
(hot,atm)
Ring-3
Peripheral
(cold,prz)
Ring-2
Peripheral
(cold,atm)
Ring-2
1×4 집합체 배열에 대한
MELCOR COR ring
모델
Ring-1
Ring
-3
• 피복재의 점화, 화염전파, 팽윤 조사
• ZrN의 생성 및 재 산화
• Nodalization의 원전 적용성
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규제현안별 연구 현황(12/13)
 중대사고 핵분열생성물 거동 실험자료 확보 및 평가
 STEM, ISTP, BIP, PHEBUS FPT 1&3 실험자료 평가
Test
[l2]
(mol/l)
[l]
(mol/l)
LD
1
/
LD
2
LD
3
[I]init
Dose
(kGy)
Liquid
Paint
Gas
Paint
Liquid
(l)
pH
/
yes
no
yes
/
/
/
/
yes
no
yes
/
/
/
/
yes
no
yes
/
/
(mol/m2)
Gas
( l)
Relative
humid.(%)
T
(˚C)
Reprod.
Objective
Obtain
result on
formation
and
release of
volatile
species
Perform
-ed
Comments
Coupons
are preheated at
℃ for h pri
or to the
loading
phase
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규제현안별 연구 현황(13/13)
 사고관리지침서 체계 현황 분석
 국내·외 원전의 사고관리지침서 체계 현황
 비상운전절차서 및 중대사고관리지침서 활용 현황
 국내·외 후쿠시마 후속조치 중 사고관리 관련 이행 현황
 미국과 국내의 EDMG 개발 현황
 미국의 부지내 비상대응능력 관련 규제요건의 강화 현황
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연구결과의 활용방안
 평가방법론을 중대사고 안전현안 평가 및 관련 심사에 활용
 증기폭발, 격납건물 배기 및 원자로용기 외벽냉각 관련 연구현황
조사, 평가방법론에 대한 타당성 연구결과를 평가방법론/지침 개
발에 활용
 APR1400원전의 중대사고 분석용 MELCOR 코드 입력모델을 개발,
추가 보완 후 중대사고대처설비와 사고관리전략의 평가 및 안전
점검 후속조치 평가에 활용
 OECD-SFP 1☓4 사용후연료집합체 실험을 모의하는 평가방법을
향후 실제 원전의 저장조 모의에 활용
 OECD-STEM 등의 실험자료를 확보, 평가함으로써 중대사고시 핵
분열생성물 평가모델(MELCOR-RAIM)의 개선에 활용
 국내외 사고관리체계 현황을 분석한 결과를 향후 사고관리체계
강화방안 연구에 활용
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중대사고 분야 규제연구의 향후 전망
 원자로용기 외벽냉각, 증기폭발, 격납건물 배기, MCCI 등 신규 원전
의 인허가 현안에 대한 평가방법론과 평가지침 개발 연구 지속
 원전 중대사고 대처능력의 확보 여부와 핵분열생성물의 거동을 좀더
현실적으로 분석하기 위한 방법론 개선, SGP 벤치마크 등 수행
 부지내 다수 원전의 복합 중대사고 대응을 위한 사고관리지침서 체계
와 사고관리전략의 보강 방안 및 관련 규제지침 개발 연구 지속
 신규 현안 - 사용후연료저장조 내 연료의 설계기준초과시 거동 등에
대한 평가기술 확보 노력
 연구협력에 의한 최신 기술현황 확보 및 규제현안 해결, 규제요건 개
발 추구
 OECD/NEA, USNRC, EU의 국제공동과제(STEM, SFP2, CSARP, NUGENIA)
 방사선안전재단의 기반연구 과제
* SGP (Steam Generator Project): 스위스 PSI 주관으로 수행될 국제공동과제
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