4.6.1 가압기안전밸브 또는 방출밸브의 부주의한 개방[FSAR 15.6.1 항목]
RCS 감압사건은 가압기 안전밸브의 부주의한 개방에 의해 야기된다. 사건 발생 초 기에는 RCS가 감압되므로 감속재 온도계수에 따른 궤환효과로 인해 원자로 출력이 감소된다. 하지만 자동운전 모드로 원자로제어계통이 작동 중인 경우에는 원자로가 정 지될 때까지 원자로 출력과 노심평균 냉각재 온도를 유지한다. 가압기 수위는 RCS 감 압에 의해 초기에는 증가되다가 원자로가 정지된 이후에는 감소된다. 원자로보호계통 에 의한 원자로 정지는 과잉온도 ΔT 신호(Over-Temperature ΔT) 또는 가압기 저압 력 신호에 의해 발생된다.
원자로냉각재로의 아연주입 운전은 1차계통 구성재료의 건전성에 부정적인 영향을 주지 않으므로 동 사건의 발생 빈도에 영향을 주지 않는다. 아울러 동 사고해석에서는 초기 붕소농도가 사건이 진행되는 동안에도 변하지 않는다고 가정하므로 사건 발생 후 에도 비붕산수의 아연 수용액이 부주의하게 RCS로 계속 유입된다고 가정하더라도 사고의 결말 분석에는 별다른 영향을 주지 않는다.
즉, 아연주입 운전이 적용되어도 현행 FSAR 15.6.1의 사고해석 결과는 유효하다.
4.6.2 격납건물 외부의 유출관 양단 파단[FSAR 15.6.2 항목]
격납건물 외부의 유출관, 계측관 또는 시료채취관에서의 누설이나 파단으로 인하여 원자로냉각재가 직접 방출될 수 있다. 동 사고분석에서는 격납건물 외부로 가장 많은 양의 원자로냉각재가 방출될 수 있도록 격납건물 외부 유출 오리피스 상류에서의 유출관 양단 파단을 가정한다. 유출관 양단 파단 사건 발생 후 가압기 압력감소에 의해 RCS 고온관 포화온도 트립, 저핵비등이탈률 트립 또는 가압기 저압력 트립과 같은 원자로 정 지신호가 발생하게 된다. 원자로 정지 후 가압기 저압력 신호에 의해 안전주입 작동신 호가 발생함에 따라 유출관 격리밸브가 닫혀서 격납건물 외부로의 1차측 유체의 방출 은 종료된다. 또한, 원자로는 냉각되기 전에 적절한 부반응도 정지여유도 확보를 위해 화학 및 체적제어계통의 수동제어에 의해 붕소농도를 조절한다.
원자로냉각재로의 아연주입 운전은 RCS 구조재료의 건전성에 부정적인 영향을 미 치지 않으므로 동 사고의 발생 빈도에 영향을 주지 않는다. 또한, 사건 발생 후에도 비 붕산수의 아연 수용액이 부주의하게 RCS로 유입된다고 가정하더라도 동 사건의 경우 안전주입이 발생하기 이전에 보수적으로 원자로 정지를 가정하므로 노심 붕소농도의 변화에 따른 영향은 없다. 따라서 사고의 결말에도 부정적인 영향을 주지 않는다.
즉, 아연주입 운전이 적용되어도 현행 FSAR 15.6.2의 사고해석 결과는 유효하다.
4.6.3 증기발생기 전열관 파열사고[FSAR 15.6.3 항목]
증기발생기 전열관 파열사고(SGTR : Steam Generator Tube Rupture)는 증기발생 기 내의전열관이 파손되어 원자로냉각재계통과 주증기계통 사이의 방호벽이 손상되는 사고로서, 파열부위를 통해 원자로냉각재가 상실되고 이로 인해 1차계통 압력이 낮아 져 가압기 저압에 의해 원자로가 정지되고 안전주입이 작동하게 된다. 파열된 전열관 을 통해 2차측으로 누설된 원자로냉각재는 증기발생기 2차측 냉각수와 혼합되고, 2차 측 냉각재에 포함된 방사능이 터빈 정지 이전에는 터빈을 거쳐 복수기로 보내졌다가 비응축성 기체를 외부로 배출시키는 복수기 진공펌프에 의해 대기로 방출된다. 또한 원자로 정지 및 터빈 정지 이후 증기우회제어계통이 수동모드에 놓여 있을 경우에는 주증기 안전밸브가 열려서 주증기계통의 압력을 조절하게 된다. 운전원은 원자로 정지 이후 터빈우회밸브를 사용하여 고온관 온도가 주증기 안전밸브의 개방 설정치에 해당 하는 포화온도까지 냉각을 시작하고 적절한 시점에 파단측 증기발생기를 격리 또는 격 리되는 것을 확인한 후 건전한 측 증기발생기를 이용하여 정지냉각 진입조건까지 RCS를 냉각시킨다. 본 사고해석에서는 운전원 개입시점이 사고 발생 후 30분까지 지연된다고 보수적으로 가정한다.
증기발생기 전열관 파열사고는 복수기 진공펌프의 출구와 증기발생기 취출관, 주증기 관에 설치된 방사선 감시기에 의해 판단이 가능하다. 이와 더불어 전열관 파열을 통한 원자로냉각재 유출시 RCS 압력 및 가압기 수위, 파단측 증기발생기 수위변화로 부터도 사고 유무를 판단할 수도 있다.
원자로냉각재로의 아연주입 운전은 1차계통 구조재료의 건전성에 부정적인 영향을 주지 않으므로 동 사건의 발생 빈도에 영향을 주지 않는다.(아연주입에 의해 증기발생 기의 1차측 응력부식균열(PWSCC : Primary Water Stress Corrosion Cracking)에 대 한 저항성이 향상되면 동 사건의 발생 빈도를 낮추는 효과를 기대할 수 있음). 또한 증기발생기 전열관 파단사고에서는 운전원 개입시점이 사고 결말 분석에서 매우 중요 한 역할을 차지한다. 아연주입 운전은 증기발생기 취출관 및 주증기관 등에 설치된 방 사선 감시기 등의 성능에 영향을 주지 않으므로 운전원이 사고 발생여부를 판단하는데 영향을 주지 않는다. 아울러, 사건 발생 후에도 비붕산수의 아연 수용액이 부주의하게 RCS로 계속 유입된다고 가정하더라도 동 사건의 경우 안전주입이 발생하기 이전에 보수적으로 원자로 정지를 가정하므로 노심 붕소농도의 변화에 따른 영향은 없다. 따 라서 사고의 결말에도 부정적인 영향을 주지 않는다.
한편, 아연주입 운전은 증기발생기 비파괴 검사 및 누설감시 프로그램에도 영향을 주 지 않으므로 증기발생기 전열관 파열사고가 발생하기 전 발전소의 일상적인 절차에 의 한 감시가 가능하다.
즉, 아연주입 운전이 적용되어도 현행 FSAR 15.6.3의 사고해석 결과는 유효하다.
4.6.4 원자로냉각재상실사고[FSAR 15.6.5 항목]
대형 냉각재상실사고(LB LOCA : Large Break Loss Of Coolant Accident)는 원자 로냉각재 보충계통에 의한 냉각재 보충능력을 초과하는 냉각재의 상실을 야기하는 사 고를 말하며, 주로 RCS 압력경계의 배관 파단으로 인해 발생한다. 냉각재상실사고는 배관 파단면의 크기, 형태, 위치 등에 따라 다양한 스펙트럼을 가진다. 일반적으로 파 단면의 직경이 25 cm 미만일 경우 소형 냉각재상실사고, 그 이상일 경우 대형 냉각재 상실사고로 분류한다.
대형 냉각재상실사고의 경우 진행속도가 매우 빨라 초기에 운전원이 개입할 시간이 없으므로 사고의 대응이 전적으로 발전소의 안전계통에 의존하는 반면, 소형 냉각재상 실사고는 진행속도가 비교적 느려 운전원의 개입여부에 따라 다양한 사고 진행과정을 가져올 수 있다. 원자로냉각재상실사고를 해석하는 주요 목적은 1) 사고 발생시의
RCS, 노심, 격납건물의 조건을 평가하고, 2) 비상노심냉각계통의 성능 요건(예: 안전주 입펌프 용량, 안전주입탱크 압력과 체적 등)을 평가·결정하여, 3) 궁극적으로는 사고의 허용기준 만족여부를 입증하기 위함이다. 이때 냉각재상실사고의 허용기준은 핵연료 피복재의 표면 최대온도(2,200 ℉), 핵연료 피복재 산화율(17 %), 수소 생성량(1 %), 노심의 냉각형상 유지 및 장기 노심냉각 기능 유지 등이다.
사고 발생 이후 RCS로 부터 고온, 고압의 원자로냉각재가 급격히 방출되어 격납건 물 압력이 원자로 정지 및 안전주입작동신호 설정치인 고압력에 도달하고 짧은 시간의 신호 처리과정을 거쳐 원자로 정지 및 안전주입작동신호를 발생한다. 원자로가 정지되 어도 핵분열 생성물의 붕괴에 의해 발생되는 붕괴열은 계속 제거되어야 하는데, 비상 노심냉각계통은 냉각재상실사고가 진행되는 동안 노심에 붕산수를 주입하여 핵연료와 핵연료 피복관의 온도를 낮추고, 붕괴열을 제거하는 수단을 제공한다. 또한 격납용기와 격납용기 살수계통은 핵연료로 부터 방출된 핵분열성 기체들이 대기로 방출되는 것을 막기 위한 보호방벽의 기능을 수행함으로써 냉각재상실사고의 결과가 확대되지 않도록 하는 중요한 역할을 담당한다.
원자로냉각재로의 아연주입 운전은 RCS 구조재료의 건전성에 부정적인 영향을 미 치지 않으므로 동 사고의 발생 빈도에 영향을 주지 않는다. 또한 아연주입 운전은 비 상노심냉각계통의 작동성 및 노심의 구조적 형상에 영향을 주지 않으며, 원자로 정지 신호 설정치와 관련 계측기 성능(계측기 연결배관의 건전성과 지시값)에도 영향을 주 지 않으므로 사고 결말 분석에도 영향을 주지 않는다.
즉, 아연주입 운전이 적용되어도 현행 FSAR 15.6.5의 사고해석 결과는 유효하다.
4.7 부계통 또는 기기로부터 방사성물질의 방출
4.7.1 기체방사성폐기물계통 파손사고[FSAR 15.7.1. 항목]
원자로냉각재로부터 핵분열 기체를 수집, 처리하는 기능을 담당하는 기체방사성폐기 물계통은 폐기체 압축기, 수소 재결합기와 폐기체 감쇄탱크로 구성된다. 기체방사성폐
과 크립톤(Kr) 핵종이 예기치 않게 환경으로 방출되는 사고이다. 동 사고분석에서는 보수적인 평가를 위해 한 주기 연속운전 기간 동안 1 %의 연료 결함이 발생하고, 발 전소가 정지되면서 RCS 내의 핵분열 기체핵종 전량이 폐기체 감쇄탱크로 이송된 직 후 누설(또는 파손) 사고가 발생하여 환경으로의 방출이 최대가 된다고 가정한다.
아연주입 운전이 시행되면 주입된 아연과 계통 산화막이 새로운 평형관계를 찾아가 는 과정에서 원자로냉각재를 매개로 하는 크러드의 이동을 증가시킬 수 있다. 만약 크 러드 이동량이 큰 폭으로 증가되면 비등 노심에서의 크러드 침적이 증가하여 크러드에 의한 연료 결함(CILC : Crud-Induced Localized Corrosion)이 발생될 수 있다. 따라서, 주입된 아연에 의한 크러드 이동을 최소화하기 위해 다음의 운전지침을 준수토록 할 예정이다.
l 주입된 아연과 RCS 표면 산화막의 반응이 안정화될 때까지는 저농도(5 ppb)의 아연을주입한다.
l 아연이 주입되는 동안 원자로냉각재의 니켈 농도를 분석하여 크러드 이동을 감시한다.
만약 연속 2회 이상 니켈 농도가 6 ppb를 초과하는 경우에는 아연주입 운전을 잠시 중단한다.
l 아연주입 신규적용에 따른 연료 크러드 재고량 증가를 예방하기 위해 연료 초음파 세정을 수행한다.
상기 사항이 준수되면 아연주입 운전은 연료 결함의 발생 빈도와 범위를 증가시키지 않는다.(따라서 1 %의 연료 결함이 발생한다는 가정은 유효함). 아연주입 운전은 원자로 냉각재 pH를 변화시키지 않으므로 요오드의 분배계수에도 영향을 주지 않으며, 또한 기체폐기물의 재고량과 기체방사성폐기물계통의 운전(핵분열 기체핵종의 RCS에서 폐기체 감쇄탱크로의 이송시간 등)에도 영향을 주지 않는다.
즉, 아연주입 운전이 적용되어도 현행 FSAR 15.7.1의 사고해석 결과는 유효하다.