제 4 장 FSAR 15장 사고해석에 미치는 영향
주증기유량의 증가는 원자로냉각재 온도의 증가, 노심출력 및 열속의 증가, RCS와 증 기발생기 압력의 감소를 일으킨다. 이러한 과도상태는 가압기와 증기발생기의 저압 경보 및 원자로 고출력 경보 등에 의해 탐지되며, 만약 과도상태가 허용핵연료설계제 한치에 접근할 경우 노심보호연산기계통에서 원자로 정지신호를 발생시켜 저핵비등이 탈률이나 국부 고출력밀도 한계가 초과되지 방지된다.
원자로냉각재로의 아연주입 운전은 주증기 유량 증가 사건의 발생 빈도와 사고 결말에 부정적인 영향을 주지 않는다. 이는 아연주입 운전이 터빈조절밸브의 과도한 개방과 관련한 운전원의 실수와는 무관하며, 또한 앞선 4.1.1절에서도 언급하였듯이 주입된 아연이 2차계통 터빈부하제어 계측기와 직접 접촉할 가능성도 매우 낮기 때문이다.
즉, 아연주입 운전이 적용되어도 현행 FSAR 15.1.3의 사고해석 결과는 유효하다.
4.1.3 증기발생기 방출밸브 또는 안전밸브의 부주의한 개방[FSAR 15.1.4 항목]
대기방출밸브나 터빈우회밸브는 운전원에 의하여 부주의하게 열려지거나 그 밸브를 작동시키는 제어계통의 고장으로 인해 열려질 수 있다. 주증기 안전밸브는 밸브가 파 손되었을 때만 열린 채로 있게 된다. 이런 밸브 중 어느 것이 개방되더라도 모두 똑같은 최대 증기유량(전출력 증기유량의 11 %)을 방출하기 때문에 유사한 결과를 보여준다.
이러한 사건들의 한 예로서 증기발생기 대기방출밸브의 부주의한 개방을 선택하고, 단일고장으로 주급수제어계통의 오동작을 가정한다.
증기발생기 대기방출밸브의 부주의한 개방 사고시에는 원자로 운전원이 원자로와 터 빈 사이의 큰 출력 불일치 및 증기방출로 인한 소리 발생을 감지하여 발전소가 비정상 상태에 있음을 인지하고 원자로를 수동으로 트립시키고, 대기방출밸브를 수동으로 닫 아 손상된 증기발생기로부터 대기로의 증기 방출을 중지시킨다. 이후 발전소 안정이나 냉각을 위한 RCS의 열제거는 대기방출밸브의 수동제어로 달성된다.
원자로냉각재로의 아연주입 운전은 동 사건의 발생 빈도에 영향을 주지 않는다.
또한 동 사고에서는 사고기간 동안 붕소농도가 변하지 않는 것으로 모사한다. 그러므로 사고 발생 후에도 아연주입과 관련하여 비붕산수의 아연 수용액이 부주의하게 RCS로
계속 주입되었다고 가정하더라도(주입되는 아연 수용액의 총량은 아연주입설비의 주입 탱크 용량인 100 gallon으로 제한됨) 이 사고의 결말에 별다른 영향을 주지 않는다.
즉, 아연주입 운전이 적용되어도 현행 FSAR 15.1.4의 사고해석 결과는 유효하다.
4.1.4 격납건물 내외부의 증기계통 배관 파단[FSAR 15.1.5 항목]
증기계통 배관 파단사고는 주증기계통의 배관이 파단되는 사고로 정의한다. 이로 인해 증기유량이 증가하여 계통의 과냉각이 이루어지며, RCS와 증기발생기로부터 에너지가 과도하게 제거된다. 그 결과 RCS 온도와 압력 및 증기발생기의 압력이 감소한다. RCS 온도 감소는 감속재 및 도플러 부반응도 계수에 의해 노심의 반응도 증가를 발생시킨다.
RCS의 냉각은 가압기 또는 증기발생기의 저압력 경보, 원자로 고출력 경보, 증기발 생기 저수위 경보에 의해서 탐지된다. 증기관 파단사고로 인한 원자로 정지는 증기발 생기 저압력, 원자로냉각재계통 저압력, 증기발생기 저수위, 원자로 고출력, 노심보호연 산기에 의해 발생되는 저 핵비등이탈률 트립 그리고 격납건물 내부 증기관 파단사고 시에는 격납건물 고압력 등과 같은 원자로 정지신호 중 하나에 의해서 발생된다. 파단 측 증기발생기의 감압으로 인해 주증기격리신호가 발생하며, 이 신호에 의해 주증기 격리밸브(MSIV : Main Steam Isolation Valve)들이 닫혀서 건전한 측 증기발생기로부 터의 증기 방출이 차단되며, 또한 주급수 격리밸브들이 닫혀 양측 증기발생기로 공급 되는 주급수가 격리된다. 가압기 압력은 안전주입작동신호(SIAS : Safety Injection Actuation Signal)가 발생되는 설정치까지 감소된다. 건전한 측의 증기발생기가 격리되 고 파단측 증기발생기가 고갈되면 계통 냉각이 중지되고, 안전주입작동신호에 의한 기 동된 안전주입펌프에 의해 주입된 고농도의 붕소가 노심 반응도를 감소시킨다.
원자로냉각재계통으로 주입된 아연은 2차계통 배관, 구성품 등과 직접 접촉할 가능 성이 매우 낮기 때문에 동 사고의 발생 빈도에 영향을 주지 않는다. 이 사고분석에는 안전주입의 작동을 가정한다. 안전주입 발생 시 아연주입에 따른 비붕산수 주입량만큼 원자로냉각재의 붕소농도가 낮아지게 된다. 그러나 안전주입이 발생하게 되면 RCS 압 력에 따라 매우 큰 유량의 안전주입이 이루어지며(사고 발생 후 원자로냉각재계통의 압력은 점차 감소하므로 안전주입 유량은 지속적으로 증가함) 주입수의 초기 붕소농도
역시 매우 높다. 또한 아연주입에 따른 비붕산수의 주입유량(0.0084 gpm)은 안전주입 유량에 비해 매우 적으므로 아연주입 운전은 사고의 진행 경과와 결말 분석에도 영향을 주지 않는다.
즉, 아연주입 운전이 적용되어도 현행 FSAR 15.1.5의 사고해석 결과는 유효하다.