흐름이 보이는 원자력기사 시험에서 꼭 나오는 요점 요약 정리 8. 공학안전설비(ESF)

8. 공학안전설비(ESF, Engineering Safety Features)

 

 

1. 개요

      1) ESF의 기능
• 발전소의 원전의 LOCA(냉각재 상실사고, Loss of Coolant Accident) 등의 DBA 발생시 ESF는 RCS로부터 발생된 열을 제거하고 핵분열 생성물의 누출을 차단하여 발전소 종사자와 발전소 주변지역과 주민의 안전을 확보해야 한다.

(1) 핵연료 피복재 보호 
• 핵연료 중심온도는 2590도, 표면온도는 1204도를 넘지 말아야 한다.

(2) 원자로 건물 건전성 확보
• 원자로 건물 내부 대기 수소함유량은 4w%를 넘지 말아야 한다.
• 원자로 건물의 대기를 설계온도인 140도, 설계압인 4kgf/cm2 이하로 유지하여야 한다.

(3) 원자로 건물 내부 방사선 물질의 제거
(4) 주제어실 건전성 확보
(5) 냉각재 재고량 확보
(6) 주급수상실사고 시 RCS 냉각

2) 발전소 신뢰성 확보를 위한 안전관련 계통 설계 특성
(1) 다중성(Redundancy)
• 안전관련계통의 어느 한 계열이 기능상실 시 나머지 다른 계열이 본래의 기능을 충분히 발휘할 수 있도록 같은 기능을 가진 계열을 두 계열 이상으로 구성한다.

(2) 독립성(Independency)
• 안전관련계통의 어느 한 계열이 타 계열에 영향을 미치지 않도록 물리적, 전기적으로 상호 분리되어 독립성을 유지해야 하며(물리적 분리), 안전에 중요한 설비는 단 하나의 명확한 기능을 갖도록 해야한다.(독립성)

(3) 고장 안전성(Fail Safe)
• 안전관련계통의 기기들이 수동적으로 자기기능상실시 그 기기들의 위치가 노심이 안전한 방향으로 갈 수 있도록 최종 동작이 이루어지도록 한다.
ex) CEDM에 전원 차단시 제어봉들은 코일 스택에 전류가 공급되지 않고 결국 중력에 의해 노심으로 삽입되어 원자로를 정지

(4) 다양성(Diversity)
• 안전관련계통에 동일기능을 수행하는 서로 다른 기기를 설치하거나 프로세스 변수를 둘 이상 서로 다른 측정기를 사용, 측정해 안전성을 증대
ex) 원자로 정지가 제어봉 삽입, 붕산수 주입이라는 전혀 다른 작동 원리를 갖는 두가지 방법으로 삽입. 채널변수를 4개로 하고 2/4 트립을 유발. 보조급수계통을 증기 작동용과 전원 작동용으로 구분하여 설치
(5) 시험성(Testability)
• 안전관련계통의 불필요한 동작, 기능의 상실 없이 출력 운전 중 시험 또는 교정할 수 있도록 할 것

(6) 연동장치(Interlock)
• 원전의 일부장치는 사전에 정해진 어떤 조건이 갖추어야만 작동되도록 하며, 운전원 오조작이 있어도 이를 거부할 수 있도록 할 것.

      3) 구성
(1) 기본 기능
• 원자로 격납건물 계통(Reactor Containment System)
• CSS(Containment Spray System, 원자로건물 살수계통)
• SIS(Safety Injection System, 안전주입계통)
• SCS(Stop Cooling System, 정지냉각계통)
• AFS(Auxiliary Feedwater System, 보조급수계통)
• HVACS(Heating, Ventilation, Air Conditioning System, 공기조화계통)
• RSP(Remote Stop Pannel, 원격정지 패널)

(2) 비상노심냉각계통(ECCS ; Emergency Core Cooling System)
• 올바른 명칭은 아님
-> SIS, SCS, RS(Recirculation System, 재순환계통)

(3) 원자로건물냉각계통(CCS, Containment Cooling System)
• CSS, CFCS, CIS, AFS

      4) 공학안전설비 작동신호(ESFAS, ESF Actuation Signal)
(1) NSSS ESFAS(Nuclear Steam Supply System ESFAS, 핵증기 공급계통 ESFAS)
① MSIAS(Major Steam Isolation Actuation Signal, 주증기 격리신호)
• RCS SG의 증기가 저압력(62kgf/cm2), 고수위(93%) 및 원전이 고압력(1.9psi)일 때 작동
• 혹은 수동 스위치를 작동시키거나 RSP에서 작동

② CIAS(Containment Isolation Actuation Signal, 원자로 건물 격리신호)
• 원전 고압력(1.9psi), RCS PZR 저압력(124kgf/cm2) 일 때 혹은 수동으로 작동 시

③ SIAS(Safety Injection AS, 안전주입작동신호), 
• 원전 고압력, RCS 가압기 저압력 일 때

④ CSAS(Containment Spray AS, 원자로 건물 살수 신호)
• 원전 고-고 압력(20.2psi) 및 수동 스위치 작동

⑤ AFAS(Auxiliary Feedwater AS, 보조급수 작동신호)
• RCS SG 저수위(23.5%) 및 수동 스위치

⑥ RAS(Recirculation Actuation Signal)
• RWT 저수위 및 수동 스위치

⑦ DAFAS(Diverse Auxiliary Feedwater AS, 다중보조급수 작동신호)
• RCS SG 저수위, 수동 스위치

⑧ DPSAS(Diverse Protection System AS, 다양성보호계통 작동신호
• RCS PZR 고압력

(2) 보조계통 ESFAS
① FEBVAS(Fuel Base Emergency Ventilation AS, 핵연료 건물 비상배기 작동신호)
• 사용후 연료 저장조 지역 방사능 고준위(20mRem/hr)
• 핵연료건물 환기 배기 감시기 방사능 고준위

② CPIAS(Containment Purge Isolation AS, 원자로 건물 퍼지 격리 작동신호)
• 원전 상부지역 방사능 고준위(2,500mRem/hr)
• 핵연료 건물 재장전 기중기 지역 방사능 고준위(12.5mRem/hr)

      5) 노심손상 완화를 위한 ECCS 허용기준
(1) 피복재 표면 온도 1204도 이하 – Zr-H2O 반응 억제하여 피복재 손상 방지
(2) 피복재 산화율 두께 17% 이하 – 피복재 국부적 강도, 연성의 유지 요구
(3) 수소 생성물 노심 전체 반응의 이론 값 1% 이하 -> 수소축적방지에 의한 폭발방지
(4) 기하학적 현상 연료다발 원형 그대로 유지 
(5) 장기 노심 냉각

   2. 원자로 격납 건물 계통(Reactor Containment System)

      1) 개요
• 격납건물의 DBA는 LOCA 또는 2차 계통의 MSLB(Main Steam Line Break)와 같은 최악의 가상사고이다.
-> 발전소에서는 이러한 DBA가 발생하더라도 원전 내부에 설치된 방사능을 최소화 하는데 있으며 적정 설계압(최대운전압 * 10% 이상) 및 온도는 각각 140도, 57psi이다.

      2) 설계 특성
• 원전 내부에 설치된 RCS 등에 사고 발생시 SIS, CSS로 냉각을 위한 많은 양의 유체가 주입된다.
-> 일정시간이 지나면 주입된 유체를 원전 집수조에 모아서 재순환시킨다.
-> 원전과 내부구조물은 집수로의 유체회수가 방해받지 않도록 해야하며, 유체의 트래핑이 최소화 되어야 한다.

      3) 설계기준
• 원자로 용기는 ASME Code Section II Class B에 따라 설계되었다. 설계시 고려되는 원자로 용기가 받는 하중은 다음과 같다.
-> DBA시의 압력, 온도에 의한 하중
-> Thermal Load(원자로 노심, 내부주조물에 저장된 열, 붕괴열, RCS 재질 저장열, Metal-Water Interaction 열, 수소연소열)
-> Dead Load : 격납용기 구조물 자체의 무게에 의한 하중
-> 지진, Live Load , Wind Forces

      3) 원자로 건물 형상
(1) 포스트 텐션닝 공법(Post-Tensioning Method)
• 철근 콘크리트의 구조물을 타설하기 전에 관을 내부에 부설한 후 콘크리트를 타설하여 구조물을 완성시킨다.
-> 이 관속에 긴장재(Tendon)를 넣고 긴장단에서 잭(Jack)으로 긴장재를 긴장시켜 구조물에 압축응력을 미리 가한다.

• 이 방식은 원전에서 사고가 발생하더라도 원전 내부에 발생하는 모든 응력에 저항할 수 있으며 특히 인장응력으로 인한 균열 억제에 효과가 크다.

(2) 바닥 기초
• 평평한 원형 바닥 기초는 중앙에 공동(Cavity)과 계측용 터널을 가지며 강화용 콘크리트로 제작된다.
-> 긴장재를 장착시키기 위한 갤러리는 바닥기초의 아래에 위치한다.
-> 바닥기초의 상부에는 원전 내부의 밀봉을 위해 철판으로 라이닝 한다.

(3) 원자로 건물 벽
• 원자로 건물의 원통형 벽은 바닥기초의 상부로부터 4ft 일정 두께로 유지된다.

(4) 원자로 건물 돔
• 반구형 돔 형태로 내부는 밀봉을 위해 철판 라이닝 하고 돔의 시작부분에는 수평긴장재를 설치하기 위한 버팀벽이 연장되어있다.

      4) 관련부속계통
(1) CHRS(Containment Heat Removal System, 원자로 열 제거계통)
• CHRS는 RCFCS(Reactor Containment Fan Cooling System, 원전 팬 냉각계통)과 CSS로 구성된다.
-> RCFCS는 사고 발생 후 원전의 내부열을 제거한다.
-> CSS는 원전의 대기로부터 방사성옥소, 핵종을 제거하며 원전의 열에너지를 제거해 온도, 압력을 낮춘다.


(2) CIS(Containment Isolation System, 원자로 건물 격리 계통)
• CIS는 원전 내부에서 방사능 물질을 방출하는 가상사고 발생 시 외부와 원전의 대기를 격리시키기 위한 계통이다.
-> 격리는 사고가 발생하더라도 원자로 건물의 관통배관(Penetration, CVCS 유출관)을 CIAS에 의해 차단함으로써 대기의 방사능 누출을 방지한다.

(3) BGCS(Burnable Gas Control System, 가연성기체 제어계통)
• DBA 발생 시 물의 방사화, 살수에 의한 재질부식 등에 의해 원전내부에 발생하는 수소기체를 감시하여 농도를 체적비 4w% 폭발농도 제한치 이내로 유지한다.
-> PHRS(재결합계통), CHPS(감시,퍼지계통), HMS(완화계통)이 존재

(4) CHAVCS(Containment HVAC System, 원자로건물 공기정화, 청정계통)
① 대용적 퍼지계통(고체적 퍼지)
• 발전소 상온 정지 상태에서 핵연료 재장전 조작, 유지보수를 위한 발전소 요원들의 원자로 건물 출입 전에 그리고 출입기간 동안 적절한 환경, 환기를 제공한다.
-> 이 계통은 여과된 외기를 선형 그릴을 통해 RWT 주위 출입지역에 공급해 방사선 농도를 허용치 이내료 유지한다.

• 퍼지배기는 배기송풍기를 통해 외부로 배출되며, 급기 공기조화기는 여과기, 난방코일, 급기송풍기로 구성된다.
-> 밸브가 설치되어 있어 제어용 공기 상실, 전원상실, 원자로건물 고방사능 신호, 원전 고압신호를 받으면 자동적으로 차단된다.

② 소용적 퍼지계통(저체적 퍼지)
• 발전소 정상운전 혹은 정지기간 동안 작업자의 원자로 건물 출입을 허용하기 위해 원자로 건물의 부유성 핵분열 생성물을 제거하는 동시에 작업자 피폭을 허용치보다 낮게 유지한다.

③ LOCA 발생
• LOCA 발생 시 원전 내부의 가연성 기체를 퍼지하고 대기를 정화시킨다.

   3. CSS(원자로 살수계통)

      1) 개요
• CSS는 RCS의 LOCA, 제어봉인출사고 또는 원전 내부의 MSLB 발생 시 원전대기로부터 옥소, 방사성물질을 제거하고 가연서 기체의 국부적 침적을 방지하기 위해 대기를 혼합시킨다.
-> 그리고 사고 발생 시 원전 내부의 열에너지를 제거함으로써 온도, 압력을 감소시키는 기능을 수행한다.





      2) 구성
• CSS는 RWT 및 원전 재순환집수조(RS, Recirculation Sump), 원전살수펌프, 살수열교환기, 살수모관, 살수노즐, 배관, 계측설비로 구성된다.
-> 원전살수펌프는 RWT 또는 RS에서 붕산수를 취하여 살수한다.

• 주살수모관은 원전 상부에 설치되어 살수되는 물방울이 대기핵분열물질을 흡수하는 시간을 최대화하고, 증기-공기간 열적평형에 이르게 한다.
-> 보조살수모관은 운전층 하부의 120~140ft 높이에서 원전내벽 및 2차차폐벽에 설치되어 주살수노즐 살수 영역의 대기를 최대로 혼합될 수 있도록 한다.

• NaOH CAT(Chemical Addition Tank) 및 이를 공급하는 Eductor가 구성되어 있기도 한다.
-> 사고 시 원전 내 기체상태의 요오드 제거를 위해 NaOH CAT, Educator를 통해서 NaOH를 살수펌프에 공급하게 된다.
-> 요오드는 pH가 8~9에서의 물과 잘 반응하기에 물을 약 알칼리성으로 만들며 요오드의 가수화를 촉진한다.

   4. SIS(안전주입계통)

      1) 기능

• SIS는 ECCS의 중심으로 RCS의 LOCA, MSLB로 인한 냉각재 과냉사고 등의 DBA 발생 시 RCS에 붕산수를 공급하여 노심을 냉각시키고 충분한 정지여유도를 확보하며 냉각재 재고량을 유지한다.
-> SIAS 발생시 고압안전주입계통, 저압안전주입계통이 작동하며, RAS가 발생시 고압안전주입펌프만 이용된다.
-> 1차로 RWT로부터 안전주입펌프가 약 12w%농도의 붕산수를 취하여 ‘저온관’을 경유하여 원전 노심내로 주입한다. (단, APR1400부터는 핵연료 내로 직접 공급)
-> RWT의 수위가 낮아져 RAS 발생시에는 RS로부터 2,000ppm의 붕산수를 취하여 노심내로 계속 주입할 수 있다.

※ 발전소 잔열 제거 수단 : SBCS(증기우회제어계통), FWCS(주급수계통)
AFCS(보조급수계통), SCS(정지냉각계통), RCS(원자로 냉각재 계통)

      2) 운전방식
(1) 고압안전주입계통(HPSIS, High-Pressure Safety Injection System)
• 정상운전시 대기상태를 유지한다.
-> RCS와의 격리밸브를 제외하고 모든 관련밸브가 RWT로부터 RCS저온관으로 붕산수를 주입할 수 있도록 배열되어야 한다.

• SIAS 발생시 HPSIS는 주입상태로 돌입하여 저온관 유로를 차단하고 RCS 격리밸브가 자동적으로 열려 붕산수를 RCS에 주입하게 된다.
(2) 저압안전주입계통(LPSIS)
• HPSIS처럼 붕산수가 노심내로 주입되다가, RCS 압이 750psi(53kgf/cm2) 이하로 강하되면 붕산수가 저온관을 경유하여 노심내로 주입되게 된다.
-> LPSIS는 RAS 발생시 정지되는데 이는 HPSIS만으로 충분한 노심냉각이 가능하고 
LPSIP는 SCS로 활용해야 하기 때문이다.

   5. SCS(정지냉각계통)/RHRS(잔열제거계통)

   1) 개요
• 원자로 정지 후에도 노심에 기기잔열(Residual Heat) 및 붕괴열(Decay Heat)이 존재하여 적절하게 냉각해 주지 않으면 노심의 온도가 상승해 핵연료, 원자로 용기, 내부구조물 건전성을 위협한다.
-> 잔열, 붕괴열을 제거하는 계통이 SCS다. 원자로 정지시 초기에는 SBCS(증기우회제어계통, Steam Bypass Control System)를 이용해 증기발생기를 경유하여 RCS의 열을 제거한다.
-> RCS가 350℉ 및 410psi 이하로 냉각되면, SCS를 운전하여 기기냉각수계통을 통해 원자로 노심의 잔열, 붕괴열을 제거한다.




      2) 기능
(1) SCS는 원자로 정지후 RCS가 350℉(178도)/410psi(130kgf/cm2)이하로 냉각 시 RCS와 연결되어 기기냉각수 계통을 통해 원자로 잔열, 붕괴열을 제거하여 노심, RCS의 열에너지 제거

(2) SCS는 LOCA,MSLB와 같은 경우가 발생 시 다른 노심냉각계통과 함께 원자로를 냉각시키고 상온정지상태를 유지하는 SIS 역할(단, LPSIP를 이용한다.)

(3) SCS는 핵연료 재장전 기간 중 RWT와 연결되어 이에 붕산수를 채우거나 재장전수로를 배수시킬 때 배관의 기능을 수행한다.

(4) SCS 흡입측의 방출밸브는 RCS의 저온과압(LTOP)을 방지하는 기능을 제공한다.

(5) RCS가 감압되어 운전시 RCS 냉각재를 정화시키기 위해 SCS-CVCS가 연결되어 그 기능을 수행한다.

      3) 구성
(1) LPSIP(저압안전 주입펌프)
• 원자로 용기의 ‘고온관’에서 냉각재를 흡입하여 정지냉각열교환기를 거쳐 ‘저온관’으로 흐르도록 한다.

(2) 정지냉각열교환기(SCHE, Shutdown Cooling Heat Exchanger)
• 발전소의 냉각운전, 상온정지 동안 노심 내 잔열, 붕괴열 및 LPSIS에서 발생되는 열을 제거한다.

(3) 밸브
• SCS의 기기들은 발전소의 상태에 따라 안전주입과 정지냉각 두 기능을 수행해야 하기에 격리 밸브가 설치되어 있다.
-> LPSIP의 흡입측의 격리밸브는 RCS, CVCS, SIS의 압력에 의한 SCS의 과압을 방지하도록 연동되어 있다.
-> SCHE 방출밸브는 SCS 운전 중 LPSIP, PZR의 전열기, CVCS의 충전펌프 및 RCP으 ㅣ사고운전에 의해 발생할 수 있는 저온과압(LTOP)을 방지한다.

      4) 운전형태
(1) 정상상태
• SCS는 운전되지 않고 RCS로부터 격리된다.





(2) 소형 LOCA 등의 사고시 운전
• SCS는 RCS의 고온관 온도가 350℉ 일 때 RCS에 연결되어 원자로 냉각재의 온도를 낮춘다.
-> 그러나 소형 LOCA, MSLB,MFLB(Main Feedwater Line Break, 주급수관 파단사고), 소외 전원 상실 등의 사고 후에는 RCS (고온관 온도)가 350℉보다 높은 경우에도 정지냉각을 해야하나 반드시 설계온도(400℉)를 초과해서 운전해서는 안된다.
-> 그렇기에 사고상황일 경우 SCS는 자동적으로 운전되지 않고 수동운전이 요구된다.

(3) 발전소 기동
• 기동은 RCS를 상온정지상태에서 고온대기상태로 바꾼다.
-> SCS는 상온정지상태에서의 RCS 냉각 및 LTOP를 방지한다.
-> 가동이 시작되면 LPSIP는 정지되지만 압력제어를 위해 SCHE는 PZR 내 증기기포가 생성될 때까지 RCS에 연결된 상태이다.
-> 증기기포 생성시 SCHE는 격리되어 안전주입운전이 가능하도록 한다.

(4) 발전소 냉각
• 냉각은 RCS를 고온정지상태에서 상온정지상태로 내리는 과정이다.
-> 초기 원자로 냉각은 SBCS를 이용해 SG 2차측의 증기를 방출함으로써 가능하다.
-> 냉각재 계통 붕산주입, 제어봉 삽입등으로 350℉, 410psi 이하로 감소되면 SCS 운전이 가능해진다.
-> 재자전수 온도를52도 이하로 유지시키기 위해서 운전이 지속되며 CVCS 정화부분과 연결되어 냉각재 정화는 계속된다.

   6. 재순환계통(Recirculation System)
• ECCS의 결과로 RWT의 저수위로 인해 냉각계통이 흡입을 취할 수 없으므로 모든 안전주입을 중단시키고 재순환 형태로 바꾸는 계통이다.
-> 노심내로 주입된 모든 붕산수는 파열부분을 넘쳐흘러 결국 원자로 용기 집수조에 모이게 된다.
-> 지속적인 노심의 냉각을 위해 집수조에 고여 있는 붕산수를 다시 노심내로 주입하기 위해 집수조의 붕산수를 펌프를 이용해 취하여 순환시키게 한다.











   7. AFS(보조급수계통)

1) 개요
• 어떤 가상사고로 인해 RCS SG에 급수를 공급하지 못할 경우(ex. MFLB) SCS가 RCS에 연결되어 냉각기능을 수행할 때 까지 발전소를 고온대기상태로 유지하며 AFS를 이용해 SG에 급수를 공급해야 한다.
-> AFS는 다중, 다양성의 특징을 가져 소내비상전력계통으로부터 공급받는 보조급수펌프와 주증기계통으로부터 공급되는 증기로 구동되는 보조급수펌프로 구성된다.

• AFS 내부의 단일고장, MSLB, MFLB시에도 AFS는 AFAS에 의해 자동으로 가동된다.
-> 정전사고시에 증기에 의해 가동되기 때문에 수행이 가능하다.
      2) 운전
• AFS는 발전소 정상상태에서는 가동하지 않는다.
-> AFAS 발생시 SG에 충분한 급수를 제공하여 RCS로부터 노심잔열을 제거하는 기능을 수행한다.

• AFP(보조급수펌프)의 재순환수는 복수저장탱크로부터취하여 SG급수노즐, 주급수관으로 주입된다.
-> 필요시 이는 다시 최소유량관을 통해 복수저장탱크로 재순환한다.