Analyses of SGTR Accident With Mihama Unit Experience

미하마 원전경험에 대한 SGTR 사고해석

A SGTR accident postulated at Kori unit 1 is simulated with Mihama unit experience, which occurred on February 1991, to evaluate the capability of plant to cope with the transient. The system design and plant conditions of Kori Unit 1 are much similar with those of Mihama Unit 2. Therefore, special concern has been given to evaluate the sequence and the resulting consequence of the postulated SGTR accident at the Kori unit 1 An analysis is peformed as realistically as possible, with following the EOP of Kori unit 1. The result indicates that the leak through tube break terminates within about forty minutes, and the Kori unit 1 may be sufficient to cope with SGTR accident with same type of sequence. However, the reconsideration may be required for the design of Kori unit 1 which disconnects non-safety AC power from off-site power on SI signal generation. It may be pointed out that the content of EOP for SGTR accident is not enough to require operator's proper judgements. An analysis of SGTR accident tested in the LSTF which simulated the SGTR accident at the Mihama Unit 2 is peformed using the RELAP5/MOD3. The results indicates that the code yields in general good agreement with the test, except the break flowrate at the early stage of the event.

1991년 2월 미하마원전에서 발생한 증기발생기 세관 파열사고에 대한 경험을 바탕으로, 본 사고에 대한 고리 1호기의 대처능력을 평가하기 위하여 해석을 수행하였다. 고리 1호기의 계통설계 및 운전조건은 미하마 2호기와 아주 유사하기 때문에 고리 1호기에서 발생한 가상의 증기발생기 세관 파열사고시의 사고경위 및 전개에 대한 평가가 필요하였다. 해석은 고리 1호기 EOP를 근거로 현실적으로 가능하게 수행되었다. 해석결과, 파열된 세관을 통한 누출은 사고후 약 40분 후에 정지되었으며, 고리 1호기는 유사한 증기발생기 세관 파열사고의 경우 충분한 대처능력이 있음을 보였다. 그러나, SI 신호작동후 소외전원으로 부터의 비안전등급 AC전원으로 단절되는 설계에 대한 재고가 필요하며, EOP의 운전절차가 운전원의 적절한 판단을 요구하기에는 다소 충분치 못함을 보였다. 또한 미하마 원전의 사고를 실험적으로 모사한 LSTF의 실험결과를 이용 해석코드인 RELAP5/MOD3의 평가능력에 대하여 해석을 수행하였다. 해석결과 코드는 사고 초기의 누설량 예측을 제외하고는 일반적으로 실험결과와 잘 일치하고 있음을 보였다.