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문 1) 원자로압력용기(Reactor Pressure Vessel)에서 가압열충격(PTS)에 의한 파손 가능성을 낮출 수 있는 방법이 아닌 것은? ➀ 원자로압력용기의 두께 증가 ➁ 비상노심냉각계통(ECCS)의 냉각수 주입 온도 증가 ➂ 노심대영역(Core Beltline Region)의 용접부 제거 ➃ 저누설 장전모형 핵연료 배치를 통한 원자로압력용기 내벽의 조사선량 저감
★ 키워드: 가압열충격
가압열충격(PTS, Pressured Thermal Stress)은 원자로 용기 내에 높은 압력이 가해진 상태에서 과도한 냉각으로 발생하는 충격으로, 가압 상태에서 압력용기 표면온도가 기준 무연성천이온도(RTNDT) 이하로 떨어져 재료의 파괴인성치가 급격히 감소하는 현상을 의미한다. 냉각재 상실사고(LOCA), 유로 냉각유량 정체사고(노심 열생성 부족, 냉각재 재고상실, 열제거 부족 등), 비대칭 열제거(증기발생기 불균형, 급수 불균형 등), 원자로 용기로의 추가 냉각재 주입, 2차 급수상실사고, 과도 급수, 원자로 운전정지 불능사고(ATWS) 등에 의해 유발될 수 있다. 중성자조사를 많이 받는 원자로 용기 노심대 영역에서 운전년수에 따라 연성 및 파괴인성이 감소하고 RTNDT가 증가하여, 높은 압력에서 온도가 감소하는 경우 PTS가 발생한다. 특히 구리함량이 높은 가로 용착금속의 경우 비교적 빠르게 취화되므로 재료 선택 시 주의해야 한다.
① 원자로압력용기의 두께 증가 - (X) 압력용기의 두께가 증가하는 경우 온도 구배가 증가하므로, PTS 가능성이 증가한다.
② 비상노심냉각계통(ECCS)의 냉각수 주입 온도 증가 - (O) 고압 상태에서 과도 냉각은 PTS의 주된 원인이라는 점을 고려하면, ECCS 냉각수 주입 시 냉각수의 온도를 높여 파손 가능성을 낮출 수 있다.
③ 노심대영역(Core Beltline Region)의 용접부 제거 - (O) 일반적으로 물성이 균일한 모재보다 모재와 모재를 연결하는 용접부가 상대적으로 취약하다. 원자력안전위원회 고시 제2012-8호에서 원자로압력용기 노심영역 재료에 대한 수명 말기 RTNDT 허용기준은 모재(판재, 단조재)의 경우보다 (원주방향)용착금속이 허용기준(온도)이 더 높다는 것을 확인할 수 있다. 이를 통해 PTS는 모재보다 용접부에서 발생할 확률이 크다는 것을 유추할 수 있다. 따라서 용접부 제거가 가능하다면 PTS를 예방할 수 있을 것이다.
④ 저누설 장전모형 핵연료 배치를 통한 원자로압력용기 내벽의 조사선량 저감 - (O) 노심 외각에서의 중성자 누설이 작은 장전모형(LLLP)을 채택한다면, 누설 속중성자의 수(또는 선량)가 감소하여 원자로압력용기 내벽의 PTS를 방지할 수 있다.
정답: ①
○ PTS예방 대책 및 파손 가능성 저감 대책
- 과냉(급냉) 방지 : ECCS 냉각수 주입 온도 증가/증기발생기 저압 상태에서 보조 급수유량 제한/냉각 및 가열율 제한
- 중성자 조사 저감 : 저누설 장전모형(LLLP) 핵연료 배치(원자로압력용기 내벽의 속중성자 영향 감소 : 조사선량 저감)/중성자 패드 사용
- 임계크기 이상의 결함(균열) 방지
- 원자로재료 개선 : 재료 성분 조절(구리 함량 0.2% 이하로 억제)/재료 두께 조절(온도 구배 감소)/열처리(원자로용기 노심영역대 풀림 열처리)/용접부 제거
※ 참고: KNIS/RR-795 “가압열충격사고시 원자로 건전성 유지를 위한 허용기준 고찰”, 2010.12, 한국원자력안전기술원
문 2) 가압경수로형 원자력발전소에서 격납용기 살수계통의 기능과 관계가 없는 것은? ➀ 설계기준사고 후 격납용기 내의 수소 제거 ➁ 설계기준사고 후 격납용기 내의 압력 상승 억제 ➂ 설계기준사고 후 격납용기 내의 온도 상승 억제 ➃ 설계기준사고 후 격납용기 내의 옥소(Iodine)화합물 및 입자 제거
★ 키워드: 격납용기 살수계통
격납용기 살수계통(Containment Spray System; CSS)은 주증기관 또는 주급수관의 파열사고 및 냉각재 상실사고(LOCA)와 같은 설계기준 사고 시 격납용기 압력이 설정치 이상으로 증가하는 경우, 붕산수를 격납용기 대기 내로 분사하여 격납용기의 온도(②) 및 압력(③)을 감소시키고, 방사능의 외부누출을 감소(④)시키는 계통이다. 일반적으로 2개의 계열로 구성되어 있으며, 각 계열은 재순환 배수조, 살수 첨가설비, 격납용기 살수 펌프, 정지 냉각계통 열교환기 및 살수 노즐 등이 포함되어 있다.
① 설계기준사고 후 격납용기 내의 수소 제거 - (X) 피동형 수소제거설비(PAR, Passive Autocatalytic Recombiner)에 대한 설명이다. 후쿠시마 원전사고 이후 국내·외 원전에 적용된 중대사고 완화 설비 중 하나인 PAR는 노심 용융에 따른 대량의 수소 발생 및 폭발을 방지하기 위해 적용되었다. 격납용기 살수계통은 수소제거와는 관련이 없으므로 옳지 않은 선지이다.
정답: ①
○격납용기 살수계통
1)기능
-설계기준사고 후 격납용기 압력 및 온도상승 억제
-격납용기 대기로부터 핵분열 생성 기체(ex. Iodine)및 입자 제거
-설계기준사고 후 격납용기 살수 및 배수조 용액의 화학제어
-정지냉각계통으로 부가적 유량을 공급하여 냉각재 냉각율 제어
2)주요 구성 기기
-격납용기 살수 펌프
-정지냉각계통 열교환기
-격납용기 재순환 배수조
-격리 및 유량조절 밸브
-살수 모관 및 노즐
-살수 첨가 설비
-과압방지 설비
-계통계측 설비 등
문 3) 가압경수로형 원자력발전소의 핵연료피복재 표면에 생성되는 산화막의 두께는 피복재의 표면 온도에 비례한다. 다음 중 핵연료피복재 표면에서 축방향 위치에 따른 산화막의 두께 분포를 바르게 나타낸 것은?
★ 키워드: 피복재 특성(산화막 두께)
문제에서 피복재의 산화막 두께는 피복재 표면온도에 비례한다고 했으므로, 결국 축방향에 따른 피복재 표면온도를 나타내는 그래프를 찾야아 한다.
② (X) 일반적으로 노심에서 핵연료의 온도는 상부나 하부보다 중심(Mid-core)에서 온도가 높습니다. 따라서 ②번 선지의 그래프는 핵연료의 온도(Tfuel)를 나타내고 있다.
③ (O) 피복재 온도를 나타내는 그래프이다. 간단히 핵연료와 냉각재의 가운데 정도의 온도분포라고 생각한다면, ②번 그래프와 ④번 그래프의 온도분포를 평균한 정도의 모양이 될 것이다.
④ (X) RCS 저온관으로부터 유입된 냉각재는 원자로 하부에서 상부로의 유량을 형성하므로 상대적으로 온도는 들어오는 쪽(하부, -H/2)이 나가는 쪽(상부, +H/2)보다 온도가 낮다. 따라서 ④번은 냉각재의 온도분포를 나타내는 그래프이다.
문 4) 한국표준형 원자력발전소의 안전주입계통에 대한 설명으로 틀린 것은? ➀ 설계기준사고 시 원자로냉각재계통에 붕산수를 주입한다. ➁ 고압 안전주입계통과 저압 안전주입계통은 안전주입 작동신호에 따라 자동으로 작동한다. ➂ 안전주입탱크는 원자로냉각재계통의 고온관에 연결되어 원자로냉각재계통의 압력이 탱크압력 이하로 감소하면 자동 주입된다. ➃ 고압 안전주입펌프는 소외전원 상실 시에도 일정시간 이내에 비상디젤발전기로부터 전원을 공급받도록 설계된다.
★ 키워드: 안전주입계통
안전주입계통(Safety Injection System; SIS)은 공학적안전설비(ESF) 중 하나로, 냉각재 상실사고(LOCA) 또는 1차측 과냉 사고 등의 설계기준사고가 발생했을 경우 냉각재계통에 고농도의 붕산수를 공급(①)하여 노심을 냉각시킴으로써 충분한 정지 여유도를 확보하고, 노심을 미임계 상태로 유지하도록 하는 계통이다. 안전주입 신호(SIAS)가 발생(②)함에 재장전수탱크(RWT) 또는 재순환 배수조(ECCS Sump)에 저장된 붕산수가 저압 및 고압 안전주입 펌프를 통하여 직접 또는 간접적으로 원자로 냉각재 계통에 주입된다. 또한 소외전원이 상실되더라도 일정 시간 이내 비상디젤발전기로부터 전원을 공급(④)받는다.
③ 안전주입탱크는 원자로냉각재계통의 고온관에 연결되어 원자로냉각재계통의 압력이 탱크압력 이하로 감소하면 자동 주입된다. - (X) 안전주입탱크는 고온관이 아니라 저온관에 연결되어 안전주입 펌프에 의한 유량주입에 앞서 신속하게 냉각재를 주입한다.
정답: ③
○ 안전주입계통
1)주요 기능
-냉각재 상실사고 시 노심 냉각을 위하여 냉각재 계통에 붕산수 공급
-냉각재 상실사고 후 장기 노심 냉각의 수단을 제공
-계통의 과잉 냉각으로 인한 정반응도 삽입 시,붕산수를 주입하여 충분한 정지 여유도를 확보
2)주요 구성 기기
-재장전수탱크(RWST또는IRWST)
-안전주입계통 재순환 집수조(ECCS Sump)
-안전주입탱크(Safety Injection Tank)
-저압/고압 안전주입펌프
-기타 배관 및 밸브 등
문 5) 한국표준형 원자력발전소의 노내계측기에 대한 설명으로 틀린 것은? ➀ 핵연료집합체의 연소도를 평가할 수 있는 자료를 제공한다. ➁ 노심의 열적 여유도를 평가할 수 있는 자료를 제공한다. ➂ 원자로 출력 20% 이상에서 전체 출력 분포를 결정한다. ➃ 출력운전 중 안전등급신호를 발전소 보호계통에 전송한다.
★ 키워드: 노내계측기
노내 핵계측설비(ICI, Incore Instrumentation)는 원자로 노심의 중성자속 및 온도를 계측하여 노심의 출력분포를 계측하기 위한 목적으로 사용되는 설비이다. 측정 시에만 노심 하부에서 노심 내부로 계측기를 삽입하여 중성자속을 측정하는 웨스팅하우스형 원전과는 달리 표준형 원전에서는 노내에 상시 고정된 계측기를 사용하고 있다.
④ (X) : 대수출력준위신호, 출력 변화율 신호, 평균선형증폭기 출력신호, 대수출력준위 등의 신호를 출력하는 안전채널에서 발전소 보호계통에 전송하는 기능을 합니다.
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