노외 증기폭발시 원자로 공동 및 주배관의 구조 건전성 평가

Abstract

A core melting accident occurs when a cooling system problem occurs in the core of a nuclear power plant and the removal of decay heat can‘t be succeeded. At this time, the molten core can contact with coolant and cause a steam explosion. The steam explosions can be divided into two types: In-Vessel steam explosions and ex-vessel steam explosions. In this study, an ex-vessel steam explosion is considered. Steam explosion is a reaction between the melt and the cooling water, which is a phenomenon that involves very large pressure and strong shock waves in a short time, and is also called Fuel Coolant Interaction(FCI). In the ex-vessel steam explosion, the core melt pours into the reactor cavity and reacts with the coolant in the reactor cavity, resulting in a steam explosion. The generated explosion pressure can damage structures such as the reactor cavity wall. In this study, TACER-II is used to calculate pressure steam explosion pressure. The process of modeling and obtaining material properties was conducted to evaluate the structural integrity of the main pipe, reactor cavity, and support wall of 1400 MWe-class nuclear power plant in Korea. In the case of reinforced concrete structures, the embedded elements of the commercial program ANSYS are used. Here, the embedded element is a function that simply implements a complex reinforced concrete structural model by using element coupling between reinforcement and concrete. In the case of the evaluation of the integrity of the main pipe structure, the explosion pressure calculated by TRACER-II for the condition of fully-filling was applied to the bottom of the reactor to evaluate the lifting and structural integrity of the reactor. The analysis of the reactor cavity and support wall was carried out for full and partial filling conditions reactor cavity. Structural integrity is evaluated for each stress in concrete, liner plate, and reinforcement. In the stress evaluation, a dynamic increase factor(DIF) was applied by impact analysis such as explosion. Then, the ductile failure strain limits were evaluated. As a result, concrete is partially damaged by tensile. However, the structural integrity of the rebar did’t lead to a collapse. And due to the structural integrity of the liner plate, there was no leakage of radiation from the reactor cavity.

증기 폭발은 원자력 발전소에서 노심에서 냉각 계통의 문제가 발생하였을 경우, 붕괴열의 제거를 해결하지 못하는 경우 발생한다. 이 때, 노심이 녹아 내림으로써 중대 사고로 발효한다. 이 때, 발생하는 중대 사고로는 2가지로 분류하고 있다. 본 연구에서는 노외 증기 폭발이 발생하는 경우를 가정하였다. 증기 폭발은 용융물과 냉각수의 반응으로써 짧은 시간에 매우 큰 압력과 강력한 충격파를 수반하는 현상으로써 FCI(Fuel Coolant Interaction)으로 불린다. 노외 증기 폭발은 노심 용융물이 원자로 공동으로 쏟아져 원자로 공동에 있는 냉각수와 반응하여 증기 폭발이 발생하게 된다. 이 때, 발생한 폭발 압력으로 원자로 공동 지지벽 등 구조물 파손이 가능하다. 증기 폭발은 혼합, 기폭, 전파 팽창 4단계 과정으로 갖춰 발생하며, 본 연구에서는 증기 폭발 코드로 TRACER-II를 선정하여 진행하였다. 본 연구에서는 국내의 APR 1400 원자로 발전소의 1차 계통과 원자로 공동 및 지지벽에 대한 구조 건전성을 평가를 위한 모델링 및 물성치를 얻는 과정을 진행하였다. 철근 콘크리트 구조의 경우 ANSYS의 Embedded 요소를 활용하여 진행하였다. 1차 계통 구조 건전성 평가의 경우 완전 충수 조건에서의 TRACER-II의 중심 압력파를 원자로 하부에 적용하여, 원자로의 들림 현상 및 건전성을 평가하였다. 그리고 원자로 공동 및 지지벽에 대한 해석은 완전 충수와 부분 충수에 대해 각각 진행을 하였다. 구조 건전성 평가는 콘크리트, 라이너 플레이트, 철근 각각 응력에 대한 평가를 진행하였다. 응력에 대한 평가에서는 폭발과 같은 충격 해석으로써 동적 거동 계수(Dynamic Increase Factor, DIF)를 적용하였다. 그리고 연성 반형률 한계(Ductile Failure Strain Limits)에 대한 해석을 진행하였다. 결과로 콘크리트는 인장에 의해 일부 파손 영역이 발생한다. 하지만, 철근의 건전성으로 인해 구조는 붕괴로 이어지지 않았다. 그리고 라이너 플레이트의 건전성으로 인해 방사능은 원자로 공동에서 유출은 없었다.