An uncertainty assessment methodology is proposed to evaluate the feasibility of in-vessel retention of the molten corium through the external reactor vessel cooling (IVR-ERVC) during severe accidents of the pressurized water reactors. Important assumptions and approaches adopted in formulating the methodology include several steps: utilization of the core damage frequencies from the level 1 probabilistic safety assessment results, assumption of the thermal failure occurrence of the reactor pressure vessel if the wall heat flux exceeds the critical heat flux (CHF) on any location of the vessel external surface, calculation of the wall heat flux using integrated severe accident code calculations with complementary calculations for obtaining the limiting wall heat flux, determination of the CHF on the external reactor vessel wall from available experimental data, and uncertainty assessments in dealing with wall heat flux and critical heat flux. The success probability of IVR-ERVC for each scenario is determined by comparing the distributions of wall heat flux with the critical heat flux at the limiting location and time using the Monte Carlo simulation. Finally, the overall success probability can be obtained by the weighted sum of the success probability for each scenario.
The practicability of a proposed methodology is demonstrated by a preliminary application of the proposed methodology to the 3 LOCA scenarios of the Korean Standard Nuclear Power Plant (KSNP).
The CHF and the external vessel cooling performance are affected by the plant specific design of IVR-ERVC such as reactor cavity geometry and global flow circulation paths. Currently, the SULTAN CHF correlation would be most useful for the CHF assessment, since it properly incorporates the design characteristics of the IVR-ERVC. The effects of the IVR-ERVC design parameters on the CHF and success probability are evaluated by the SULTAN correlation for the wide range of mass velocity, subcooling, decay power level, and gap size of flow channel for the near vertical position of lower head, since it is a limiting location for IVR-ERVC. Some external vessel cooling designs are suggested to increase the CHF and overall success probability of IVR-ERVC. With these designs, IVR-ERVC can be a promising strategy for managing the severe accidents.
It is believed that the proposed methodology will be useful to calculate the success probability of IVR-ERVC if the CHF prediction model and the calculating procedure of wall heat flux are further refined.
원자로심이 용융되는 중대사고가 발생하는 경우 원자로용기의 외벽을 냉각시켜 원자로용기 내부의 노심용융물의 냉각을 가능케 하여 원자로용기의 파손을 방지하는 원자로용기 외벽냉각방안 (IVR-ERVC)이 중대사고 완화를 위한 사고관리전략으로 여러 나라에서 연구 및 채택되었다.
대형 PWR원전의 중대사고 발생시 IVR-ERVC의 최적 성공확률과 기여도를 종합적으로 평가할 수 있는 방법을 개발하였다. 평가방법 개발에 사용된 중요 가정과 방법들은 다음과 같다: 1단계 PSA 결과의 사고별 노심손상빈도를 활용하고, 원자로 외벽의 열유속이 임계열유속을 초과할 경우 원자로용기의 열적파손을 가정하며, 종합적인 중대사고 분석코드를 사용하여 원자로 외벽의 열유속을 사고경위 별로 계산한 후 보정계산을 수행하여 극한 열유속을 구하고, 활용가능한 실험결과를 사용하여 외벽의 임계열유속을 결정하며, 그리고 불확성성 평가를 수행하여 외벽의 열유속과 임계열유속 결정한다. 각 사고경위 별 IVR-ERVC의 성공확률은 극한 시간 및 위치에서의 외벽의 열유속분포와 임계열유속분포를 몬테칼로방법을 사용하여 비교함으로써 계산할 수 있다. 종합적인 IVR-ERVC 성공확률은 각 사고경위의 성공확률에 노심손상빈도 발생빈도를 가중처리한 후 합산함으로써 계산할 수 있다.
개발돤 평가방법을 한국표준형원전의 3가지 냉각재상실사고 시나리오에 적용하여 타당성을 확인하였다. 또한 매우 급격한 노심용융 시나리오를 제외하고는 외벽냉각방안이 원자로용기 건전성유지에 효과적임을 확인하였다.
임계열유속과 외벽냉각성능은 원자로공동의 기하학적 구조와 재순환유로 등과 같은 원전 고유의 외벽냉각설계에 영향을 받는다. 현재 활용가능한 상관식 중에서 SULTAN 상관식이 임계열유속 예측에 가정 유용한 것으로 판단되며 이는 임계열유속 예측에 IVR-ERVC의 설계특성을 잘 반영시킬 수 있기 때문이다. 냉각수의 유량, 과냉도, 붕괴열 수준과 단열재 및 용기 사이의 간격 등에 대해 임계열유속과 IVR-ERVC의 성공확률에 미치는 영향을 평가하였다. 원자로 외벽에서의 임계열유속을 증가시켜 사고관리전략으로서 IVR-ERVC의 성공확률을 높일 수 있는 설계사항을 제안하였다.
본 방법론은 임계열유속 예측모델과 벽면 열유속 계산절차 등이 부분적으로 보완될 경우 대형 원자로에 대한 IVR-ERVC의 성공확률 계산에 유용할 것으로 기대된다.