A filtered vented containment system (FVCS) has been considered at a risk reduction measure for postulated severe accidents at nuclear power plants.
In general, the risk analysis includes analyses of accident sequences, containment event trees(or containment response), radiological source terms and off-site damage.
This study focused on the effects of the controlled containment venting on the containment response for postulated severe accidents. The various methodologies along with input data used in the containment response analysis for Zion and the results were reviewed and further utilized in this study.
For application of these methodologies to YGN 1&2, plant-specific input data and associated plant-specific features were identified and some of them were considered in the course of calculation and analysis.
As the results, it was found that overpressure failure seems to be the most dominant cause for overall risk from YGN 1&2 and the late venting is very effective to reduce the conditional probability of late overpressure failure for most plant damage states (groups of accident sequences), whileas the early venting has little effect on the conditional probability of early containment failure.
Finally, sensitivity for a group of uncertainty issues was examined, which showed that the statistical results of the containment response analysis are very sensitive to Issue 3 (Magnitude of pressure loadings at vessel breach due to direct heating and steam spike), Issue 4 (Magnitude of hydrogen burn pressure at vessel breach), and Issue 5 (Containment failure pressure).
Filtered vented containment system(FVCS)은 원자력발전소 중대사고로 부터 기인하는 위험도를 감소시킬 수 있는 방안으로 평가되어 왔다.
일반적으로 위험도분석은 사고경위 분석, 격납용기 사건수목 분석 (또는 반응 분석), 방사선원 분석 및 소외피해 분석을 포함하는데 본 연구는 중대사고시 격납용기를 조절 방출할 경우 격납용기 반응에 미치는 영향을 분석함에 초점을 두고 있다.
이 분석을 위해서 미국의 Brookhaven National Laboratory가 수행한 Zion발전소의 격납용기반응 분석 방법과 사용된 computer code (EVENTRE), 입력치와 결과를 검토하고 요약기술하였다.
이러한 격납용기 반응분석은 실질적으로 격납용기 사건수목(CET)을 computer code 내에서 자동적으로 구성하고 각 CET을 형성하는 사건경위 마다 방출분류군을 할당하여 궁극적으로 방출분류군 마다의 조건부확률을 계산하는 것이다.
위 방법들과 계산수단을 YGN 1&2 격납용기 반응 분석에 적용하기 위해서 요구 되는 YGN 1&2 특유의 입력자료와 설계내용들을 규명하였는데 이는 격납용기 파손 압력(containment failure pressure)과 hydrogen burn, steam spike, direct containment heating에 따른 압력증가들이다. 이 중에서 격납용기 파손 압력은 YGN 1&2 설계압력으로 부터 계산된 값을 적용하였으며 나머지 입력치들은 Zion발전소의 것을 그대로 이용하였다. 또한 venting을 고려한 입력치로는 관련된 정상사건의 분기점 확률을 변화 시켰으며 이 분기점이 속하는 방출분류기준도 변화시켜 계산하였다.
그 결과 대부분의 사고경위에 대해서 late venting은 late overpressure failure의 조건부확률을 거의 100분의 1정도로 감소시킬 수 있기 때문에 중대사고시 매우 효과적 수단이 될 수 있다는 결론을 얻었으며, early venting은 사고경위 SE와 AL에 대해서만 약간의 early overpressure failure의 조건부확률 감소효과가 있었을 뿐 다른 사고경위에 대해서는 오히려 조건부확률을 증가시키는 결과를 얻었다.
끝으로 입력변수들 중 8개의 불확실성 변수(Uncertainty Issue)에 대해 sensitivity 분석을 한 결과, Issue 3(Magnitude of pressure loadings at vessel breach due to direct heating and steam spike), Issue 4(Magnitude of hydrogen burn pressure at vessel breach), Issue 5(Containment failure pressure)가 LLH 통계분석 결과에 미치는 영향이 가장 큰 것으로 나타났다. 따라서 분석방법을 보다 개선하여 검증하고 이러한 불확실성 변수들을 보다 철저히 규명하여 특정발전소에 적용할 수 있다면, 그 결과들은 원자력발전소 설계 및 운전에 중요한 자료로 이용될 수 있을 것이다.