A feed-and-bleed (F&B) operation in typical pressurized water reactor is very important since it provides residual heat removal when the secondary cooling system is not available. An F&B operation can cover from single event to combined accident which are related to failure of secondary side. However, operators may hesitate to initiate an F&B operation if a clear cue is not provided because its initiation will result in the release of radioactive coolant into the containment structure. An analysis of the necessity and effects of an F&B operation was performed systematically. Combined accidents are considered as very rare events and therefore are not usually considered in deterministic or probabilistic safety analyses. Yet, despite being rare, it is necessary to examine combined accidents as their effects could become very large following poor treatment from a lack of information. In a combined accident, the most important safety actions are the functions for heat removal, as initiating and maintaining proper safety actions are critical to prevent core damage.
In order to analyze the plant conditions requiring safety action to prevent core damage and the success conditions of the safety actions under a combined accident, sequence tree modeling is suggested. A sequence tree is a branch model to classify the plant condition considering plant dynamics. Since a sequence tree model can reflect the plant dynamics arising from the interaction of different accident timings and plant conditions, and also from the relations be-tween operator action, mitigation systems, and the indicators for operation, it can be used to develop a dynamic event tree model. To develop the sequence tree model, indicators are identified which inform about the availability of heat removal mechanisms and the plant condition. This study develops a sequence tree model to core damage requiring an F&B operation under combined accident (a total loss of feedwater accident with a loss of coolant accident).
Based on the conventional PSA model and indicators, the sequence tree model for a TLOFW accident was developed. For a TLOFW accident with LOCA, second accident timings were categorized as 5 types according to plant condition. Indicators were selected as branch point using the flow chart and tables, and a corresponding sequence tree model was developed. After LOCA occurs, the plant condition which needs an F&B operation can be also categorized. Sub group of sequence represents the plant condition after LOCA occurs. In each sub group of sequence, the indicators are identified. After identification of indicators in all sub-sequence groups, the permutation of indicators is performed to obtain all sequences. After elimination of impossible, all possible sequences which are necessary to an F&B operation to prevent core damage are identified as sequence tree model.
Sequence tree model for another combined accident can be developed to identify plant condition which is necessary the specific safety function easily. Moreover, if new safety components for heat removal is applied, the proper condition to use new safety component can be identified using sequence tree model.
An F&B operation should be initiated when an F&B operation is necessary. However, conventional operation procedure in emergency operating procedures (EOPs) does not cover all possible conditions to initiate an F&B operation based on results of sampling analysis. If the EOP informs on the urgency of an F&B operation, operators will be able to more clearly make decisions regarding an F&B operation initiation. In order to cover all possible scenarios for an F&B operation and systematically inform its urgency, an advanced operating strategy using a decision tree is developed in this study. The plant condition can be classified according to failure of secondary side, RCS pressure condition, injectable inventory to RCS, and remaining core inventory. RCS pressure, core level, and RCS temperature are representative indicators which provide information regarding the initiation of an F&B operation. Indicators can be selected based on their detectability and quantification, and a decision tree is developed according to combinations of indicators. To estimate the effects of the advanced operation procedure, human error probability of an F&B operation is re-estimated based on a thermohydraulic analysis. The available time for operators to initiate an F&B operation is also re-estimated to obtain more realistic data. This study is expected to provide a systematic operation procedure to initiate an F&B operation under various plant situations. An OPR1000 is used in this study as an example plant, with the resulting advanced operating strategy able to be applied to most PWRs which have an F&B operation capability.
To obtain the realistic success criteria, a safety margin is necessary to estimate considering the availability of safety components. The conditional core damage probability of combined accident is 1 from deterministic safety analysis since the design does not covered the combined accident. To estimate the effects of success F&B operation under combined accident, the conditional core damage probability is estimated considering component availability. The maximum peak cladding temperature distribution in consideration of components availability were obtained based on results of sampling analysis. According to components availability, the conditional core damage probability is from 0.00322 to 0.0263. When the advanced operation procedure is used, the conditional core damage probability decreases 6 ~ 64% compared with conditional core damage probability when the conventional EOP is used. Even though the plant condition is very complex due to combined accident, the plant will be safe with very high probability based on the advanced operation procedure.
원자력 발전소에서 사고 발생 후 노심과 RCS의 열을 제거하는 안전 기능들은 노심 손상을 막기 위해 매우 중요하다. 중요 안전 기능 중 하나인 주입 및 방출 운전은 가압 경수로의 최종 안전기능으로 2차측 냉각기능을 상실 하였을 때 1차측으로 직접 열을 제거하는 방식으로 운전원에 의해 수행되는 안전 기능이다. 그러나, 운전원이 주입 및 방출운전 개시를 결정할 때, 운전원은 냉각재를 격납 용기로 방출하는 운전이여서 큰 부담을 느끼며, 사고 발생시 기능회복 지침서 중 주입 및 방출 운전 절차서까지 진입하기에 꽤 많은 시간이 요구 될 뿐 아니라 기능회복지침서는 사고별 운전 지침서 보다 익숙지 않아 어려움을 느끼는 운전이다. 주입 및 방출 운전을 이용하여 2차측 냉각 기능 상실 시 단일 및 복합사고에 쓰이는 중요한 운전이다. 주입 및 방출 운전이 필요한 플랜트 상태를 판별하고 영향을 체계적으로 분석하는 연구가 필요하다. 기존 주입 및 방출 운전 관련 연구가 단일 사고에 집중되어 있어 복합 사고에 대한 해석이 거의 되어 있지 않다. 복합사고는 서로 다른 사고가 같은 시점 또는 다른 시점에서 발생한 사고이다. 복합사고가 발생할 확률은 극히 적으나 실제 발생했을 때 부족한 정보로 인한 서투른 조치로 인해 사고 영향이 매우 크다. 복합사고의 사고 시퀀스를 분석하여 안전 조치가 필요한 모든 시점에서 조치를 제 때 수행할 수 있게 하는 것이 필요하다. 따라서, 본 연구에서는 복합사고 상황에서 주입 및 방출 운전의 성공을 위한 사고 시퀀스 분석 방법론 및 운전 절차를 개발하였다.
특정 운전이 실패했을 시 노심 손상이 발생할 수 있는 사고 시퀀스들을 체계적으로 정립하기 위해 시퀀스 트리 모델을 개발하였다. 시퀀스 트리 모델은 복합사고에서 복잡한 시퀀스들을 체계적으로 분석하기 위해 개발한 모델로써 시퀀스 트리 내의 시퀀스들은 이론적으로 발생한 시퀀스들을 나타낸다. 시퀀스 트리 내 시퀀스들은 분기점 발생 순서에 따라 그룹화하며, 분기점은 사고 발생시점과 필요한 안전기능과 관련된 안전 기기의 상태를 나타내는 파라미터의 발생 시점, 플랜트 상태를 판별할 수 있는 파라미터들의 발생시점이다. 시퀀스 도출을 위한 시퀀스 분석 과정은 첫 번째 사고에 대한 사고 시퀀스를 분석하고, 첫 번째 사고의 시퀀스의 플랜트 상태 변화에 따라 두 번째 사고 시점을 나눈다. 이후 각 시점 별로 두 번째 사고 후 플랜트 상태를 다시 구분한 뒤 발생 가능한 인디케이터들을 판별하며, 판별한 인티케이터 순열 조합을 구해 시퀀스를 도출한다. 도출한 시퀀스들 중 물리적으로 불가능한 시퀀스들을 열수력 해석을 바탕으로 제거하게 되면 복합사고 상황에서 안전 기능 실패 시 노심 손상이 발생할 수 있는 모든 사고 시퀀스를 도출할 수 있다. 본 연구는 대상 복합사고 시나리오로 현재 절차서로 다 다루지 못하고 있는 완전 급수 상실 사고 발생 후 냉각재 상실사고가 발생한 복합사고에 시퀀스 트리 모델을 개발하였으며 총 95개의 시퀀스를 도출할 수 있었다. 본 연구에서 제안하는 방법론은 복합사고시의 사고 시퀀스에 대한 이해를 높일 뿐만 아니라 운전원이 복합사고 시 적절한 조치를 쉽게 가능하게 할 수 있다. 특히, 개발한 시퀀스 트리 모델은 주입 및 방출 운전 외에도 운전원의 결정이 필요한 다른 운전과 복합 사고 시나리오에 활용이 가능하다.앞서 분석 결과를 바탕으로 주입 및 방출 운전이 필요한 모든 상황에서 운전을 수행할 수 있도록 결정 수목 모델을 이용하여 기존 절차서를 보완한 절차서를 개발하였다. 보완한 절차서는 복합사고까지 다루어 주입 및 방출 운전이 필요한 시점에서 수행 할 수 있도록 지시하고, 주입 및 방출 운전의 필요상황을 플랜트 상황과 연계하여 해석할 수 있다. 앞서 복합사고 시퀀스 해석에 쓰인 인디케이터 중 플랜트 상태를 파악할 수 있는 측정 가능한 인디케이터를 이용하여 주입 및 방출 운전이 필요한 플랜트 상태를 크게 4가지로 나누었다. 선택한 인디케이터들의 조합으로 플랜트 상태를 판별할 수 있게 결정 수목 모델을 이용하여 절차서를 개발하였다.개발한 절차서를 이용하여 복합 사고 상황에서 주입 및 방출 운전 수행 시 그 영향을 정량적으로 평가 하기 위해 안전 기기 가용도를 고려하여 조건적 노심 손상 확률을 응력-강도 모델을 이용하여 평가하였다. 완전 급수 상실 사고 발생 후 냉각재 상실 사고가 발생하는 사고 시나리오 중 주입 및 방출 운전이 필요한 시나리오들을 샘플링 분석을 통해 얻었다. 얻은 시나리오에서 주입 및 방출 운전을 절차서에서 제시하는 가장 마지막 시점에 개시하였을 때 최대 피복 온도 분포도가 응력 분포도이며, 노심 손상 기준은 최대 피복 온도가 1477 ºK 이다. 개발한 절차서를 적용하였을 때 샘플링 분석을 바탕으로 계산한 조건적 노심 손상 확률은 기기 가용도에 따라 0.00322에서 0.0263로 변하며, 기존 절차서를 적용했을 때 보다 약 6 ~ 64%를 감소하는 것을 확인 할 수 있었다. 만일 안전기기의 가용도가 모니터링이 된다면, 평가 결과를 하나의 파라미터로 주 제어실에서 활용할 수 있을 것이다.
