Evaluation of Source Term Reduction Strategies for SGTR Accident and Application to PSA

Abstract

In Korea, Probabilistic Safety Assessment (PSA) for Nuclear Power Plants (NPPs) started in the late 1980s, and the scope of its application has been gradually expanded. The Nuclear Safety and Security Commission (NSSC) adopted a Severe Accident Policy in 2001, presented health objectives similar to those of the U.S., and set performance goals for PSA. However, the safety goals had not been legislated as compulsory regulations and used as auxiliary information for regulatory decision-making. Afterward, after the Fukushima Daiichi accident in 2011, a more active response to the severe accident was demanded, and as the severe accident management was officially included in the scope of compulsory regulation, so the safety goals were also specified in the NSSC notice in 2016. Meanwhile, according to the characteristics of the containment bypass accident, the Steam Generator Tube Rupture (SGTR) accident was considered to have no effect on Large Early Release Frequency (LERF) reduction even if a detailed analysis was performed in Level 2 PSA. Therefore, the SGTR accidents have been evaluated conservatively so far. However, as the NSSC notice was revised, the need for a detailed analysis of frequency and source terms for SGTR accidents was raised in order to satisfy the PSA targets and evaluate risks more reasonably. Accordingly, various studies have been conducted on reducing the released source terms amount in the SGTR accident. However, in the revised notice, not only the release amount of Cs-137 but also the analysis in terms of frequency are required at the same time. Therefore, in this thesis, various SGTR source terms reduction methods (or strategies) are applied to the reference plant to confirm the source terms mitigation effect. In addition, the effects of frequency and risk are analyzed by reflecting these methods in the PSA model. The severe accident analysis is performed on the base case, accident in which the Main Steam Safety Valve (MSSV) of the broken Steam Generator (SG) is stuck-opened, the strategy of feed water supply to the broken SG, and the strategy using the Filtered Venting System (FVS). The release fractions of Cs and I nuclides, which are 1.3% and 1.2% in the base case, respectively, increase to 25.0% and 34.2% when the MSSV of the broken SG is stuck-opened. On the other hand, when the strategy of supplying feed water to the broken SG is reflected, the release fractions of Cs and I nuclides decreases to 0.2% and 0.1%, respectively. When the FVS utilization strategy is implemented, the release fractions are reduced to 0.1%. However, even if the source terms of the SGTR accident decrease, the amount of Cs-137 released in each accident sequence is still evaluated to exceed 100 TBq. In the next step, the effectiveness and feasibility in terms of frequency are analyzed by applying the strategies that are proven effective in reducing source terms through the MELCOR simulations to the PSA model. The SGTR accident is a scenario that the Fission Products (FPs) are released into the environment after core damage, whether or not the integrity of the containment building is maintained. Therefore, the frequency quantification results of each strategy do not show a significant difference in terms of containment failure frequency unless the source terms release is prevented during the SGTR accidents. However, when each accident management strategy is reflected in the PSA model, the total risk is reduced because the source terms of the newly added STC (STC-14) are reduced compared to the conventional conservative evaluation by a single STC. In this thesis, the product of STC frequency and the Cs release fraction is used as the risk index. As a result of comparing the relative SGTR risk of each PSA model, the risk is reduced to 48% and 7% of the base case, respectively, in the case of classifying MSSV stuck-open accident and reflecting the FVS strategy. However, when the strategy of injecting water into the broken SG is reflected, the risk rises by 8%. This is because the SGTR CDF is increased due to the low feasibility of this strategy, and the frequency of STC-14 with reduced source terms is low. In other words, even for the effective strategies for reducing source terms, the risk can increase if the strategy's feasibility is low in terms of PSA. Therefore, when assessing the risk, not only the analysis of the source terms but also the analysis of the frequency is necessary. This study summarizes the analysis results of the effects of radioactive material mitigation strategies in terms of source terms and frequency. Through this, the plant licensee can be provided with ideas about the risk reduction methods. In addition, it is possible to predict and evaluate the relative effectiveness of the newly proposed strategy through the evaluation result of the accident management strategy. Meanwhile, the regulatory authority can use the results of this thesis as a basis for the validation of severe accident analysis and PSA improvements to be presented by the licensee in the future.|한국에서는 1980년대 후반부터 원전에 대한 확률론적 안전성 평가 (Probabilistic Safety Assessment, PSA)가 시작되었으며 그 활용 범위는 점차 확대되어 왔다. 원자력안전위원회는 2001년에 중대사고 정책을 통해 미국과 유사한 보건목표와 PSA의 성능목표를 제시하였다. 그러나 이러한 안전목표들 은 강제적인 규정으로 법제화되지는 않았으며 규제 측면의 의사결정에 보조적 인 정보로 활용되어 왔다. 그러던 중에 2011년에 후쿠시마 다이치 원전 사고 가 발생하였다. 이후 원전의 안전성과 중대사고에 대한 국민적 관심이 증대되 고 더욱 적극적인 안전성 관리가 요구됨에 따라 중대사고 관리가 강제적인 규 제의 범위에 포함되고 원자력안전위원회 고시에 안전목표가 명시되었다. 한편, 고시 개정 이전의 Level 2 PSA에서는 조기대량방출빈도(Large Early Release Frequency, LERF)를 주요 안전 지표로 활용하였기 때문에 원자로건 물 우회사고인 증기발생기 세관파단사고(Steam Generator Tube Rupture, SGTR)에 대한 상세한 분석은 수행하지 않고 보수적인 평가 결과를 사용하였 다. 그러나 원자력안전위원회 고시 개정 이후 보다 PSA 안전목표를 만족시키 고 보다 합리적인 리스크 평가가 필요해짐에 따라 SGTR 사고에 대한 빈도 및 방사선원항 상세 분석의 필요성이 제기되었다. 이에 따라 SGTR 사고 시 방사성 물질의 환경 방출량을 저감시키기 위한 여러 가지 연구가 수행되어 왔 다. 즉, 지금까지 수행된 대부분의 연구들은 중대사고 및 방사선원항 관점에서 의 평가에 초점이 맞추어져 있다. 그러나 개정된 고시에서는 Cs-137의 방출량 뿐만 아니라 빈도 측면의 분석도 동시에 요구하고 있다. 따라서 본 논문에서 는 다양한 SGTR 방사선원항 저감 방안들을 APR1400 노형에 적용하여 방사 선원항 측면의 효과를 확인하고, 이를 PSA 모델에 반영하여 빈도와 리스크 측면의 효과를 분석하였다. SGTR 대표 사고경위와 파손된 증기발생기의 주증기안전밸브(Main Steam Safety Valve, MSSV)가 개방고착되는 사고, 파손된 증기발생기에 급수를 공 급하는 전략, 여과배기계통(Filtered Venting System, FVS)을 활용하는 전략 에 대한 중대사고 분석이 수행되었다. 각 사고관리전략들을 반영하여 방사선 원항 분석을 수행한 결과, base case의 경우 1.3%이던 Cs 핵종의 환경 방출분 율은 파손된 증기발생기의 MSSV가 개방고착되는 경우에는 25.0%로 증가하 였다. 반면 파손된 증기발생기에 급수를 공급하는 전략을 반영할 경우 Cs 핵 종의 방출분율은 각각 0.2%로 감소하였으며, FVS 활용 전략을 반영할 경우에 는 0.1%로 감소하였다. 다만, SGTR 사고의 방사선원항이 감소하더라도 각 사 고경위의 Cs-137 방출량은 여전히 100 TBq을 초과하는 것으로 평가되었다. 다음 단계로 각 방사선원항 저감 전략들을 Level 2 PSA 모델에 적용하여 빈도 측면의 효과성과 실현성을 분석하였다. SGTR 사고는 노심손상 이후 원 자로건물의 건전성 유지 여부에 관계없이 핵분열생성물이 환경으로 방출되는 시나리오이므로 SGTR 사고 시 방사선원항의 방출 자체를 방지하지 않는 한 원자로건물 손상 빈도 측면에서는 각 사고관리전략의 빈도 정량화 결과에 유 의미한 차이가 나타나지 않았다. 그러나 각 사고관리전략을 PSA 모델에 반영 할 경우, 기존에 단일 STC로 보수적인 방사선원항 평가를 수행하던 것에 비 해 새로 추가된 방출군(STC-14)의 방사선원항 방출량이 저감되므로 전체 리 스크가 감소하는 효과를 보였다. 본 논문에서는 리스크 지표로 방출군의 빈도와 Cs 핵종의 방출분율의 곱한 값을 사용하였다. base case의 리스크를 기준으로 각 PSA 모델의 상대적인 SGTR 리스크를 비교한 결과, MSSV가 개방고착된 사고를 구분하는 경우와 FVS 전략을 반영한 경우에는 리스크가 각각 base case의 48%와 7% 수준으 로 감소하였다. 그러나 파손된 증기발생기로 급수를 주입하는 전략을 반영한 경우에는 리스크가 오히려 8% 가량 상승하였다. 이는 해당 전략의 낮은 실현 성으로 인해 SGTR의 노심손상빈도(Core Damage Frequency, CDF)가 증가했 고 방사선원항이 저감되는 방출군(STC-14)의 빈도가 낮기 때문이다. 즉, 방사 선원항 저감 효과가 큰 전략이라도 PSA 측면에서 실현성이 낮다면 리스크는 오히려 커질 수 있다. 따라서 위험도를 평가할 때는 방사선원항 분석뿐만 아 니라 빈도 분석도 반드시 필요함을 다시 한 번 확인할 수 있었다. 본 연구에서 SGTR 사고에 대한 사고관리전략들의 방사선원항 및 빈도 측 면의 정량적 효과를 분석하여 정리함으로써 원전 사업자는 이를 SGTR 사고 의 리스크 저감 방안 개발에 대한 아이디어 도출과 향후 새로 제안될 전략의 효과를 예상하고 비교하는데 사용할 수 있을 것이다. 또한 규제기관은 추후 사업자가 제시할 사고관리전략과 이를 반영한 PSA 모델 개선안을 검토할 때 본 논문에서 분석된 결과를 기초 자료로 활용할 수 있을 것이다.