신규원전신규원전 설계설계 현황현황 및및 개선방향개선방향

2008. 4. 10

목 차

..............................2

.......................................3

.........................................1

7

25

2

신고리 3,4호기 설계현황

설비개선방향

APR1400 개발현황

1

1. APR1400 개발현황

□ 1991. 4 : 원자력위원회에『원자로형 전략』보고

□ 1991. 10 : 『차세대원자로기술개발 추진계획』수립

□ 1992. 6 : 종합과학심의회에서 국가선도기술개발사업으로 확정

□ 1992. 12 ∼ 2001. 12 : 기술개발(Ⅰ,Ⅱ,Ⅲ단계) 수행

□ 2002. 4 : APR1400 설계 인가

□ 2008. 1 : 기초 굴착

□ 2010. 8 : 원자로 설치

□ 2013. 3 : 핵연료 장전

□ 2013. 9 : 준공 (2014.9.30, 4호기)

11--1. 1. 추진추진 경위경위

2

1. APR1400 개발현황[계속]

○ 운전원 조치 여유시간

○ 안전여유도

○ 원자로건물 건전성 상실빈도

○ 노심손상빈도

:

:

:

:

30분

열적 여유도 10% 이상

1.0E-6/RY

1.0E-5/RY (현재 : 2.45E-6/RY)

11--2. 2. 주요주요 설계목표설계목표

○ 설계/수명

○ 부지요건

○ 발전소 출력

:

:

:

60년(RCS 압력경계 해당기기), 기타 40년

안전정지지진 0.3g + 부지고유(암반) 조건

1,400MWe급

□ 안전성 관련요건

□ 일반요건

3

1. APR1400 개발현황[계속]

11--2. 2. 주요주요 설계목표설계목표((계속계속))

□ 운전성능 요건

○ 발전소 가동률 : 수명기간 평균 90% 이상

○ 계획외 불시정지 회수 : 0.8회/년 이하

○ 핵연료 재장전 주기 : 18개월

□ 중대사고 대처요건

○ 원자로건물 성능기준 만족을 위한 중대사고 완화설계

○ 원자로건물 직접가열 현상 방지 및 노심 용융물 냉각설비 설계

○ 중대사고 환경에서 기기 생존성 유지

4

< 10-5/RY< 10-4/RYCDF

Safety Requirements

PLUS 7Guardian, PLUS 7 연료

0.3g0.2gSeismic Acceleration

60 Yrs40 Yrs 설계수명

> 10%8%Thermal Margin

Min. 30 minutesMin. 10 minutesOperator Action Time

4-train, DVI, Fluidic Device in SIT

2-train, Cold LegInjection

Emergency CoreCooling

4000 MWt2825 MWt출력(열출력)

SKN 3&4OPR1000설계변수

11--3. 3. 주요설계변수주요설계변수 비교비교

1. APR1400 개발현황[계속]

5

Integrated Head Assembly(IHA)

Independent Structure(SKN 1&2 : IHA)

RV Head Area Structure

Others

DigitalAnalogI&C System

ERVCAir CoolingReactor Vessel WallCooling

Inside ContainmentOutside ContainmentRWST

POSRVPSV + SDSOverpressure Protection

SKN 3&4OPR1000설계변수

1. APR1400 개발현황[계속]

6

g Pressurizer

-용량증대 : 33%(51.0m3→ 68.0m3)- Height Increase : 27%

(13.0m → 16.5m)

- POSRV

g Safety Injection System- 2 train → 4 train- CLI → DVI- Fluidic Device - Water Source : IRWST

g 증기발생기

- U-Tube Material : Inconel 690- U-Tube Number Increase : 51% - Tube Plugging Margin Increase : 8% → 10%- Height Increase : 11% (20.9m → 23.1m)- Shell OD Increase : 9% (5.7m → 6.2m)

g Reactor Vessel

- Fuel Number Increase : 171개→ 241개- Height Increase : 5% (14.6m → 15.3m)

- ID Increase : 12% (4.1m → 4.6m)

- Integrated Head Assembly (IHA)

g주요설계변수-출력증가 (2825MWt→ 4000MWt)

-고온관 온도 감소 (327oC→ 324oC)

RCS 계통 주요 설계변경

g Reactor Coolant Pump

-정격유량 증가 : 42% (5.388 → 7.672 m3/sec)

2. 설계현황_원자로냉각재계통 [계속]

g POSRV

- 3PSV + 2SDS → 4 POSRV

7

신고리3,4호기 설계하중

OBE Load 배제

○ 10CFR50, App. S (1997. 1) :� OBE > 1/3 SSE � Design Analysis is required for OBE

� OBE < 1/3 SSE � Explicit Design Analysis is not necessary � OBE Load Elimination is allowed

SSE 하중 증가 (0.2g � 0.3g)

IRWST Discharge Load Addition

ADF(Advanced Design Features) 설계

Reactor Vessel Internal : IBA Adoption

Integrated Head Assembly (IHA)

Reactor Internal Lift Rig (RILR)

2. 설계현황

8

원자로 용기

외경 (4.1� 4.6 m)높이 (14.6� 15.3 m)

Nozzle Number Increase○ CEDM/HJTC (83� 103)

○ ICI (45� 61)

○ 4 DVI Nozzle 채택

No weld seam in core region shell

ERVC 채택

ALMS○ Upper Head : 3

○ Lower Head : 3 (2 � 3)

SKN 3&4OPR1000

2. 설계현황 _원자로 [계속]

9

DVI Nozzle

DVI 노즐

2. 설계현황 _원자로 [계속]

10

OPR1000(신고리 1,2호기)

Beltline Section 내에 Intermediate

Shell과 Lower Shell간의 용접

Seam이 위치함.

원자로에서 중성자 조사량이 많은

Beltline Section에 용접 Seam이

없도록 제작 (주단설비 신규투자).

크기: 4168.0 I.D X 213 T X 4146.1 L

무게: 95.5 Ton

크기: 4687.7 I.D X 238 T X 4417.4 L

무게: 127.7 Ton

신고리 3,4호기구분

용접위

치

제원

2. 설계현황 _원자로 [계속]

11

Steam Generator

높이 : 20.9 m � 23.1 m

내경 : 4.05 m � 4.98 m

튜브수 : 8,340 � 13,102개 (인코넬690)

튜브확관 : 폭발 � 수압확관

증기압력

○ 75.6 kg/cm2a � 70.3 kg/cm2a

튜브 관막음 여유도

○ 8 % � 10 %

초기 Filling 유로 변경

○ Downcomer Nozzle � Recirculation

Nozzle

SKN 3&4OPR1000

2. 설계현황 _증기발생기 [계속]

12

증기발생기

� Partial Eggcrate

1개 추가

� Vertical Strip for

tube support 2개추가

5 X7 X

OPR1000 SKN 3&4

2. 설계현황 _증기발생기 [계속]

13

가압기

용량증대 (51.0 m3 � 68 m3 )

크기 (13.0 m � 16.5 m)

Heater Capacity ○ Total Capacity : 1800 kW (36) � 2400 kW (48)

○ Proportional : 300 kW (6, 2 Group) � 600 kW (12, 2 Group)

○ Backup : 1500 kW � 1800 kW

살수유량○ Min./Max. : 85.2/159 � 102.2/170.3 m3/hr

SKN 3&4OPR1000

2. 설계현황 _가압기[계속]

14

OPR1000

PSV(3) + SDS(2 train)POP OpenNo Dead TimeOnly Steam Discharge is AllowedSpring Setpoint Change Possibility

PRESSURIZER

PZR Safety Valves

(SLSV)Containment

Rupture

Disk

SDS

Rupture

Disk

RDT

M M

MM

과압보호설비

SKN 3&4

Main Valve + Pilot Valves (POSRV ; 4)Main Valve Open by Pilot Valve ActuationSteam/Water/Two-Phase Discharge

2. 설계현황 _가압기[계속]

15

OPR1000 Upper Guide Structure Assembly

SKN 3&4 IBA (part of UGS Ass’y)

Tie Rod

SnubberFlange & Block

Round Nut

� Tie Rod, Nut,

Snubber제거

� UGS Flange 직접용접

� 지진응답특성 개선

OPR1000 SKN 3&4

CEA Shroud Assembly

2. 설계현황 _내부구조물 [계속]

Core Support Barrel Assembly와 Upper Guide Structure Assembly로 구분

16

신고리1,2호기 Upper Guide Structure Ass’y

ㅇ CEA Shroud 는 Tie Rod, Round Nut

로 UGS Barrel 에 부착

신고리3,4호기 IBA (part of UGS Ass’y)

ㅇ CEA Shroud 와 GSSS을 일체형으로

단순화

Guide Structure Support System

Control Element Assembly Shroud

UGS Support Plate

Tie Rod

SnubberFlange & Block

CEA Guide Tube

Round Nut

2. 설계현황 _내부구조물 [계속]

기존의 CEA Shroud와 안내구조물 지지계통을 연결하는 Tie Rod, Snubber, Stud를 제거하고 이를 용접하여 일체화

17

일체형 원자로상부 구조물 (IHA)

Integrate complex & heavy RV Head structures (HACTS, CEDM AHU , etc.) into IHA � Design Simplification신고리1,2 부터 채택신고리3,4 : Support Column � Cooling Shroud Shell

IHAOPR1000 RV Head Area

(Prior to SKN 1&2)

2. 설계현황 _내부구조물 [계속]

18

1

2

3

4

5

3

2

1

4

5

신고리 1,2 신고리 3,4

469.4 in 482.6 in

138 .0 in 157.0 in

202.1 250.3

1 Fuels 177 241.0

2CEA Guide Tube &Insert Tube

708 964

3 CEA Shroud Tube 53 69.0

4 Insert Pin 208 276

5 Support Column 9 12.0

Quantity(EA)

내 용

Overall Length

CSB Cylinder I.D.

Total Weight (tons)

2. 설계현황 _내부구조물 [계속]

19

원자로냉각재펌프

정격유량 증대 : 42 %

○ 5.388 m3/sec � 7.672 m3/sec

Throttle Seal Cooler Removal

Seal Material Change

○ OPR1000

� Tungsten carbide for stationary

� Carbon-antimony for rotating seal

○ SKN 3&4

� Silicon carbide for both

2. 설계현황 _원자로냉각재펌프 [계속]

20

4계열 안전주입 및 DVI- 4개의 독립된 안전주입

- 안전주입 공동 헤더, 연결 배관/밸브 및 저압안전주입 펌프 제거

- 안전주입수 Downcomer로 직접 주입

안전주입탱크내 FD설치- SIT의 주입시간 최대한 연장 및 안전주입수의 효율적 이용

안전주입펌프 흡입원 단순화

- 단일냉각수원(IRWST) 제공으로 장기냉각운전 신뢰성 제고

Stand Pipe

Main Supply Port

Control Port

Exit PortVortex Chamber

2. 설계현황 _안전주입계통 [계속]

유량은 Stand Pipe 높이와

Supply Port & Control Port의 저

항에 의존

21

안전주입계통(계속)

OPR1000 SKN 3&4

Sump

CONTAINMENT

SIT SIT

SIT SIT

S/G RV S/G

RCP RCP

RCP RCP

RWST

HPSIP

LPSIP

HPSIP

LPSIP

CONTAINMENT

SIT SIT

SIT SIT

S/G RV S/G

SIP

SIP

SIP

SIP

IRWSTRCP

RCP

RCP RCP

2. 설계현황 _안전주입계통 [계속]

22

화학및 체적제어계통 (Non Safety)

유출수 열교환기, 감압설비 배열변경으로 Flashing 현상 개선붕산수저장탱크 (BAST) 추가붕산희석사고시 운전원 조치시간 30분 확보위해 충전유량 제한 오리피스 추가

RHXBRM/PRM

IXVCT

LHXCH-515

T-221 P-220

T-224

P-201

T-223

LHX CCWControl Valve

CH-516 CH-522 CH-523

CH-200

CH-110X

CH-110Z

CH-202

CH-110Y

CH-201P

CH-201Q

F

F-202

H

HH

Bypass PRM/BRM/IXson High Temperature

H

OPR1000

SKN 3&4

2. 설계현황 _화학및체적제어계통 [계속]

23

원자로외벽냉각설비 (External Reactor Vessel Cooling System, ERVCS)Implemented to support a severe accident mitigation

SCP를 이용하여 Reactor Cavity를 채우고 BAMP를 이용하여 재충수

SCP/BAMP 수원 : IRWST

ERVC 유로는 모든 운전모드에서 차단되고 중대사고시에만 사용

M M

M

ExistingNew

Cavity

Reactor Coolant System

Containment Building

HVT

IRWST IRWSTM

M

External Reactor Vessel Cooling System for In-Vessel Retens ion (Active Feature)

Gravity Driven Cavity Flooding System for Ex-Vessel Coooling (Pass ive Feature)

Aux. Building

SCP (5000 gpm)

BAMP (200 gpm)

CVCS

RCS

M

M M

M

M

2. 설계현황 _원자로외벽냉각계통 [계속]

24

목표 : 신형원전에 부합되는 안전성 향상 및 경쟁력 제고

내용

안전주입계통 주입방식 최적화

다중 중대사고 대처설비 강화

자동부하추종운전 기술개발

원전 복합모듈 개발 및 적용

3. 설비개선방향

25

감사합니다. !!!