2012.11.02

RG 1.97 (Rev.4) 규제요건 및 적용방안

[제 4회 원전계측제어 심포지엄(NuPIC)]

한국전력기술 원자력본부 계측제어기술그룹

목 차

1. 배경 및 개요

2. 상세 요건

3. 설계 적용

4. 결론 및 계획

1

[RG 1.97 (Rev. 3, 1983)] “Instrumentation For Light-Water-Cooled Nuclear Power Plants to Assess Plant and Environs Conditions During and Following an Accident”

배경

2

[RG 1.97 (Rev. 4, 2006)] “Criteria for Accident Monitoring Instrumentation for Nuclear Power Plants”

□ 디지털 계측제어 시스템의 발달에 따라 좀 더 유연하고 통합된 기술기준 개발 필요성이 대두되어, 사고 감시계측변수의 Type 별 정의 및 기준만 을 제시한 후 설계자가 각 Type의 변수들을 선정하고 설계기준 및 검증 기준을 수립할 수 있도록 함.

□ RG 1.97 (Rev. 4) 개정본 발행 (IEEE 497-2002 승인) (2006년 6월)

개요

3

Rev. 3

가압경수로의 사고 감시 변수 Type A, B, C, D 및 E의 상세 목록을 명확히 제시하고 있음.

□ 주요 변경사항

Rev. 4

가압경수로의 사고 감시 변수 Type A, B, C, D 및 E의 상세 목록은 제시하고 있지 않으며, 선정 기준만 제시함

변수 목록 삭제

개요

4

Rev. 3

변수의 중요도에 따라 Category I, II 및 III 로 구분하여 설계기준 및 검증기준을 제시함. 또한, 각 변수마다 Category를 지정하고 있음.

□ 주요 변경사항

Rev. 4

Category 구분이 없으며, 변수 Type 별로 설계기준 및 검증기준을 제시하고 있음. ※ IEEE 497-2002를 기본으로 하고 일부 보완 적용 Category 분류 삭제 후 Type 별 기준에 포함

상세 요건

5

□ RG 1.97 (Rev. 4)에서 승인한 IEEE 497-2002에서는 다음을 제 시하고 있음

Type 별 변수의 정의 성능 기준 (범위, 정확도, 응답시간, 측정 기간 등) 설계 기준 (단일고장, 공통원인고장, 독립성, 격리, 정보모호성, 전원 등) 기기검증 기준 (내진/내환경 검증) 표시 기준 (표시, 추이정보, 기록 등)

상세 요건

6

□ 변수의 정의

Type A

- 설계 기준 사고 시 안전성 관련 기능을 수행하는 데 필요 하나 자동제어 기능이 제공되지 않아 운전원이 수동으로 제어를 수행하는데 필요한 주요 정보를 제공하는 변수 - AOO(Anticipated Operational Occurrence) 를 완화시키는데 필요하나 자동제어기능이 제공되지 않아 운전원이 수동으로 제어를 수행하는데 필요한 주요 정보를 제공하는 변수

RG 1.97(Rev. 3)

DBA 시 요구되는 안전기능 관련 변수

상세 요건

7

□ 변수의 정의 (계속)

Type B

- 발전소의 필수 안전기능을 평가하는데 필요한 주요 정보를 제공하는 변수 - 반응도 제어, 노심냉각, 원자로냉각재계통 건전성, 원자로건물 건전성 등 Type C

- 핵연료 피복, 원자로 냉각재 압력경계, 원자로건물 압력 등 핵분열 생성 물의 방호벽에 손상이나 균열이 일어났을 경우 이를 지시하는데 필요한 정보를 제공하는 변수

상세 요건

8

□ 변수의 정의 (계속)

Type D

- 설계 기준 사고 시 이를 완화하기 위한 안전계통 및 보조 계통의 기능 수 행을 지시하는 변수 - 안전정지를 수행하고 유지하는데 필요한 계통의 수행을 지시하는 변수 - 안전계통의 상태를 확인하는 변수

RG 1.97(Rev. 3)

-안전계통 및 안전에 중요한 계통의 동작상태를 각각 지시하는데 필요한 정보를 제공하는 변수

상세 요건

9

□ 변수의 정의 (계속)

Type E

- 방사성 물질 방출량을 결정하고 계속적인 평가를 하는데 필요한 변수 > 확인된 경로의 방사성 물질의 방출량을 감시 > 확인된 경로의 방사성 물질 방출에 대한 영향을 결정하는데 필요한 환경변수 (풍속, 풍향, 공기온도 등) > 발전소 환경의 방사성 준위 및 방사능 감시 > 발전소 복구를 위해 접근이 필요한 구역 및 제어실의 방사선 준위 및 방사능 감시

상세 요건

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□ 성능기준-범위

Type Range

A, B, D, E Licensing Basis Document(LBD)에서 확인된 과도 상태가 포함되어야 함

C 핵분열 물질 방호벽의 손상을 지시하는 한계치에 대해 여유를 두고 포함하여야 함

RG 1.97(Rev. 4)에서 Type C에 대하여 손상된 노심을 고려한 광대역의 범위가 포함되어야 한다는 보완요건을 제시

RG 1.97(Rev. 3)

변수 별 최소 Range 명시

상세 요건

11

□ 성능기준-정확도

사고 감시 계측기 채널은 해당 기능에 맞는 정확도가 요구됨.

RG 1.97(Rev. 3)

특정 요건 없음

상세 요건

12

□ 성능기준-응답시간

사고 감시 계측기는 실시간으로 적시의 정보를 제공하여야 함 일반적으로는 원자로 보호계통 또는 공학적 안전설비계통 동작만큼 중 대한 응답시간은 아님 컴퓨터 기반의 화면에서는 업데이트 시간이 운전원이 발전소 상태를 인 지하는데 저해하지 않을 정도여야 하며 대략적으로 1~2초의 업데이트 주기면 적절

상세 요건

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□ 성능기준-측정 기간

Type Instrumentation Duration

A, D, E Licensing Basis Document(LBD)에서 요구되는 측정변수의 주기를 만족하는 사고 감시 기간

B 설계기준사고의 가장 긴 주기를 만족하는 사고 감시 기간

C 핵연료피복, 원자로냉각재압력경계, 원자로건물압력경계 등의 핵분열방호벽에 대해 최소한 100일의 가용기간 요구

RG 1.97(Rev. 4)에서 Type C 계측기기에 대하여 Plant’s LBD에서 요구하는 측정기간도 허용한다는 보완요건을 제시 적절한 시기 내의 유지보수나 교체가 가능할 시 더 짧은 가용기간도 허용됨

상세 요건

14

□ 설계기준-단일고장

Type Single Failure

A, B, C IEEE 379-2000의 단일고장 요건을 만족하여야 함 유지보수나 교정 기간에는 Plant’s LBD의 요건을 만족할 시 단일 고장기준을 만족하지 않아도 됨

D, E 요건 없음

RG 1.97(Rev. 3)

Cat I에 대해서만 단일고장을 방지하도록 다중성/다양성 설계 요구

상세 요건

15

□ 설계기준-공통원인고장(CCF)

Type Common Cause Failure

A, B, C 마이크로 프로세서 기반의 설비들을 사용함에 따라 소프트웨어로 인한 공통원인고장의 우려가 있음 다음 설계를 만족할 경우 다중채널에 동일한 소프트웨어 사용이 허용됨 • 소프트웨어 CCF의 영향을 받지 않는 기기로 다양성 설계 가 되어 있는 경우 • 소프트웨어 CCF에 대비하는 심층방어 설계를 입증할 수 있는 분석이 수행된 경우

D, E 요건 없음

상세 요건

16

□ 설계기준-독립성 및 분리

Type Independence and Separation

A, B, C • 비안전 계통 기기 및 회로와 물리적으로 분리되어야 함 • 사고 동안 또는 사고 후에 사고감시기능을 수행할 수 있도 록 다중화 된 부분들은 서로 독립적이고 물리적으로 분리 되어야 함 • 특정한 설계기준사고를 감시하는 사고감시기기는 그 설계 기준사고의 영향으로부터 독립적이고 물리적으로 분리되 어야 함 • IEEE 384-1992의 분리 요건을 만족하여야 함

D, E 요건 없음

RG 1.97(Rev. 3)

Cat I에 대해서만 RG 1.75에 따라 다중 및 다양성 채널이 전기적, 물리적으로 분리될 것을 요구

상세 요건

17

□ 설계기준-격리

사고감시 계측기와 격리요건을 만족하지 않는 계통 간의 신호 전송은 격 리장치를 이용하여 격리되어야 함 격리장치는 사고감시 계측기 일부분에 속하며 격리요건을 만족해야 함 격리장치의 고장은 사고감시 계측기의 다른 구성품과 동일한 방식으로 평가되어야 함

RG 1.97(Rev. 3)

Cat I 및 II에 대해서만 격리장치를 요구

상세 요건

18

□ 설계기준-정보 모호성

Type Information ambiguity

A, B, C 사고 감시 계측기 채널의 고장이 운전원이 요구되는 안전 기능을 수행하는 데에 방해가 되는 정보 모호성을 유발하지 않아야 함. 분석 결과 모호한 정보가 발생하는 경우, 신호 검증이 이루어져야 함. 신호검증과정이 자동적으로 수행되지 못하는 경우 추가 정보가 제공되어 운전원이 상황을 정확히 인지하고 안전기능을 수행할 수 있어야 함.

D, E 요건 없음

RG 1.97(Rev. 3)

Cat I에 대해 한 채널의 고장으로 모호한 정보가 발생하는 경우 운전원에게 추가 정보를 제공할 것을 요구

상세 요건

19

□ 설계기준-전원 공급

Type Power Supply

A, B, C Class 1E

D, E Class 1E 또는 Non-Class 1E

RG 1.97(Rev. 3)

Cat I – Battery Backup, Standby Power Cat II – High Reliability Power

상세 요건

20

□ 설계기준-휴대용 계기

휴대용 계기를 자료 취득에 사용할 수 있음. 제어실과의 통신 수단, 자료취득을 위한 분석 수단 등도 사고감시 채널의 일부로 간주되어야 하며 변수 유형에 따른 해당 기준을 만족해야 함.

RG 1.97(Rev. 3)

특정 요건 없음

상세 요건

21

□ 기기검증 기준

Type 내진검증 내환경 검증

A, B, C, D 검증필요 검증필요

E 요구되지 않음 요구되지 않음

RG 1.97(Rev. 3)

Cat I – 내진/내환경 Cat II - 내환경

상세 요건

22

□ 표시기준

성능기준인 범위, 정확도, 표시 양식, 단위 및 응답시간 등을 포함하여야 함 인간공학적 방법 및 원칙을 적용해야 함 운전원에게 혼란을 줄 수 있는 정보를 제공하지 않아야 함 Type A, B에 대해서는 최소한 하나의 채널은 실시간으로 계속적인 정보를 제공하여야 함 추이나 비율정보가 필수적인 경우, 추이 정보는 전용 추이 표시장치에 연속적 으로 제공되어야 하며 최소한 30분 동안 자료를 제공해야 함 Type A, B, C 변수에 대한 제어반 지시는 사고조건 하에서 운전원이 정보를 쉽게 식별하도록 고유하게 식별되어야 함

상세 요건

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□ 표시기준 (계속)

표시 위치는 계통과 인접하여야 함 Type A, B, C에 대하여 적어도 하나의 채널이 기록되어야 하며, Type E도 기록되어야 함. 사고감시용 자료기록은 연속적으로 업데이트되고 컴퓨터에 저장되어 요구 시 표시됨. 기록용량은 사고 전 30분 및 사고 후 12시간까지 제공되어 야 함.

설계 적용

24

국내원전은 신고리 5,6호기부터 최초로 적용하며 현재 변수선정 단계에 있음

- 각 계통설계분야(핵, 기계, 전기, 계측분야)에서 선정기준을 참조하여 직접 변수를 선정 - 해당 변수를 선정한 근거를 수립하고 해당변수에 맞는 설계기준, 검증기준, 표시기준 등을 만족 - 사고 감시 변수 분석보고서 작성 - 관련 인허가 문서에 반영 신기술 분야에서는 현재 APR 1400 DC 및 APR+ 의 사고감시변수를 선정 하여 설계 진행 중임

□ 적용현황

설계 적용

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□ 고려사항-예 1. 변수 Type 중복 선정

Variable Range Channel Indication Power SQ EQ Remark

Containment Upper Operating Area Radiation

10 ~ 108 mSv/hr 2 상시 1E 검증 검증 Monitoring LOCA

Containment Isolation Valve Position

N/A 1쌍/ Valve

상시 1E 검증 검증 Containment

Integrity Monitoring Containment Upper Operating Area Radiation Rev. 3 ; Type E (Cat I) 로 설계됨 Rev. 4 ; LOCA 감시로서, Type B 및 Type C에 모두 해당되는 변수임 Containment Isolation Valve Position Rev. 3 ; Type B (Cat I) 로 설계됨 Rev. 4 ; 원자로건물 건전성 감시로서, Type B 및 Type D에 모두 해당되는 변수임 동일 변수가 여러 Type에 동시에 속함에 따라 관련 설계방안 및 구분 필요

설계 적용

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□ 고려사항-예 2. 변수 검증요건

Variable Range Channel Indication Power SQ EQ Remark

Main Steam Line Radiation

10-3 ~ 102 mSv/hr 4 상시 1E 검증 검증 Monitoring leakage of Steam Generator

Condenser Vacuum Vent Effluent Radiation

3.7x10-2~ 3.7x103 Bq/cc

1 상시 1E 검증 검증 Monitoring SG tube

leakage Main Steam Line Radiation Rev. 3 ; Cat II 로 설계됨 Rev. 4 ; Type C 변수로 선정됨으로 인하여 내진검증/내환경검증의 대상임 Condenser Vacuum Vent Effluent Radiation Rev. 3 ; Cat II 로 설계됨 Rev. 4 ; Type C 변수로 선정됨으로 인하여 내진검증/내환경검증의 대상임

선행호기에서는 기기검증대상이 아니었던 변수에 대한 검증방안 검토 필요

설계 적용

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□ 고려사항-예 3. 신규 변수 추가

Variable Range Channel Indication Power SQ EQ Remark

Hold up Volume Tank Water Level

0~100% 2 상시 1E 검증 검증 ECCS 운전 Monitoring

Reactor Cavity Water Level

0~100% 2 상시 1E 검증 검증 RCS Integrity Monitoring

Rev. 3 ; 상세 목록에 제시된 바 없음 Rev. 4 ; 계통 분석에 따라 Type B로 신규 선정

선행호기에 포함되지 않았던 변수가 추가 될 경우, 그 근거가 마련되어야 하며 관련 기준을 모두 만족하여야 함

결론 및 계획

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□ 신규원전에서는 디지털 계측제어 시스템에 맞게 수립된 RG 1.97(Rev. 4)의 요건에 근거하여 다음을 수행하여야 함

요건 검토 및 분석 Type 별 변수 선정 설계 방안 수립 설계 수행 사고 감시 분석보고서 작성 인허가 지원

□ 사고감시계측설비 관련 설계내용을 인허가 문서에 반영 예정이며, 이에 대해 관련사 간 협의가 예상됨.

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