J Korean Soc Hazard Mitig 2017; 17(4): 153-157  https://doi.org/10.9798/KOSHAM.2017.17.4.153
Fire Safety Evaluation for HPSI Pump Room Using CDF Code
Namjin Cho*, Dongsu Im**, Hyoseok Seo***, Teayeon Cho****, and Kiyoul Yun*****
* Member, Ph.D, Korea Power Engineering,
** Fire-Modeling Specialist, Korea Power Engineering,
*** Architecture Specialist, Korea Power Engineering,
**** Computer Programmer, Korea Power Engineering
Correspondence to: Member, Fire-Modeling Specialist, Korea Power Engineering (Tel: +82-70-4667-3845, Fax: +82-70-8282-3857, E-mail: commendo@nate.com)
Received: May 23, 2017; Revised: May 29, 2017; Accepted: June 13, 2017; Published online: August 30, 2017.
© The Korean Society of Hazard Mitigation. All rights reserved.

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Abstract

Although fire accidents in nuclear power plants rarely occurs, it may cause a stoppage of a nuclear reactor and damage of safety devices and cause massive damage such as radiation leakage. Therefore, nuclear power plants require specialized fire safety design conditions. In this study, CFD code is used to predict fire behavior and verify safety for HPSI (High Pressure Safety Injection) Pump Room passing through cables of important pump among various pump rooms of nuclear power plant. Fire simulation was performed based on NUREG-1934, NUREG / CR-6850, etc. using Fire Dynamics Simulator (FDS) as a fire model for fire safety evaluation of HPSI Pump Room. As a result, the fire damper closing time of each exhaust was checked and the damage time of the cable was evaluated. This will provide information for safety assessment and assurance of nuclear power plants.

Keywords: HPSI Pump Room, Fire Dynamics Simulator, Fire Damper, Cable Damage
1. 서론

원자력발전소는 다른 산업 시설물에 비해 화재 발생 시 방사선 유출 같은 대규모 사고로 이어질 수 있어 설계 시 뿐만 아니라 운영에 있어서도 안전 확보가 중요하다. 이에 따라 국내 원자력발전소는 국내 원자력법, 소방법, 건축법 및 원자로 설계국의 규정 및 규정지침을 적용받아 운영 중에 있다(Jee and Lee, 2006). 이러한 규정 및 규정 지침에 따르면 원자력 발전소는 화재 위험도 분석을 수행하여야 한다. 그동안 국내 원자력 발전소에 대한 화재 위험도 분석은 결정론적 방법론에 따라 수행되어 왔으나, 미국 연방법에서 준용하고 있는 NFPA-805(2001)에 따르면 원자로 안전 목표와 방사성물질 방출 목표를 달성하고, 원자력 발전소에 대한 화재방호요건을 충족하기 위해 기존의 결정론적인 방법론에서 확률론적 안전성평가를 이용하는 방법론으로 변화하고 있다. 이는 대상 방화지역의 설계특성을 고려한 화재시나리오를 설정하고 화재모델링을 수행하여 화재위험도 및 안전 여유도를 정량화하는 것으로 현실적이면서도 안전성을 동시에 보장하는 설계가 가능하다(Bae et al., 2007; Cho and Lee, 2011). 이에 따라 본 연구에서는 원전의 다양한 펌프실 중 중요 펌프의 케이블들이 관통해서 지나가는 고압안전주입펌프실에 대해서 CFD 전산코드를 통해 화재의 거동을 예측하고 안전성을 검증하고자 하였다.

2. 연구 내용

2.1 목적

고압안전주입펌프실(HPSI Pump Room)은 저압안전주입펌프실(LPSI Pump Room), 격납용기 살수펌프실(Containment Spray Pump Room), 충전펌프실(Charging Pump Room) 등 모든 펌프실의 전원 및 제어 케이블들이 포설되어 있어 만약 이 격실내에 화재가 발생한다면, 다른 펌프실들도 같이 기능을 상실하게 되므로 고압안전주입펌프실을 화재 시뮬레이션 하였다. 고압안전주입펌프실의 화재 안전성평가를 위한 화재모델은 FDS(Fire Dynamics Simulator)를 이용하였으며 NUREG- 1934, NUREG/CR-6850 등에 기초하여 화재시뮬레이션을 수행하였다.

2.2 화재 시나리오

고압안전주입펌프실 화재는 폄프의 누출된 윤활유가 방유재(Dike)에 고이고, 윤활유 누출로 인해 펌프가 과열되어 이로 인한 화재가 발생하는 것으로 가정하여 화재시나리오를 작성하였다.

이 격실에는 3개의 환기구가 있으며, 모두 방화댐퍼가 설치되어 있어 화재 시 화원으로부터 격리되어 확산을 방지하게 되어있다. 2개의 환기구는 기계적으로 강제 흡기와 배기가 이루어지고 있으며, 나머지 하나는 자연 환기로 되어 있다. 기계적 강제 흡기와 배기의 량은 펌프실의 일반적인 량으로 200 CFM (0.09 m3/s)을 사용하였다. 화재 성장곡선은 NUREG/CR-6850 APP. G에 따라 작성하였고, 천장, 바닥, 벽은 모두 콘크리트로 각각 1.5, 1.5, 2 ft의 두께로 설정하였다. 격실 내에는 하나의 방화문이 있다. 방화댐퍼의 위치에 Target을 놓고 방화댐퍼의 동작온도(72°C로 설정)에 도달하는지 확인하여 방화댐퍼를 작동 하도록 설계하였다. 모든 벽, 바닥, 천장은 콘크리트 구조물로 구성 되어 있으며, 방화댐퍼 및 케이블의 물성치들은 원전에서 일반적으로 많이 사용하는 물성치를 사용하였다. Target은 모든 케이블 트레이의 케이블로 29개를 선정하였으며, 그 위치는 케이블트레이서포터를 기준으로 하였다. Target 29개의 각 위치를 표시하면 Fig. 1과 같다.

Fig. 1.

Location of Fire, Damper & Target


2.3 분석방법

본 논문은 화재모델링 프로그램으로 FDS를 선정하였다. 이 프로그램은 연기의 확산 속도와 분포들을 시각적으로 보여줌으로써 전체적인 온도의 흐름까지 확인할 수 있는 것이 장점이라 하겠다. 격자의 크기는 100×100×100mm 로 하였으며 총격자 수는 30만여개로 시뮬레이션 하였다.

가. 열방출율(Heat Release Rate)(이하 HRR) 곡선은 NUREG-6850, Table G-2를 참조하여 Time to Peak는 12분, Steady Burning은 7.1분, Time to Decay는 19분을 사용하여 화재성장곡선을 만들었으며, HRR 최대값은 NUREG-1805 Chapter 3에 Dike 면적과 윤활유 양 그리고 재료를 윤활유로 선택하여 값을 얻었다. Dike 면적의 계산방법은 다음과 같다.

0.2m×5.1m×2+0.2m×1.6m×2=2068m2

시간대별 열방출율은 Table 1과 같다.

Table 1

HRR Value According to Time

Time(s)HRR (kW)Time (s)HRR (kW)
00.0012003069.87
10069.7713002511.71
200279.0814002023.32
300662.8115001569.82
4001151.2016001186.09
5001779.131700872.12
6002546.601800593.04
7003488.491900383.73
8003488.492000209.31
9003488.49210069.77
10003488.49220034.88
11003488.4923000.00

또, Table 1을 그래프로 나타내면 Fig. 2와 같다.

Fig. 2.

HRR Value According to Time


나. 화재의 환경조건은 NUREG-1934에 나와 있는 원전의 일반적인 환경을 적용하여 해석 하였다.

다. 주요 환기조건으로 격실의 문은 방화문으로 항상 닫힘 상태를 유지하는 것으로 가정하였다. 단, 격실 문에는 문틈이 존재하는 것으로 가정하며, 그 문틈의 크기는 NFSC-501에 따라 Table 2로 정리하였다(A는 문틈의 면적). 본 논문에서 방화댐퍼가 닫혔을 때의 틈새는 존재하지 않는 기밀 상태인 것으로 가정하고 모델링하였다.

Table 2

Calculation of Door Gap Area

HPSI PUMP ROOMDoor1source
Door Width (W)2.85 mMeasurement
Door Hight (H)6.56 mMeasurement
Gap Length of Door (L)18.82 mMeasurement
Gap Length of Standard Door (l)5.6 mNFSC-501
Gap Area of Standard Door (Ad)0.02 m2NFSC-501
Gap Length of Door (L)5.60 mNFSC-501
Door Gap Area (A=L/l*Ad)0.02 m2NFSC-501

2.4 판정기준

케이블 트레이내의 케이블의 손상 여부 판정은 Table 3의 판정 기준에 따른다.

Table 3

Criteria of Evaluation in Simulation

DescriptionCrisis Value
Fusible Temperature for Fire Damper72°C
Damage Temperature of Cable330°C

방화댐퍼 동작온도(72°C)는 방화댐퍼의 퓨즈온도를 적용하였고, 케이블e의 손상 여부는 케이블 손상온도를 초과하는 지로 확인하였다. 본 논문에서는 케이블의 손상온도를 330°C로 적용하였다(NUREG/CR 6850 Table H-1 전기 케이블 손상온도 참조).

2.5 분석내용

상기의 내용으로 자료를 입력하고 파일명을 HPSI로 저장 후 FDS를 실행하면 HPSI.smv, HPSI.out, HPSI_hrr.csv, HPSI_devc.csv 파일 등이 생성된다. 이밖에도 많은 파일들이 생성되지만 우리가 확인해야할 데이터는 이 파일들에 포함되어 있다. HPSI.out 파일에서 각 Device의 동작 시간을 확인해볼 수 있다. 그 내용을 정리해 보면 Table 4와 같다.

Table 4

DEVICE Activation Times

DeviceDamper 1Damper 2Damper 3
Time154.4 s237.7 s136.9 s

Table 4에서와 같이 각 방화댐퍼가 닫히는 시간은 4분이 되지 않는 것으로 나타났다.

2.6 결과물 분석

FDS의 결과 값으로 Smokeview와 csv의 Text파일이 생성된다. csv파일은 HPSI_hrr.csv, HPSI_devc.csv로 총 2개이며, 이 파일에는 연료의 방출열량과, Device에서 선택한 값이 시간에 따라 기록되어 있다. Smokeview파일을 실행 시켜보면 Figs. 3~6과 같다.

Fig. 3.

Smokeview at 0.0 sec.


Fig. 4.

Smokeview at 72.0 sec.


Fig. 5.

Smokeview at 144.0 sec.


Fig. 6.

Smokeview at 252.0 sec.


본 논문에서는 각 트레이 내부에 있는 케이블의 온도를 측정하도록 하였다. 총 29곳의 값을 측정하도록 설정하였으며, 그 값을 그래프로 나타내면 Figs. 7~9와 같다.

Fig. 7.

Temp. of Target 01~10


Fig. 8.

Temp. of Target 11~20


Fig. 9.

Temp. of Target 21~29


위의 결과 값을 바탕으로 각 Target에서 가장 높은 온도를 확인해 보면 Table 5와 같다.

Table 5

All Target Maximum Temperature

DeviceTimeTemp.DeviceTimeTemp.
Target01435170.8Target16450179.6
Target02435164.9Target17450181.1
Target03435165.7Target18435145.8
Target04435184.6Target19435178.5
Target05420180.9Target20450174.7
Target06435178.4Target21435177.8
Target07435179.0Target22450165.1
Target08420189.5Target23450166.4
Target09420184.5Target24450165.8
Target10450167.7Target25435178.8
Target11390229.6Target26435175.0
Target12435139.3Target27390198.5
Target13450176.7Target28420191.3
Target14450177.7Target29390206.4
Target15435143.6

3. 결론

고압안전주입펌프실의 각 화원에 대해서 시뮬레이션 해본 결과 모든 Target의 온도는 330°C를 넘지 않았다. 그러므로 각 화원에 대해서 모든 케이블은 안전하다는 결론을 내릴 수 있겠다. 만약 이곳의 케이블 중 미검증 케이블이 있다면 205°C를 기준으로 해석하여야 한다. 본 모델링에서는 Target에서 205°C를 넘는 Target은 11, 29 두 개의 Target에서 205°C를 초과하였다. NUREG-6850 Table H-6에 따르면 Target의 온도가 205°C를 초과하더라도 205~220°C가 30분 지속되어야 케이블이 손상된다. 그래프에서 보이듯이 200°C 이상되는 시간은 그리 길지 않다. 초기 화재로 인해 방화댐퍼가 빨리 동작하게 되었으며, 이로 인해 격실내의 공기가 빨리 차단되었고, 이로 인한 내부의 산소 부족으로 화염 지속시간이 짧아진 것이다. 따라서 고압안전주입펌프실의 윤활유 누출 화재에 따른 케이블 손상은 없는 것으로 판단되며, 안전성 관련 기기의 동작 불이행에 따른 위험성은 낮을 것으로 보인다. 본 연구 결과를 통해 원자력 발전소의 안전성 평가 및 확보를 위한 정보를 제공하고자 하였다.

References
  1. Bae Y.B, Park J.S, Lee S.K, Koh W.Y, and Kim W.K. (2007) An application of Fire Modeling in Emergency Diesel Generator Room in Nuclear Power Plant. Proceedings of the Korea Institute of Fire Science and Engineering Conference Apr , 128-133.
  2. Cho S.M, and Lee K.B. (2011) Performance-Based Fire Modeling in the Nuclear Power Plants using FDS. Proceedings of the Korea Institute of Fire Science and Engineering Conference Nov , 235-238.
  3. Jee M.H, and Lee B.K. (2006) Applicability of FDS for the Fire Hazard Analysis of the Fire Zone at Nuclear Power Plants. Journal of Korean Institute of Fire Science & Engineering 20, 13-18.
  4. NFPA (2001). 805 Performance-Based Standards for Fire Protection for LWR Electric Generating Plants .
  5. NIST (2010). SP 1018-5, Fire Dynamics Simulator (Version 5), Technical Reference Guide .
  6. NIST (2010). SP 1019-5, Fire Dynamics Simulator (Version 5), User's Guide .
  7. NIST (2011). SP 1026 rl. CFAST: Consolidated Model of Fire Growth and Smoke Transport (Version 6). Technical Reference Guide .
  8. NIST (2012). SP 1041 rl. CFAST:Consolidated Model of Fire Growth and Smoke Transport (Version 6). User's Guide .
  9. SFPE (2008). Handbook of Fire Protection Engineering 3th edition .
  10. U.S. NRC (1979). Fire Protection Program for NPPs Operating Prior to January 1 1979. 10CFR50 Appendix R .
  11. U.S. NRC (1986). Implementation of Fire Protection Requirements. Generic Letter 86-10 .
  12. U.S. NRC (2001). Fire Protection for Operating Nuclear Power Plants. Regulatory Guide 1.189 .
  13. U.S. NRC (2004). Fire Dynamics Tools (FDTs) Quantitative Fire Hazard Analysis Methods for the U.S. Nuclear Regulatory Commission Fire Protection Inspection Program NUREG-1805 .
  14. U.S. NRC (2005). EPRI/NRC-RES Fire PRA Methodology for Nuclear Power Facilities NUREG/CR-6850 (EPRI 1011989) .
  15. U.S. NRC (2007). Verification and Validation of Selected Fire Models for Nuclear Power Plant Applications NUREG-1824 (EPRI 1011999) .
  16. U.S. NRC (2010). Fire Probabilistic Risk Assessment Methods Enhancements NUREG/CR-6850 Suplement 1, (EPRI 1019259) .
  17. U.S. NRC (2012). Nuclear Power Plant Fire Modeling Analysis Guidelines (NPP FIRE MAG), NUREG-1934 .


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