초록 ▼

본 연구는 한국원자력안전기술원과 미국원자력규제위원회(USNRC) 간의 열 수력학에 관한 협정 (기간:5년)에 의거하여 USNRC 가 주관하는 국제공동연구사업인 “ 열 수력 코드 응용 및 관리프로그램(Code Application and Maintenance Program, CAMP)” 에 참가하여 다음 연구내용을 수행한다.
1) 최적 안전해석 규제검증 코드 및 관련기술의 확보
$\bullet$안전해석 기술에 관련된 외국의 연구결과 수집 평가
$\bullet$중요한 안전성 관

본 연구는 한국원자력안전기술원과 미국원자력규제위원회(USNRC) 간의 열 수력학에 관한 협정 (기간:5년)에 의거하여 USNRC 가 주관하는 국제공동연구사업인 “ 열 수력 코드 응용 및 관리프로그램(Code Application and Maintenance Program, CAMP)” 에 참가하여 다음 연구내용을 수행한다.
1) 최적 안전해석 규제검증 코드 및 관련기술의 확보
$\bullet$안전해석 기술에 관련된 외국의 연구결과 수집 평가
$\bullet$중요한 안전성 관련 연구에 코드응용 및 정보 교환 (CSAU, 안전성 현안 문제의 해결, 등)
2) 최적 안전해석 규제검증 코드의 독립적 성능평가
(국제공동연구 CAMP 현정 의무사항 : 8건/4년)
3) 원전 안전성 평가 검증계산에 최적 안전해석 규제검증 코드의 적용
$\bullet$안전규제 및 심사에 응용 설계기준사고 해석 및 평가
$\bullet$주요 과도현상 해석을 통하여 국내 원전의 안전성 재확인
(안전여유도 재평가)
$\bullet$유사 사고재발 및 사고 확대 방지책 수립
$\bullet$사고 발생시 신속한 해석능력 구비
4) 최적규제검증 데이터베이스의 구축
$\bullet$열수력 실험데이터 뱅크의 구축
$\bullet$국내 원전 호기별 주요 사고해석용 계산입력자료 개발
$\bullet$규제검증 코드평가/응용 계산Database 개발

Abstract ▼

In accordance with the 5-year Agreement of the Thermal-Hydraulic Research between the Korea Institute of Nuclear Safety (KINS) and the United States Nuclear Regulatory Commission (USNRC), KINS, as a participant in the Code Applications and Maintenance Program(CAMP) coordinated by the USNRC, will car

In accordance with the 5-year Agreement of the Thermal-Hydraulic Research between the Korea Institute of Nuclear Safety (KINS) and the United States Nuclear Regulatory Commission (USNRC), KINS, as a participant in the Code Applications and Maintenance Program(CAMP) coordinated by the USNRC, will carry out the following activities :
1) Establishment of a best estimate safety analysis code and related technology for regulatory audit
$\bullet$Collection and assessment of overseas research results on nuclear safety analysis
$\bullet$Exchange of information of the significant code application
(CSAU, safety issues, etc.)
$\bullet$Acquire experimental data needed for the assessment and improvement of the code and thermal hydraulic models
2) Independent code assessment of the best estimate safety analysis code for regulatory audit (8 assessments/4 years)
$\bullet$Independent assessment with the important nuclear thermal-hydraulic experiment
$\bullet$Verfication of BE code performance and idenrification of code deficiency
$\bullet$Recommendation of code improvement issues
3) Applications of the best estimate safety analysis code to safety evaluation of real nuclear power plant(NPP)
$\bullet$Application to safety regulation and review : analysis and assessment of design basis accident
$\bullet$Reconfirm the safety of domestic NPP (re-assess the safety margin) through the analyses of major plant transients
$\bullet$Establish preventive measures against re-occurrence of similar accident and to mitigate accident progression
$\bullet$Cultivate the capability for the prompt analysis at the time of accident

목차 Contents

• 목차...31
• 제 1 장 서 론...47
• 제 1 절 연구 배경 및 필요성...47
• 제 2 절 연구 목적 및 내용...54
• 제 2 장 최적 규제검증 코드의 개발...59
• 제 1 절 CAMP 국제공동연구...59
• 제 2 절 RELAP5/COD3 코드의 개요 및 개선 사항...74
• 제 3 절 CAMP 국제공동연구 현황...168
• 제 4 절 최적 규제검증 코드의 적용성 평가...231
• 제 5 절 국내 CAMP Working Group 운영 현황...267
• 제 3 장 최적 규제검증 코드의 독립적 성능평가...283
• 제 4 장 최적 규제검증 코드의 활용...415
• 제 1 절 울진 3/4 호기 대형냉각재상실사고 검증계산...435
• 제 2 절 울진 3/4 호기 증기발생기세관파열사고 검증계산...435
• 제 3 절 울진 3/4 호기 원자로냉각재유량 완전상실사고 검증계산...449
• 제 4 절 울진 3/4 호기 주급수관파열사고 검증계산...456
• 제 5 절 고리 1호기 증기발생기 세관파열사고 안전성 재평가...469
• 제 6 절 고리 3/4 호기 완전전원 상실사고 대처능력 평가...481
• 제 7 절 영광 3/4 호기 과압방지 성능평가...497
• 제 8 절 영광 3/4 호기 저출력 정지조건 하에서 잔열제거 기능 상실 사건의 평가...502
• 제 9 절 영광 3/4 호기 정지운전 자연순환 안전성 평가...509
• 제 5 장 최적 규제검증 데이터베이스 구축...519
• 제 1 절 열수력 실험 데이터뱅크 (SORTED-1)의 개발...521
• 제 2 절 코드 계산 데이터베이스 (REDUCE-1)의 개발...532
• 제 3 절 원전 안전성 평가 계산 입력자료 개발...550
• 제 6 장 연구 결과 요약 및 결론...559
• 제 1 절 연구 결과 요약...559
• 제 2 절 결론 및 향후 연구 방향...579
• 참고문헌...583