초록 ▼

본 연구는 현행 원자로, 차세대 개량형 경수로 및 미래형 원자로의 합리적인 안전 규제에 필요한 열수력 안전해석 규제 기술을 개발하는데 목적이 있다. 이를 위해 1997년부터 5년간의 연구에서는 안전해석 검증기술의 개선, 열수력 주요 안전현안의 평가, 비상노심냉각계통 규제요건 및 지침 개발에 주력하였다. 검증기술 개선 분야에서는 CAMP 국제공동연구를 통해 RELAP5, TRAC 등의 코드를 확보하였으며, 개별효과실험, LOFT ATWS 실험 L9-3, LSTF MSGTR 실험 SB-SG-10, 고리 2 살수개방사고를 평가 계산하였고

본 연구는 현행 원자로, 차세대 개량형 경수로 및 미래형 원자로의 합리적인 안전 규제에 필요한 열수력 안전해석 규제 기술을 개발하는데 목적이 있다. 이를 위해 1997년부터 5년간의 연구에서는 안전해석 검증기술의 개선, 열수력 주요 안전현안의 평가, 비상노심냉각계통 규제요건 및 지침 개발에 주력하였다. 검증기술 개선 분야에서는 CAMP 국제공동연구를 통해 RELAP5, TRAC 등의 코드를 확보하였으며, 개별효과실험, LOFT ATWS 실험 L9-3, LSTF MSGTR 실험 SB-SG-10, 고리 2 살수개방사고를 평가 계산하였고, 중수로 안전해석 규제검증을 위해RELAP5/CANDU+코드를 개발하였다. 신형경수로 검증계산을 위해 TRAC 코드를 확보하였으며, UPTF 원자로용기주입 실험을 통해 검증하였다. 모델 및 신뢰성이 개선된 코드들은 고리 1 사고해석 검증계산, 신형경수로 검증계산 등에 적용되어 열수력 거동의 이해 및 안전성 평가에 직접 이용되었다. 열수력 안전 현안 분야에서는 정지/저출력 안전성 평가를 비롯하여, 고연소도핵연료 현안, 가압열충격, 열성층화, 장기냉각성능,ATWS 다중고장사고 등이 조사되고 적절한 열수력 해석이 수행되어 현안의 평가에 이용되었다. 또한 수면연장관련 사고해석 현안들이 조사되었다. 규제 요건 평가 분야에서는 관련 기술의 현황이 분석되었고, 비상노심냉각계통 성능에 관한 규제 요건이 개발되었으며, 이를 뒷받침하는 평가 방법에 관한 규제지침이 개발되었다. 또한 평가 방법에 사용되는 열수력 모델에 대한 검토가 이루어졌다

Abstract ▼

The present study aims at developing a thermal-hydraulic safety analysis regulatory capability required for the reasonable regulation of current nuclear plower plants (NPPs). Since 1997, the present study has been conducted for 5 years to improve the safety analysis auditing technology, to evaluate

The present study aims at developing a thermal-hydraulic safety analysis regulatory capability required for the reasonable regulation of current nuclear plower plants (NPPs). Since 1997, the present study has been conducted for 5 years to improve the safety analysis auditing technology, to evaluate the major thermal-hydraulic safety issues, and to develop the Emergency Core Cooling System (ECCS) regulatory requirements and guides. In the area of auditing analysis technology, RELAP5 and TRAC codes are available through the participation of CAMP program, and code assessment and improvement were made through the midloop-specific separate effect tests, LOFTL9-3 ATWS test, LSTF SG-SG-10 MSGTR test, and a real plant transient, i.e., Kori Unit 2 spray valve stuck open. Especially RELAP5/CANDU+code was developed for the auditing analysis for CANDU plants based on the standard RELAP5 code. TRAC code was introduced to apply the lisensinganalysis of APR-1400 and the code applicability was justified by the UPTF Direct Vessel Injection test assessment. The improved and reliable code was applied to the lisensing audit analysis of Kori 1 and APR-1400 to provide the technical basis for regulation. The safety issues including shutdown and low power safety, high burn up fuel issues, pressurized thermal shock, long-term-cooling performance, and ATWS coping capability were investigated and thermal-hydraulic analysis proper to each issue were conducted. The regulatory requirement on the ECCS performance evaluation was developed and regulatory guide on evaluation methodology was developed. Thermal-hydraulic models to be used in the methodology were reviewed for evaluating their acceptability

목차 Contents

• 제 1 장. 서 론...31
• 제 1 절. 연구개발의 배경 및 필요성...33
• 제 2 절. 연구개발의 목적 및 내용...41
• 제 2 장. 열수력 안전해석 검증기술의 개선...51
• 제 1 절. 최적 규제 검증 코드의 개선 및 신뢰성 향상...57
• 1. 국내외 현황...59
• 2. RELAP5 코드 개선...75
• 3. 열수력 개별실험을 통한 원전 안전해석 검증 기술 개선...104
• 4. LOFT ATWS 실험 L9-3에 대한 코드 평가...143
• 5. Multiple SGTR 사건 (SB-SG-10)의 RELAP5 예측성 평가...152
• 6. 고리 2호기 살수 개방 사고 평가...170
• 7. 가압열충격 열수력 혼합 거동 예측 능력 평가...178
• 8. 열수력 평가 기술 데이터베이스의 개선...192
• 제 2 절. 3차원 노심동특성/계통열수력 연계 해석기술 개발...195
• 1. 개 요...197
• 2. OECD/NEA Benchmark 문제 계산...198
• 3. 고리 1호기 주증기관파단사고 해석...205
• 4. 결론 및 추후 연구...206
• 제 3 절. 중수로 안전해석 검증기술 개발...213
• 1. 중수로 열수력 안전해석 최적검증코드 개발...215
• 2. 개별효과 실험 평가를 통한 CHF 모델 검증...260
• 3. RD-14 B8711 대형파단냉각재상실사고 실험 평가...276
• 4. RD-14 B8604 소형파단냉각재상실사고 실험 평가...295
• 5. RD-14 B8522 주증기관파단사고 실험 평가...308
• 6. RD-14M B9401 다중채널실험 평가...313
• 7. 월성 1 호기 중수누출사고 분석...321
• 8. 월성 2/3/4 호기 대형냉각재상실사고 영향 분석...336
• 9. 월성 2/3/4 호기 주증기관 파단사고 영향 분석...348
• 제 4 절. 국내 원전 주요 사고 안전성 평가 계산 모델의 개선...355
• 1. 고리 1호기 검증계산 모델 개선...357
• 2. 고리 1호기 주급수관 파단사고 검증계산...365
• 3. 국내 원전 검증계산 입력자료 정비...370
• 제 5 절. 차세대 원전 안전해석 규제검증기술 개발...377
• 1. 현 검증기술의 신형 경수로 적용성 평가...379
• 2. 원자로용기 직접주입을 고려한 3차원 열수력 해석 기술 확보...388
• 3. UPTF 원자로용기직접주입 실험에 대한 코드 성능 평가...394
• 4. 신형 경수로 대형냉각재상실사고 DVI 성능 평가 해석...411
• 참고문헌...463