초록 ▼

고온 상사 용융물을 이용하여 LAVA와 대형 용융물 실험 및 소형 UO₂ 용융물 실험을 수행하여 노내 간극 냉각의 실현 가능성을 실험적으로 입증하였으며, 실험 결과를 토대로 실제 사고 경우를 해석하기 위한 해석 모델을 개발하였다. 또한 원자로용기 하반구 내벽의 간극 모형에 대한 임계 열유속 및 비둥 열전달 기구에 대해 CHFG 실험과 일련의 개별효과 실험을 수행하였다. 상사 용융물 실험 결과, 원자로 하부에 냉각수가 존재하는 경우 mm 크기의 간극이 형성됨과 용융물과 반구의 냉각은 간극 내부에서 냉각수의 비등 열 제거에 의해 결정됨

고온 상사 용융물을 이용하여 LAVA와 대형 용융물 실험 및 소형 UO₂ 용융물 실험을 수행하여 노내 간극 냉각의 실현 가능성을 실험적으로 입증하였으며, 실험 결과를 토대로 실제 사고 경우를 해석하기 위한 해석 모델을 개발하였다. 또한 원자로용기 하반구 내벽의 간극 모형에 대한 임계 열유속 및 비둥 열전달 기구에 대해 CHFG 실험과 일련의 개별효과 실험을 수행하였다. 상사 용융물 실험 결과, 원자로 하부에 냉각수가 존재하는 경우 mm 크기의 간극이 형성됨과 용융물과 반구의 냉각은 간극 내부에서 냉각수의 비등 열 제거에 의해 결정됨을 확인하였다.CHPG 실험 결과, 반구형 소형 간극에서 임계열유속은 국부적인 비등에 의해서보다는 간극 입구에서 냉각수의 유임이 제한되는 CCFL 현상에의해 지배됨을 확인하였고 이를 임계 열속이라고 정의하였으며, 실험결과를 토대로 상관식을 개발하였다. CHFG 상관식을 이용하여 냉각선도에 대한 모델을 작성하여 실제 원전 사고 경위에서의 간극 냉각 가능성을 평가하였다. 실험 연구와 더불어 원자로 하부 반구내의 노심용융물의 거동뿐만아니라 경계조건에 따라 원자로 내부 및 내외벽의 냉각을 해석하기 위하여 LILAC 코드를 개발하였다. 노내 노심용융물의 냉각쟁점을 해결하기 위해서는 본 연구의 간극 냉각뿐만 아니라 보다 광범위한 노내 냉각기구에 대한 접근이 필요하며, 미래 원전의 경우 중대사고 대처 방안으로 IVR 설계 개념을 고려하고 있다. 대표적인 대처 방안으로 노내 인위적인 간극 구조물을 이용한 냉각과 반구 내외벽 동시 냉각을 들 수 있다. 이에 대한 타당성 검토 실험을 수행하여 효과적인 노심용용물의 노내 냉각이 이루어졌음을 입증하였다. 그러나 이들 설계 개념을 미래원전에 직접 적용하기 위해서는 많은 연구가 이루어져야 하며, 2단계 연구에서 실증 실험을 수행할 계획이다

Abstract ▼

A research program, called SONATA-lV(Simulation of Naturally Arrested Thermal Attack In-Vessel), has been performed to verify the gap cooling mechanism of cerium in the lower plenum, and to develop management and mitigation strategies under severe accident conditions. For the proof-of-principles exp

A research program, called SONATA-lV(Simulation of Naturally Arrested Thermal Attack In-Vessel), has been performed to verify the gap cooling mechanism of cerium in the lower plenum, and to develop management and mitigation strategies under severe accident conditions. For the proof-of-principles experiment, the LAVA(Lower-plenum Arrested Vessel Attack)experiments have been performed to gather proof of gap formation and to evaluate the gap effect on in-vessel cooling, using A1₂O₃/Fe (or A1₂O₃ only) the rmite melt as cerium simul ant. And also the CHPG(Critical Heat Flux in Gap) experiments have been performed to measure the critical power and to investigate the inherent cooling mechanimn in the hemispherical narrow gap. In addition to the experiments, LILAC code was developed to analyze and predict the thermo-hydraulic phenomena of the cerium relocated in the reactor lower plenum. It could be found from the LAVA and CHFG experimental results that continuous gap ranged from 1 to 5 mm was formed and that maximum heat removal capacity through a gap is a key factor in determining the potentials of the integrity of the vessel. After all the possibility of IVR(In-vessel corium Retention) through gap cooling highly depends on the melt relocated into the lower plenum and the gap size. So, feasibility experiments have been performed for the assesment of improved IVR concepts using an internal engineered gap device and a dual strategy of In/Ex-vessel cooling using the LAVA facility. It is preliminarily concluded that these cooling measures lead to an enhanced cooling of the cerium in the lower plenum of the reactor vessel. The additional studies will be performed to verify the quantitative heat removal capacity for these cooling measure in the $2^{nd}$ phase of mid- and ling term project period

목차 Contents

• 제 1 장. 서론...36
• 제 2 장. 국내ㆍ외 기술 개발 현황...40
• 제 1 절. 국내외 중대사고 연구 동향 및 여건의 변화...40
• 1. 외국의 중대사고 연구 동향...41
• 2. 국내의 중대사고 연구 동향...52
• 제 2 절. 원자로 노내 노심용융물 냉각 연구 현황...55
• 제 3 장. 연구 개발 수행 내용 및 결과...60
• 제 1 절. 고온 노심 용융물 실험 연구...60
• 1. LAVA 실험...60
• 2. LAVA 대형 용융물 실험...88
• 3. 소형 UO$UO_2$ 용융물 실험...106
• 4. 노내 내부 간극 냉각 실험의 분석...115
• 제 2 절. 원자로 반구 간극응 통한 냉각 기구 실험 연구...130
• 1. CHFG 간극 냉각 기구 실험...132
• 2. 간극 냉각 개별 효과 실험...149
• 3. 간극을 통한 냉각 기구 및 모델 개발...190
• 제 3 절. 노내 노심용융물 냉각 해석 코드 (LILAC) 개발...208
• 1. 노심 용융풀 해석 모델(MELTPOOL Model)...208
• 2. 노심 파편층 해석 모델(MELTPROG Model)...241
• 3. 노내 노심용융물의 냉각 특성 해석...271
• 제 4 절. 중대사고 실험 계측 기술 개발...300
• 1. 초음파를 이용한 간극 측정 기술 개발...300
• 2. 초음파를 이용한 고온 계측 기술...333
• 3. 용기의 변형 및 기타 계측 기술...353
• 4. 초음파 계측 기술의 산업체 활용...368
• 제 5 절. 노내 중대사고 경위 해석 및 노내 사고관리 전략...372
• 1. 중대사고 노내 사고관리 전략...372
• 2. SCDAP/RELPA5를 이용한 노내냉각 사고관리 전략평가...387
• 3. 대표적인 원전 사고에 대한 간극 냉각 가능성 평가...417
• 제 6 절. 노내 노심용융물 냉각 향상을 대처 방안...429
• 1. 고온 용융물 원자로 외벽 냉각 실험...430
• 2. 노내 냉각을 위한 노내외 동시 냉각 실험...440
• 3. 원자로 용기 하부 반구 내부의 인위적 간극 실험...447
• 4. 노내 노심용융물 냉각 개선 방안에 관한 연구 결과 종합...452
• 제 7 절. RASPLAV/MASCA 국제 공동 연구...455
• 1. 연구 배경...455
• 2. RASPLAV 주요 연구 내용 및 결과...456
• 3. MASCA 주요 연구 내용 및 결과...473
• 4. 종합결과 고찰 및 활용 방안...475
• 제 4 장. 연구 개발 목표 달성도 및 대외 기여도...480
• 제 5 장. 연구 개발 결과의 활용 계획...492
• 재 6 장. 참고 문헌...496
• 부록 : 발표 논문 및 기술보고서 목록...516