초록 ▼

APR1400 안전계통의 신설계개념의 사전 타당성 조사 평가를 위하여 코드해석 및 축소모의 예비실험과 엔지니어링적인 측면에서 영향 평가 작업등을 수행하였다. 주요 수행 내용은 다음과 같다.
1. Fluidic Device 주입시간 연장방안 및 N2 Gas 조기유입 차단방안 평가
- 1/3.7-Scale 검증실험장치 제작설치
- FD 주입시간연장 예비방안수립 및 예비 성능검증실험
- N2 가스혼입지연방안 평가실험등을 수행하여 가능성이 타당함을 보임
2. 직접주입방식과 저온관주입방식의 적정성 평가 및 예비방안

APR1400 안전계통의 신설계개념의 사전 타당성 조사 평가를 위하여 코드해석 및 축소모의 예비실험과 엔지니어링적인 측면에서 영향 평가 작업등을 수행하였다. 주요 수행 내용은 다음과 같다.
1. Fluidic Device 주입시간 연장방안 및 N2 Gas 조기유입 차단방안 평가
- 1/3.7-Scale 검증실험장치 제작설치
- FD 주입시간연장 예비방안수립 및 예비 성능검증실험
- N2 가스혼입지연방안 평가실험등을 수행하여 가능성이 타당함을 보임
2. 직접주입방식과 저온관주입방식의 적정성 평가 및 예비방안 평가
- DVI 방식과 CLI 방식 MARS비교평가
- 유동장 세부 특성 CFD 평가 계산 수행
- DVI ECC Bypass 저감방안제시, SIT, HPSI 용량 평가 수행
3. 원자로냉각재 확장 압력경계 설계개념 대체 타당성 평가
4. 안전계통 열교환기 대체설계 및 펌프의 모터 냉각방식 변경 타당성 평가
- 열교환기 제거 및 공유개념 수립/평가
- 열교환기 이차측 유동불안정방지방안
- 계통운전성 검토
5. 원자로 용기 외벽냉각 방법 최적화에 대한 타당성 평가
- 외벽냉각 NC Gas Effect 평가, IRWST고도 재조정 등 피동형방안검토

Abstract ▼

The new narrow gap between the core barrel and the additional dual core barrel plays a role of a downward ECC flow channel. The dual core barrel design is applicable for the loop allocation of 3-loop or 4-loop geometry. The relative azimuthal angle of the direct vessel injection (DVI) nozzle from th

The new narrow gap between the core barrel and the additional dual core barrel plays a role of a downward ECC flow channel. The dual core barrel design is applicable for the loop allocation of 3-loop or 4-loop geometry. The relative azimuthal angle of the direct vessel injection (DVI) nozzle from the broken cold leg is a considerable parameter. The azimuthal angle reallocation to shift the DVI nozzle from a cold leg to a hot leg is a considerable design concept to avoid a high suction flow zone of broken cold leg when the ECC water is injected. The test results show that the azimuthal injection angle is an effective parameter to reduce the ECC direct bypass. The elevation of the injection nozzles is also an important parameter to reduce the ECC direct bypass. The low DVI elevation is applicable design feature to prevent a core reheating of a LBLOCA. But, the peak cladding temperature violates the LOCA limit of 1200 K during DVI line break. Thus, the low elevation DVI feature is generally not an applicable design for the advanced DVI system.
Several preliminary design concepts were drawn out for the performance improvement of APR1400 SIT such as "control port modification design", "supply port modification design", "vortex enhancing device design", etc. In the case of the control port modification design plan, comparing with the standard design, the total discharge time was extended and the initial gas discharge time was delayed, thus the feasibility of the design plan was verified.
We evaluated the design requirements related with two alternation designs. The evaluation results showed the application of two proposals by elimination of ERCPB design concept applied in Shutdown Cooling System (SCS) satisfied the design requirement. Also, the elimination of isolation valve related with ERCPB design concept gave economical benefits. But, before applying the alternation design proposals in system design, it is needed to review the overall design effect evaluation, detailed safety and economic analysis of that situation.
As a results of the evaluation, the IRWST elevation change has an advantage of minimum operator action, only opening the related valves for ERVC, but requires to rearrange the components and structures in containment and to perform again the structural analysis due to the change of IRWST height and sizing. A dousing tank installation for ERVC is expected to reduce the cost burden in spite of upper containment design change because it can simplify the containment spray system design and can provide the storage water for passive flooding system.
The new design concept is optimized and designed to be satisfied with thermal performance and system function though the use of SCHX that shares the function of mini-flow heat exchanger instead of using mini-flow heat exchanger. There are two method of heat removal method, where heat is generated by motor, coil and so forth on. One is water cooling method and the other is air cooling method, respectively. In case of using the water cooling method, extra Component Cooling Water System (CCWS) is needed. Also the maintenance is needed because there is a possibility of corrosion caused by cooling water. Moreover leak detection system could be required to prevent cooling water leakage to acquire the system reliability. Therefore, design concept changing cooling method of SCP from the water cooling method to air cooling method is validated, and as a result of a validation, thermal load compatible with auxiliary facility design was calculated and suggested.
The RELAP5 results on the coolant natural circulation mass flow rate in the gap between the outer reactor vessel and the insulation material have shown that 25 % and 70 % increases in the small gap area lead to an approximately 10.6 % and 13.8 % increases in the coolant natural circulation mass flow rate, respectively, at 100 % heat flux condition of the MAAP4 results. 25 % and 70 % increases in the small gap area lead to an approximately 11.4 % and 15.4 % increases in the coolant natural circulation mass flow rate, respectively, at 200 % heat flux condition. 25 % and 70 % increases in the small gap area lead to an approximately 15.2 % and 19.4 % increases in the coolant natural circulation mass flow rate, respectively, at 300 % heat flux condition. It is concluded that a 25 % increase in the small gap area between the outer reactor vessel and the insulation material leads to an approximately 11-15 % increase in the coolant natural circulation mass flow rate. An increase in the heat flux to the reactor vessel leads to an increase in the coolant natural circulation mass flow rate. An increase rate of the coolant natural circulation mass flow rate in the gap area increase from 25 % to 70 % is less than that in the gap area increase from 0 % to 25 %.

목차 Contents

• 제 1 장 연구개발 과제의 개요...21
• 1.1 과제 개요...21
• 1.2 연구개발의 목적 및 범위...21
• 1.3 연구개발의 필요성...24
• 제 2 장 국내외 기술개발 현황...27
• 제 3 장 연구개발수행 내용 및 결과...29
• 제 3.I 절 안전주입수 직접주입방식의 타당성평가...29
• 3.I.1 목적 및 기대 효과...29
• 3.I.2 개선배경 및 현 설계 현황...30
• 3.I.3 신 설계개념 세부 내용...32
• 3.I.4 신 설계개념 주요 평가결과 요약...45
• 3.I.5 향후 수행 내용 및 활용계획...45
• 제 3.II 절 안전주입탱크 유량조절기 성능개선 및 N2 Gas 혼입방지 설계...46
• 3.II.1 목적 및 기대효과...46
• 3.II.2 현 설계 현황 및 개선배경...48
• 3.II.3 신 설계개념 세부 내용...53
• 3.II.4 신 설계개념 주요 평가결과...58
• 3.II.5 향후 수행 내용 및 활용계획...72
• 제 3.III 절 원자로냉각재 화장압력경계 설계개념 대체 타당성 평가...73
• 3.III.1 목적 및 기대효과...73
• 3.III.2 개선배경 및 현 설계현황...73
• 3.III.3 신 설계개념 세부 내용...90
• 3.III.4 신 설계개념 주요 평가결과...94
• 제 3.IV 절 안전계통 최소우회유량 열교환기 대체설계 및 펌프 냉각방식 변경적정성평가...99
• 3.IV.1 목적 및 기대효과...99
• 3.IV.2 개선배경 및 현 설계 현황...100
• 3.IV.3 신 설계개념 세부 내용...109
• 3.IV.4 신 설계개념 주요 평가결과...117
• 3.IV.5 평가 결과 및 결론...134
• 제 3.V 절 피동형 원자로용기 외벽냉각 타당성...135
• 3.V.1 목적 및 기대효과...135
• 3.V.2 개선배경 및 현 설계 현황...135
• 3.V.3 신 설계개념 세부 내용...140
• 3.V.4 신 설계개념 주요 평가결과...162
• 3.VI 절 원자로용기 외벽냉각 향상방안 Gap Effect...164
• 3.VI.1 목적 및 기대효과...164
• 3.VI.2 개선배경 및 현 설계 현황...166
• 3.VI.3 세부 연구내용 및 RELAP5 입력모델...168
• 3.VI.4 신 설계개념 주요 평가결과...172
• 제 4 장 목표달성도 및 관련분야에의 기여도...174
• 4.I 연구개발 목표 및 달성도...174
• 4.I 관련 분야에의 기여도...174
• 제 5 장 연구결과의 활용 계획...176
• 5.I 안전주입수 직접주입방식의 타당성 평가...176
• 5.II 안전주입탱크 유량조절기 성능개선 및 N2 Gas 혼입방지 설계...176
• 5.III 원자로냉각재 확장압력경계 설계개념 대체 타당성 평가...177
• 5.IV 안전계통 최소우회유량 열교환기 대체설계 및 펌프 냉각방식 변경 적정성 평가...177
• 5.V 피동형 원자로용기 외벽냉각 타당성...178
• 5.VI 원자로용기 간극평가...178
• 제 6 장 참고문헌...180