초록 ▼

${\bullet}$ 원자로 후기 냉각수 주입 개별효과 실험으로 ELIAS 실험장치를 구축하여 종횡비, 냉각수조건 등에 따른 실험 결과에 대한 data base를 구축함. 냉각수 주입에 의해 용융물 층 상부로 열제거가 이루어져 원자로 용기 하부 열 집중 현상을 완화할 수 있음.
${\bullet}$ 원자로 외벽 냉각 단열재 설계 개선을 위해 HERMES 실험을 수행하여 입출구 면적 및 위치 영향을 평가하였으며, 1차원 실험과 해석 통해 순환유량을 결정하였음. "외벽냉각"

${\bullet}$ 원자로 후기 냉각수 주입 개별효과 실험으로 ELIAS 실험장치를 구축하여 종횡비, 냉각수조건 등에 따른 실험 결과에 대한 data base를 구축함. 냉각수 주입에 의해 용융물 층 상부로 열제거가 이루어져 원자로 용기 하부 열 집중 현상을 완화할 수 있음.
${\bullet}$ 원자로 외벽 냉각 단열재 설계 개선을 위해 HERMES 실험을 수행하여 입출구 면적 및 위치 영향을 평가하였으며, 1차원 실험과 해석 통해 순환유량을 결정하였음. "외벽냉각" 사고관리를 위한 냉각 능력의 평가 및 원자로 외벽 단열재 설계를 위한 기본 자료를 제공함.
${\bullet}$ 격납건물 수소제어 상세해석(GASFLOW 분석)은 SBLOCA, LBLOCA 사고경위를 중심으로 살수계통 작동에 따른 수소연소 영향을 평가하였음. 살수계통의 작동은 격납건물 내 자연순환을 촉진시킴으로써 수소연소에 긍정적인 영향을 줌. 격납건물 IRWST내 수소천이 연소(폭발) 평가 결과, 수소농도의 증가에 따라 화염가속 가능성이 높게 나타났으며 실제 사고 조건에 대한 상세 모의를 필요로 하였음.
${\bullet}$ 노내 사고관리를 위한 종합기술배경서 작성으로 "원자로 감압", "원자로 냉각수 주입", `원자로 외벽 냉각"에 대한 기술배경서를 작성하였음. 기존의 중대사고 연구 결과, SCDAP/RELAP5을 이용한 노내 사고 경위의 해석, 본연구의 후기 냉각수 주입과 원자로용기 외벽냉각 실험결과 등을 통하여 이들 사고관리 전략의 긍정적 영향 및 부정적 영향을 분석하였음.
${\bullet}$ 사고관리 전략 수행을 위한 계산 보조 도구로는 본 연구의 실험 및 해석 결과를 토대로 "수소가연성", "노내 냉각 기준", "원자로 외벽 냉각 작동"을 평가하기 위한 해석 프로그램을 개발하였으며, 계측기기의 생존성 및 비정상 계측 신호 처리 및 개선을 위한 ASSA 코드를 개발함. ASSA 코드는 사고관리를 위한 계측기기의 신호 처리를 주 대상으로 하므로 사고 시 신호의 검증 및 사고관리 계산보조 도구의 platform으로 사용될 수 있음.

Abstract ▼

For the optimization of a severe accident management strategy in the domestic nuclear power plants, a technical basis report and computational aid tools were developed in parallel with the experimental and analytical works for the resolution of the uncertain safety issues.
ELIAS experiments were

For the optimization of a severe accident management strategy in the domestic nuclear power plants, a technical basis report and computational aid tools were developed in parallel with the experimental and analytical works for the resolution of the uncertain safety issues.
ELIAS experiments were carried out to quantify the boiling heat removal rate at the upper surface of a metallic layer for precise evaluations on the effect of a late in-vessel coolant injection. T-HERMES experiments were performed to examine the two-phase natural circulation phenomena through the gap between the reactor vessel and the insulator in the APR1400. Detailed analyses on the hydrogen control in the APR1400 containment were peformed focused on the effect of spray system actuation on the hydrogen burning and the evaluation of the hydrogen behavior in the IRWST. To develop the technical basis report for the severe accident management, analyses using SCDAP/RELAP5 code were performed for the accident sequences of the OPR1000.
Based on the experimental and analytical results performed in this study, the computational aids for the evaluations of hydrogen flammability in the containment, criteria of the in-vessel cerium cooling, criteria of the external reactor vessel cooling were developed. An ASSA code was developed to validate the signal from the instrumentations during the severe accidents and to process the abnormal signal. Since ASSA can perform the signal processing from the direct input of the nuclear power plant during the severe accident, it can be platform of the computational aids. In this study, the ASSA was linked with the computaional aids for the hydrogen flammability.

목차 Contents

• 제 1 장 연구 개발 과제의 개요...1
  • 
    제 2 장 국내외 기술 개발 현황...5
  • 
    제 3 장 연구개발 수행내용 및 결과...11
  • 제 1 절 사고관리 능력 향상을 위한 불확실 현상 실험 및 해석....11
    • 1. 용융물 풀 내부 후기 냉각수 주입 영향 평가 실험....11
      • 가. 후기 냉각수 주입 실험 연구 현황....11
        • (1) 금속용융물 층의 열 하중 집중 현상의 평가에 관한 연구....12
          • 
            (2) 금속용융물 층 상부에서 비등 열전달에 관한 실험 연구....14
          나. ELIAS 실험 장치 및 실험 조건....18
        • 
          다. 실험 결과 및 분석....23
        • 
          라. 실험의 결론 및 활용방안....30
        2. 단열재 개선을 통한 냉각 특성 모의 실험 및 해석....32
      • 가. 원자로용기 외벽 냉각 연구 현황....32
        • (1) APR1400 원자로의 단열재 구조 및 원자로용기 외벽냉각 계통....32
          • 
            (2) 관련연구....34
          • 
            (3) 연구의 목적....34
          나. HERMES-HALF 실험 및 해석....36
        • 
          다. T-HERMES-1D 실험....40
        • (1) T-HERMES-1D 실험 장치....41
          • 
            (2) 실험 결과....47
          라. 원자로 외벽 자연순환 1차원 유동 해석 모델 개발....51
        • (1) 해석 방법....51
          • 
            (2) T-HERMES-1D 실험과 1차원 해석 결과의 비교....53
          • 
            (3) 자연순환 유량 결정인자 고찰....56
          • 
            (4) 3차원 실험결과와의 비교....59
          마. RELAP5를 이용한 원자로 외벽 자연 순환 해석....60
        • (1) RELAP5 전산코드 개요 및 입력모델....60
          • 
            (2) 해석결과 및 고찰....61
        3. APR1400에서 중대사고시 살수가 수소 거동에 미치는 영향....68
      • 가. 원자로 살수 계통 특성 및 살수 해석 모델....69
        • (1) GASFLOW 코드의 살수 해석 모델 검증....69
          • 
            (2) APR1400의 살수계통....71
          나. 소형 파단 냉각재 상실사고(SBLOCA)에 대한 수소 거동 분석....73
        • 
          다. 대형 파단 냉각재 상실사고(LBLOCA)에 대한 수소 거동 분석....77
        4. 격납건물 수소제어를 위한 DDT(수소천이폭발) 평가....82
      • 가. 수소 연소 해석을 위한 GASFLOW 코드의 검증....82
        • (1) GASFLOW의 연소 모델....82
          • 
            (2) FLAME 실험 해석....83
          나. APR1400의 IRWST 내 수소 연소 및 화염 가속 평가....92
        • (1) IRWST 내 수소 농도가 12vol%인 경우에 대한 수소 연소 해석....93
          • 
            (2) IRWST 내 수소 농도가 15vol%인 경우에 대한 수소 연소 해석....96
          • 
            (3) IRWST 내 수소 농도가 20vol%인 경우에 대한 수소 연소 해석....99
        5. OECD MASCA 연구 결과 및 활용....103
      • 가. MASCA 실험 내용 및 주요 결과....103
        • 
          나. MASCA 연구 결과의 활용....113
      제 2 절 사고관리 전략 최적화 및 기술배경서 작성....115
    • 1. 노내 사고경위에서 운전원 조치 해석....115
      • 가. 원자로 냉각재 계통 감압 분석....115
        • (1) 소형파단 냉각재 상실사고에 대한 해석결과 및 고찰....118
          • 
            (2) 급수완전상실사고에 대한 해석결과 및 고찰....120
          나. 노내 냉각수 주입 분석....122
        • (1) 소형파단 냉각재 상실사고에 대한 해석결과 및 고찰....122
          • 
            (2) 급수 완전상실 사고에 대한 해석결과 및 고찰....126
        2. 원자로 냉각재 계통 감압 기술배경서....128
      • 가. 개요....128
        • 
          나. 감압 방안....128
        • 
          다. 긍정적 효과....129
        • (1) 저압 안전주입 개시 및 고압 안전주입 유량 증가....129
          • 
            (2) 노심 용융물 고압분출 방지....130
          • 
            (3) 원자로 냉각재 계통 배관의 파손 방지....131
          라. 부정적 영향....132
        • (1) 원자로용기 내에서의 증기 폭발....132
          • 
            (2) 원자로 냉각재 계통 내 냉각재 상실....133
          • 
            (3) 격납건물 과압....133
          • 
            (4) 수소 연소로 인한 격납건물 파손 가능성....134
          • 
            (5) 증기발생기로부터 핵분열 생성물 방출....135
          • 
            (6) 증기발생에 의한 냉각재 재고량 상실....136
        3. 노내 냉각수 주입 기술배경서....137
      • 가. 개요....137
        • 
          나. 냉각수 주입 방안....138
        • 
          다. 긍정적 효과....138
        • (1) 고온의 노심 냉각 회복....138
          • 
            (2) 핵분열생성물 세정....140
          • 
            (3) 핵분열생성물 재증발 방지....140
          라. 부정적 영향....141
        • (1) 고온 노심에 냉각수 주입시 수소 발생....141
          • 
            (2) 냉각수 주입 직후 증기발생기 U튜브 파손....142
          • 
            (3) 격납건물 침수....144
          • 
            (4) 불충분한 비상 노심 냉각수원....144
          • 
            (5) 보조건물 거주성....145
          • 
            (6) 원자로 냉각재 펌프 밀봉 손상....146
        4. 원자로용기 외벽냉각 전략평가 및 기술배경서....147
      • 가. 개요....147
        • 
          나. 원자로용기 외벽냉각 수행방안....148
        • 
          다. 긍정적 효과....150
        • (1) 원자로용기 외벽냉각....150
          • 
            (2) 재순환을 위한 격납건물 수위 확보....151
          • 
            (3) 노외 노심용융물 냉각....152
          • 
            (4) 원자로용기 파손 이후 노외로 방출되는 핵분열생성물의 제거....153
          라. 부정적 영향....153
        • (1) 노외 증기폭발....153
          • 
            (2) 격납건물 살수 작동 시 가연성 기체의 연소 가능성 증가....154
          • 
            (3) 사고 완화에 필요한 냉각수 공급원의 부족....155
          • 
            (4) 핵연료 재장전수 탱크 중력 배수 시 역류에 의한 핵분열생성물 방출....155
      제 3 절 사고관리 계산 보조 도구 개발....157
    • 1. 계측 신호 처리 및 개선 모델(ASSA)의 개발....157
      • 가. 계측기기 생존성 평가와 성능 개선....157
        • (1) 계측기기 생존성 평가 방법론....158
          • 
            (2) 계측기기 생존성 평가 방법론의 단계....159
          • 
            (3) 계측기기 생존성 평가 결과....160
          • 
            (4) 연구 결과 요약....163
          나. 계측기기의 신호처리 및 개선용 ASSA 모듈 개발....163
        • (1) 필요성 및 의미....163
          • 
            (2) 개발 범위....164
          • 
            (3) 중요 모델 및 모듈의 구성....165
          • 
            (4) ASSA 신호처리 시행 및 예....171
          • 
            (5) 신호 분석 및 검증 실험....179
          • 
            (6) 모의실험 등가회로 출력 데이터 분석....180
          • 
            (7) 모의실험 및 신호검증....181
          • 
            (8) 신호 검증을 위한 실제 H/W 실험....185
          • 
            (9) 연구의 효과 및 활용 방안....187
        2. 수소가연성 계산 도구의 개발....189
      • 가. 계산도조 도구의 개발 및 특성....189
        • 
          나. 격납건물 내 화염가속 및 DDT 가능성 평가....189
        • (1) 계산모델....189
          • 
            (2) 계산 상세 절차....195
          • 
            (3) 예제계산....197
          • 
            (4) ASSA 프로그램과의 연계....198
        3. 노내 노심용융물의 냉각 기준의 설정....199
      • 가. 모델 개발의 필요성 및 목적....199
        • 
          나. 해석 모델 및 결과....199
        • 
          다. 사고관리 활용 방안....204
        4. 원자로용기 외벽 냉각 평가를 위한 계산 보조도?속....206
      • 
        (3) 금속용융물 층에 가해지는 열속....208
      • 
        (4) 외벽 냉각을 통한 제거 열속....208
      나. 계산 결과....210
    • 
      다. 계산 보조도구의 활용....212