초록 ▼

중수로 안전성 해석쳬계， 방법론 및 평가기술을 개발하기 위하여 캐나다 CNSC에서 도출한 GAI와 IAEA에서 추진중에 있는 GSI들을 정리 요약하였다． 이와 더불어 중수로 안전해석에 관련된 다음 항목들에 대한 연구를 수행하였다．
- 원자로 설계／해석에서 기포 반응도의 계산에 대한 신뢰도가 확보하기 위해 이와 관련된 실험 자료들을 활용하여 중수로 노심에 대해서는 POWDERPUFS- V/RFSP를， 격자에 대해서는 다양한 기포 함유율에서 WIMS-AECL과 MCNP-4B 코드를 평가하였다．
- 월성 2/3/4 호기의

중수로 안전성 해석쳬계， 방법론 및 평가기술을 개발하기 위하여 캐나다 CNSC에서 도출한 GAI와 IAEA에서 추진중에 있는 GSI들을 정리 요약하였다． 이와 더불어 중수로 안전해석에 관련된 다음 항목들에 대한 연구를 수행하였다．
- 원자로 설계／해석에서 기포 반응도의 계산에 대한 신뢰도가 확보하기 위해 이와 관련된 실험 자료들을 활용하여 중수로 노심에 대해서는 POWDERPUFS- V/RFSP를， 격자에 대해서는 다양한 기포 함유율에서 WIMS-AECL과 MCNP-4B 코드를 평가하였다．
- 월성 2/3/4 호기의 최종 안전성분석 보고서를 검토하여 중수로에 있어서 사고해석 방법론， 사고시나리오 분류 방법 및 종류와 이용되어온 안전해석 전산 코드 및 그 기능， 해석 분야 및 코드 체계， 해석분야 상호간의 업무 연계를 규명하였다．
- 대형 냉각재 상실 사고시， 핵연료관 및 칼란드리아관의 파손여부 판정을 위해 사고 과도시 감속재 탱크내 칼란드리아관 인접 감속재의 과냉각도를 계산할 수 있는 3차원 CFD 과도해석 모델을 개발하였다．
- CATHENA 코드에 근거한 트립유효범위해석 방법론을 개발하였다． 본 모델은 실제 발전소의 과도현상 모사를 통하여 적용성이 검증되었으며 2가지의 전형적인 감압 및 가압사고에 적용하여 트립유효범위를 성공적으로 생산하였다．
- GOTHIC코드 혼합격납건물 모델을 활용한 다차원 수소분석을 수행하기 위해서， 무 차원 제어쳬적 모델 및 다차원 제어체적모델에서의 최적의 열전달 모델 사용방법과， 다 차원 수소분석 모델링 기법 및 연소해석 기법을 개발하였다． 또한 화염가속 및 폭연－폭발 천이가능성을 평가할 수 있는 방법론을 개발하였다.

Abstract ▼

To develop CANDU safety analysis system, methodology, and assessment technology, GAIs from CNSC and GSIs drived by IAEA are summarized. Furthermore, the following safety items are investigated in the present study.
- It is intended to secure credibility of the void reactivity in the stage of nuc

To develop CANDU safety analysis system, methodology, and assessment technology, GAIs from CNSC and GSIs drived by IAEA are summarized. Furthermore, the following safety items are investigated in the present study.
- It is intended to secure credibility of the void reactivity in the stage of nuclear design and analysis. The measurement data concerned with the void reactivity were reviewed and used to assess the physics code such as POWDERPUFS-V/RFSP, and the lattice code such as WIMS-AECL and MCNP-4B.
- Reviewing the Final Safety Analysis Report for Wolsong- 2/3/4 Units, the safety analysis methodology, classification for accident scenarios, safety analysis codes, their interface, etc. were examined.
- THe development of 3D CFD transient analysis model has been performed to Predict local subcooling of the moderator in the vicinity of Calandria tubes in a CANDU-6 reactor in the case of Large LOCA transient.
- The trip coverage analysis methodology based on CATHENA code is developed. The simulation of real plant transient showed good agreement. The trip coverage map was generated successfully for two typical depressurization and pressurization event
- The multi-dimensional analysis methodology for hydrogen distribution and hydrogen burning phenomena in PHWR containment is developed using GOTHIC code. The multi-dimensional analysis Predicts the local hydrogen behaviour compared to the lumped parameter model.

목차 Contents

• 제 1 장 서론...19
• 제 1 절 연구 목적 및 필요성...19
• 제 2 절 연구 내용 및 범위...20
• 제 3 절 연구 결과 및 활용...21
• 제 2 장 중수로 고유 안전 현안(GAI) 종합대책 수립...23
• 제 1 절 서론...23
• 제 2 절 본론...24
• 제 3 절 결론...52
• 제 3 장 중수로 안전해석체계 개선 및 구축...55
• 제 1 절 냉각재 상실사고시 기포 반응도 계산 체계 개선...55
• 제 2 절 현황분석 및 안전해석 방법론 설정...88
• 제 3 절 감속재 3차원 열수력 해석 방법론 구축...116
• 제 4 절 트립유효범위 분석방법론 개발...138
• 제 5 절 중수로 격납건물 다차원 수소분석 방법론 개발...192
• 제 4 장 요약...231