초록 ▼

(1) 세부 1과제: APR1400/OPR1000 핵심사고 열수력종합효과실험
<TEX>${\bullet}$</TEX> APR1400/OPR1000 핵심 시나리오 열수력 종합효과실험 DB 구축: 규제검증코드 평가 및 APR1400 안전특성 확인 실험 30~35회
<TEX>${\bullet}$</TEX> 국내외 표준문제평가 수행
(2) 세부 2과제: 고정밀 열수력 전산수치해석기술 개발
<TEX>${\bullet}$</TEX> 고정밀 열수력 전산수치해석

(1) 세부 1과제: APR1400/OPR1000 핵심사고 열수력종합효과실험
<TEX>${\bullet}$</TEX> APR1400/OPR1000 핵심 시나리오 열수력 종합효과실험 DB 구축: 규제검증코드 평가 및 APR1400 안전특성 확인 실험 30~35회
<TEX>${\bullet}$</TEX> 국내외 표준문제평가 수행
(2) 세부 2과제: 고정밀 열수력 전산수치해석기술 개발
<TEX>${\bullet}$</TEX> 고정밀 열수력 전산수치해석 핵심기술 개발
<TEX>${\bullet}$</TEX> 다차원 기기 열수력 해석 모듈 개발
(3) 세부 3과제: 핵심 열수력 개별현상 고정밀 실험
<TEX>${\bullet}$</TEX> 핵심 열수력 개별현상 상세측정 실험
<TEX>${\bullet}$</TEX> 고정밀 안전해석 '핵심 요소기술' 확보: 국소거동 예측모델 및 노심 안전특성 향상기술
(4) 세부 4과제: 노심용융물 위해도 실증실험 및 쟁점해결기술 개발
<TEX>${\bullet}$</TEX> 원자로용기 열적부하 평가 및 증기 폭발 위해도 정량화
<TEX>${\bullet}$</TEX> 노외 용융물 냉각 기술 개발
(5) 세부 5과제: 중수로 안전성 최적평가 기반기술 개발
<TEX>${\bullet}$</TEX> 중수로 안전평가 노물리 격자코드 개발
<TEX>${\bullet}$</TEX> 노물리-열수력 결합 최적해석방법론 개발
<TEX>${\bullet}$</TEX> 중수로 핵연료채널 해석 기반기술 개발

Abstract ▼

(1) Sub-Project No. 1: Thermal Hydraulic Integral Effect Tests for APR1400/OPR1000 Accidents
<TEX>${\bullet}$</TEX> Establishment of integral effect test database for major scenarios of APR1400/OPR1000 plant: Assessment of regulatory system codes and accomplishment of 30~35 safety val

(1) Sub-Project No. 1: Thermal Hydraulic Integral Effect Tests for APR1400/OPR1000 Accidents
<TEX>${\bullet}$</TEX> Establishment of integral effect test database for major scenarios of APR1400/OPR1000 plant: Assessment of regulatory system codes and accomplishment of 30~35 safety validation tests for APR1400
<TEX>${\bullet}$</TEX> Accomplishment of domestic/international standard problem exercises
(2) Sub-Project No. 2: Development of High-resolution Numerical Simulation Technology for T/H Analysis
<TEX>${\bullet}$</TEX> Development of advanced numerical simulation technology for nuclear T/Hs
<TEX>${\bullet}$</TEX> Development of a component T/H analysis module
(3) Sub-Project No. 3: T/H Experiments for Physical Models Development
<TEX>${\bullet}$</TEX> High-precision separate effect tests for key T/H phenomena
<TEX>${\bullet}$</TEX> Securing key elementary technologies for high-precision safety analysis: Physical models for local T/H behaviors and the reactor core safety enhancements
(4) Sub-Project No. 4: Verification Experiment for Molten Corium Risk Reduction and Technical Development for Resolution of Safety Issues
<TEX>${\bullet}$</TEX> Evaluation technology of reactor vessel thermal load and steam explosion risk
<TEX>${\bullet}$</TEX> Evaluation technology for cooling behavior of ex-vessel corium
(5) Sub-Project No. 5: Development of Realistic Safety Analysis Technology for CANDU Reactors
<TEX>${\bullet}$</TEX> Development of lattice code for CANDU safety assessment
<TEX>${\bullet}$</TEX> Development of a reactor physics/thermal-hydraulics coupled realistic analysis methodology
<TEX>${\bullet}$</TEX> Development of a fundamental technology for a CANDU fuel channel analysis

목차 Contents

• 표지 ... 1
• 제출문 ... 2
• 보고서요약서 ... 4
• 요약문 ... 6
• SUMMARY ... 10
• CONTENTS ... 14
• 목차 ... 16
• 표 목차 ... 18
• 그림 목차 ... 20
• 제 1 장 연구개발 과제의 개요 ... 23
• 제 1 절 기술의 성격 및 세부과제 구성 ... 23
• 제 2 절 연구개발의 필요성 ... 25
• 제 3 절 연구개발의 목표 ... 28
• 제 2 장 국내외 기술개발 현황 ... 29
• 제 1 절 국외 현황 ... 29
• 제 2 절 국내 현황 ... 30
• 제 3 장 연구개발 수행 내용 및 결과 ... 32
• 제 1 절 연구개발 추진 방법 ... 32
• 제 2 절 세부과제별 연구 내용 및 결과 ... 35
• 제 3 절 특기 사항 ... 40
• 제 4 장 연구개발 목표 달성도 및 관련 분야 기여도 ... 48
• 제 1 절 연구개발 목표 달성도 ... 48
• 제 2 절 관련분야 기여도 ... 50
• 제 5 장 연구개발 결과의 활용계획 ... 51
• 제 6 장 연구개발과정에서 수집한 해외과학기술정보 ... 54
• 제 7 장 참고문헌 ... 55
• 부록: 관련 분야 국제 연구 프로그램 ... 56
• 끝페이지 ... 76