초록 ▼

III. 연구개발 내용 및 범위
본 과제의 목표는 원자력수소핵심기술개발에 필요한 초고온가스로 핵심설계기술을 개발하는 것이다. 이를 위하여 먼저, 1) 950^oC 출구온도 실증로 노심개념 개발, 2) 냉각 압력용기 적용성 평가기술, 3) 수소생산연계 중간루프계통 평가기술, 4) 고온 구조건전성 평가기술 등을 포함하는 초고온가스로 계통 평가기술을 개발하고, 1) 주요 사고 안전성 평가 및 민감도 해석과 2)리스크/성능 평가 등을 포함하는 안전성입증 평가기술을 개발하며, 마지막으로 1) 노심핵설계 코드, 2) 경

III. 연구개발 내용 및 범위
본 과제의 목표는 원자력수소핵심기술개발에 필요한 초고온가스로 핵심설계기술을 개발하는 것이다. 이를 위하여 먼저, 1) 950^oC 출구온도 실증로 노심개념 개발, 2) 냉각 압력용기 적용성 평가기술, 3) 수소생산연계 중간루프계통 평가기술, 4) 고온 구조건전성 평가기술 등을 포함하는 초고온가스로 계통 평가기술을 개발하고, 1) 주요 사고 안전성 평가 및 민감도 해석과 2)리스크/성능 평가 등을 포함하는 안전성입증 평가기술을 개발하며, 마지막으로 1) 노심핵설계 코드, 2) 경수로 기반 계통성능/안전해석 코드, 3) 고유 원천핵심 계통성능/안전해석 코드, 4) FP/Dust/Tritium 해석코드, 5) 노심 열유체해석 코드, 6) 원자력수소 계통 Layout 평가 코드, 8) 수소폭발해석 모델, 9)노심 내진해석 방법론, 10) 전산유체해석모델의 적용성 검증 등을 포함하는 설계해석코드 및 방법론을 개발하는 연구를 수행한다.

Abstract ▼

Ⅲ. Scopes and Contents of the Project
1. Development of VHTR system evaluation technology :
(1) Core Concepts for 200MWth nuclear hydrogen system with core exit temperature of 950^oC
(2) Feasibility of cooled-vessel
(3) Intermediate loop performance
(4) High temperature stru

Ⅲ. Scopes and Contents of the Project
1. Development of VHTR system evaluation technology :
(1) Core Concepts for 200MWth nuclear hydrogen system with core exit temperature of 950^oC
(2) Feasibility of cooled-vessel
(3) Intermediate loop performance
(4) High temperature structural integrity
2. Development of safety evaluation method :
(1) Safety evaluation of major accidents for reference plant and demonstration plant candidates
(2) Sensitivity study of major accidents
(3) Risk-Informed/Performance-based method
3. Development of design analysis codes :
(1) PIRT
(2) Nuclear design code, MASTER-GCR and CAPP
(3) System system/safety analysis code, MARS-GCR based on LWR analysis code
(4) HTGR specialized system/safety analysis code, GAMMA+
(5) FP/Dust/Tritium analysis code
(6) Seismic analysis method for multi-layered graphite structure
(7) Hydrogen explosion models
(8) Assesment of commercial CFD analysis code
(9) Core thermo-fluid analysis code, CORONA
(10) System layout analysis code, HyPEP

목차 Contents

• 표지 ... 1
• 제출문 ... 3
• 보고서 요약서 ... 5
• 요약문 ... 7
• SUMMARY ... 27
• CONTENTS ... 35
• 목차 ... 37
• 표목차 ... 41
• 그림목차 ... 49
• 제1장 연구 개발 과제의 개요 ... 79
• 제1절 연구 개발의 목표 ... 79
• 제2절 연구개발의 필요성 ... 79
• 제3절 연구개발의 범위 ... 80
• 제2장 국내외 기술 개발 현황 ... 83
• 제1절 국내 기술 개발 현황 ... 83
• 제2절 국외 기술 개발 현황 ... 85
• 제3장 연구개발 수행 내용 및 결과 ... 89
• 제1절 초고온가스로계통 평가기술 개발 ... 89
• 1. 950℃ 출구온도 실증로 노심개념 및 평가기술 개발 ... 89
• 가. 노심출력분포 핵적 모델 및 평가 ... 89
• 나. 중성자 조사량 및 붕괴열 모델 및 평가 ... 104
• 다. 고온가스로 노심설계를 위한 가연성 흡수체 특성 분석 ... 117
• 라. 초고온가스로 노심설계 해석체계 적용성 평가 ... 132
• 마. PMR200 원자로 압력용기에서의 중성자 조사량 계산 ... 142
• 바. 흑연 방사화 분석 (Graphite Activation Analysis) ... 147
• 사. 초고온가스로 심층 연소 시나리오 분석 ... 155
• 2. 냉각압력용기 적용성 평가기술 ... 171
• 가. 내부냉각용기 열유체 모델 및 평가 ... 171
• 나. RCCS 열유체 모델 및 평가 ... 178
• 다. 단열/외부공기냉각 열유체 모델 및 평가 ... 186
• 라. Hybrid RCCS 개념 평가 ... 194
• 마. 냉각압력용기 대안개념 및 성능평가 ... 210
• 바. 초고온가스로 최적설계를 위한 열유체 요소실험 ... 219
• 3. 수소생산연계 중간계통 평가기술 ... 244
• 가. 중간계통 계통 성능해석 모델 ... 244
• 나. 중간계통 계통 성능 및 안전성 평가 ... 247
• 4. 고온구조 건전성 평가기술 ... 253
• 가. 고온구조 크립 해석 방법론 개발 ... 253
• 나. 크립-피로 손상 평가방법 분석 ... 258
• 다. 고온가스로 압력용기 고온 구조 건전성 평가 ... 261
• 제2절 안전성입증 평가기술 개발 ... 269
• 1. 참조원전 및 실증로 후보노심의 주요 사고 안전성 평가 ... 269
• 가. 원자로정지 불능사고 (ATWS) ... 269
• 나. 물유입 사고 해석 ... 272
• 다. 200MWt 페블형 실증로 후보노심에 대한 예비 안전성 평가 ... 273
• 라. 200MWt 블록형 실증로 후보노심 열유체 해석 및 안전성 평가 ... 277
• 2. 주요 사고의 불확실성인자 도출 및 영향평가 ... 285
• 가. 불확실도 인자 도출 ... 285
• 나. 주요 인자 민감도 해석 결과 ... 287
• 3. 초고온가스로 리스크/성능 평가 기술 개발 ... 298
• 가. 초고온가스로 신뢰도 데이터베이스 구축 ... 298
• 나. 피동 (안전) 계통 신뢰도 평가 ... 309
• 다. 기술중립 규제 체제의 적용성 ... 317
• 라. 원자로-IS공정 연계 관련 사고 리스크 평가 방법론 개발 ... 320
• 마. PSA 사고경위 단계 방법론 ... 328
• 바. PSA 사고결말 단계 방법론 ... 335
• 사. PSA 절차 확립 및 시범 적용 ... 340
• 제3절 설계해석코드 개발 및 검증 ... 359
• 1. PIRT (Phenomena Identification and Ranking Table) ... 359
• 2. 노심 핵설계코드 체계구축 및 설계코드 개발 ... 362
• 가. 노심 해설계 코드 체계 구축 ... 362
• 나. 블록형 핵설계 코드 (MASTER-GCR) 개선 ... 363
• 다. 페블형 원자로 해석을 위한 CAPP 코드의 개발 및 검증 ... 367
• 라. 블록형 원자로 해석을 위한 CAPP 코드의 개발 및 검증 ... 401
• 마. McCARD 코드를 이용한 CNPS 수치문제 해석 ... 413
• 바. 초고온가스로 노심분석 및 검증방법론 개발 ... 420
• 3. 경수로기반 계통성능/안전해석코드 (MARS-GCR) ... 457
• 가. 우회유로 모델 민감도 분석 (PMR) ... 457
• 나. 동특성 통합해석 모델 개발 ... 461
• 다. 기기/부품 모델 개발 ... 466
• 4. 고온가스로 특화 계통성능/안전해석 코드(GAMMA+) 개발 및 검증 ... 469
• 가. 층류 대류 열전달 및 자연순환 모델 검증 ... 469
• 나. 열전도 및 복사 열전달 모델 검증 ... 476
• 다. HTR-10 LOFC ATWS 및 CRW ATWS 시험 검증 계산 ... 485
• 라. JAEA HTTR Simulator 저압열전도 시험 검증계산 ... 493
• 마. 계통 성능/안전 해석코드(GAMMA+) 모델 개발 ... 502
• 바. OECD-NEA HTTR LOFC 시험 검증계산 프로젝트 ... 516
• 사. NGNP 350MWth 개념설계에 대한 안전해석 계산 ... 519
• 아. 고온가스로 심층연소(DB-HTR) 안전해석 계산 ... 528
• 자. 초고온가스로 자연/혼합대류 열전달상관식 실험 ... 532
• 5. 핵분열생성물 및 삼중수소 거동의 해석모델 평가 및 검증 ... 575
• 가. TRITGO를 이용한 참조 수소생산계통 삼중수소 분석 ... 575
• 나. MIDAS를 이용한 OGL-1 실험해석 및 핵분열생성물 붕괴현상 모의 ... 588
• 다. 참조원전 P-T 분석 및 일/이차측 냉각재상실사고 선원항 분석 ... 602
• 라. 기체/에어로졸 해석모듈 원형 개발 ... 617
• 마. FP 기체/에어로졸 모델 및 상관식 장착 ... 637
• 바. 삼중수소/흑연분진 모델 및 상관식 장착 ... 647
• 6. 흑연적층구조물 내진해석방법론 ... 671
• 가. 지진하중 전달경로 평가 및 응답분석 방법론 ... 671
• 나. 정현파 하중에 대한 단일블록의 거동특성 평가 ... 675
• 다. 흑연블록 체적변화에 따른 냉각재유로 크기변화 산정방법 ... 684
• 라. 유연블록 모델 개발 ... 690
• 마. 적층흑연블록 내진해석을 위한 예비모델 개발 ... 692
• 바. 흑연 적층 블럭 접촉 해석을 위한 Abaqus 특성 검토 ... 694
• 사. 단일 육각주 흑연 블록의 종방향 충돌/동역학 해석 및 이론 ... 708
• 아. 정현파 하중을 받는 적층 블록의 거동 평가 ... 725
• 자. 사각 블럭의 Rocking 운동 모사를 통한 Abaqus 동역학 해석 검증 ... 742
• 차. PMR200 표준핵연료블록의 동력학 거동 해석 모델 개발 ... 753
• 카. 블록형 초고온가스로 표준핵연료블록 고유진동수 계산 ... 774
• 타. 집중질량 등가모델 내진해석기법 개발 ... 780
• 파. 흑연블록 충돌하중 예측기법 개발 ... 818
• 7. 수소폭발 해석모델 개발 ... 831
• 가. 점화 및 폭발반응 모델 개발 ... 831
• 나. 누출 및 확산모델 개발 ... 844
• 다. 수소폭발 상세해석 모델 및 방법론 개발 ... 850
• 라. 수소폭발 상세해석 모델 검증 ... 865
• 마. 수소폭발 상세해석 방법론의 종합 검증 ... 869
• 8. 열유체 전산유체해석 모델 검증 ... 877
• 가. VHTR 개념문제 벤치마크 ... 877
• 나. 노심 열유체 전산유체해석 모델 및 평가 ... 889
• 9. 노심 열유체 해석 코드 개발 ... 933
• 가. 개요 ... 933
• 나. 열수송 모델 개발 ... 933
• 다. 열수송 모델 평가 및 검증 ... 938
• 라. 병렬 계산능 구현 ... 950
• 마. 참조 노심 평가 ... 953
• 10. 원자력수소 계통 Layout 평가 HyPEP 코드 개발 ... 958
• 가. Table based 열수력 물성치 계산 객체 개발 ... 958
• 나. HyPEP/MARS-GCR 코드 연계 체제 시험 구축 ... 962
• 다. HyPEP/RELAP5 코드 연계 체제 시험 구축 ... 965
• 라. 객체 및 모듈을 사용한 응용 프로그램 개발 ... 972
• 마. 원자력수소생산 Layout 평가코드(HyPEP)와 타코드 연계 ... 981
• 바. 기기 Sizing 모듈 개발 ... 986
• 제4장 목표달성도 및 관련 분야에의 기여도 ... 1004
• 제5장 연구개발 결과의 활용 계획 ... 1010
• 제6장 연구개발 과정에서 수집한 해외과학기술 정보 ... 1012
• 제7장 연구시설∙장비 현황 ... 1014
• 1. Linux Cluster ... 1014
• 2. Windows 기반 PC Cluster ... 1014
• 제8장 참고문헌 ... 1016
• 제1절 초고온가스로계통 평가기술 개발 ... 1016
• 제2절 안전성입증 평가기술 개발 ... 1021
• 제3절 설계해석코드 개발 및 검증 ... 1024
• 서지정보양식 ... 1046
• BIBLIOGRAPHIC INFORMATION SHEET ... 1047