초록 ▼

o 노외 증기폭발 위해도 평가 기술 개발
- 원형 원자로 물질 이용 증기폭발 실험자료 생산 및 분석
- 다차원 전산 코드 검증 해석 및 핵심 불확실성 인자 평가
- OECD/NEA 국제공동연구(SERENA 프로젝트) 국내 최초 주관 수행
- 증기폭발에 의한 격납건물 위해도 평가
- 증기폭발성 규명을 위한 물리화학 분석체계 구축
o 노내 노심용융물 원자로 용기 열적 부하 평가
- 원형 원자로 물질 이용 층 역전 실험자료 실험 생산 및 분석
- 층 역전 모의 가능 원자로 용기 열적 부하 평가

o 노외 증기폭발 위해도 평가 기술 개발
- 원형 원자로 물질 이용 증기폭발 실험자료 생산 및 분석
- 다차원 전산 코드 검증 해석 및 핵심 불확실성 인자 평가
- OECD/NEA 국제공동연구(SERENA 프로젝트) 국내 최초 주관 수행
- 증기폭발에 의한 격납건물 위해도 평가
- 증기폭발성 규명을 위한 물리화학 분석체계 구축
o 노내 노심용융물 원자로 용기 열적 부하 평가
- 원형 원자로 물질 이용 층 역전 실험자료 실험 생산 및 분석
- 층 역전 모의 가능 원자로 용기 열적 부하 평가 모듈 개발
- 원자로용기 열적 부하 평가 모듈 검증 및 원자로 용기 열적 부하 평가
o. 노외 노심용융물 제어 기술 개발
- 노심용융물과 콘크리트 반응 (MCCI) 해석체계 구축
- MCCI 국제공동연구 실험자료 입수/평가/적용
- OECD/MCCI-2 국제공동연구 실험 개념 제안 및 채택
- 노심용융물 냉각 원리 실험
o 금속핵연료 초기 용융특성 해석 모델 개발
- 금속핵연료 용융특성 연구자료 분석
- 금속핵연료 초기 용융특성 해석모델 개발

Abstract ▼

Ⅳ. Results
○ The development of the risk evaluation technology by ex-vessel steam explosion
∙Data production and analysis for steam explosion using prototypic material
- Improvement of instrumentation system
- Innovative experimental data production for code validation
- Improvement f

Ⅳ. Results
○ The development of the risk evaluation technology by ex-vessel steam explosion
∙Data production and analysis for steam explosion using prototypic material
- Improvement of instrumentation system
- Innovative experimental data production for code validation
- Improvement for measurement technology of very high temperature and void fraction
- Database construction for 70 times experimental results (Max. in the same area in the world)
∙The validation, verification and application of the FCI code.
- Analysis of Pre and Post calculation for the experiment.
- Code validation and sensitivity Analysis for major parameters
- Containment risk analysis by ex-vessel steam explosion
∙The role as operating agents for OECD/NEA SERENA Project
- Held 3 Times OECD/NEA PRG/MB meeting in Korea
- Joined 17 organizations from 11 countries and exchanged information
- Comparison and Evaluation for KROTOS-TROI experimental results.
- Published the OECD/NEA 10 reports from Korea
- On going writing an integration report.
∙Physical and chemical analysis system construction to see material effect for steam explosion.
- Analysis system construction using SEM and EPMA
- Analysis of break-up characteristics of the particle
- Physical and chemical analysis for particles
○ The development of the reactor vessel thermal load valuation technology by in-vessel corium.
∙Layer inversion analysis for 5 representative severe accident sequences.
- Determination of corium compositions for late phase of 5 severe accident sequences.
- Layer inversion analysis using physical property analysis code.
∙Experiment for layer inversion of oxide and metal mixture
- Definition of the test matrix/Construction and performance test of test facility.
- Data production and analysis of layer inversion using prototypic materials
∙Development/validation/application of the reactor vessel thermal load evaluation module.
- Derivation of improvement items for late phase corium
- Development of the reactor vessel thermal load evaluation module.
- Validation analysis of the reactor vessel thermal load evaluation module
- Evaluation of the reactor vessel thermal load for APR1400
○ The molten corium control technology in an ex-vessel
∙Analysis system construction and Application for MCCI(Molten Corium Concrete Interaction)
- MCCI analysis system construction by introduction of computer codes.
- Experiment data acquisition and evaluation of OECD-MCCI-2 and Code Validation
- Containment integrity evaluation by 2-D MCCI effect.
∙The principle development for molten corium cooling in reactor cavity
- Suggestion and selection of OECD/MCCI test case
- Data production and analysis of principle experiment
○ The model development plan of the metal fuel initial melting
∙Feasibility analysis for the metal fuel initial melting
∙Model development plan of the metal fuel initial melting.

목차 Contents

• 표지 ... 1
• 제 출 문 ... 2
• 보고서 요약서 ... 3
• 요 약 문 ... 4
• SUMMARY ... 8
• CONTENTS ... 12
• 목 차 ... 14
• 표 목 차 ... 16
• 그 림 목 차 ... 17
• 제 1 장 연구개발과제의 개요 ... 20
• 제 1 절 노외 증기폭발 위해도 평가기술개발 ... 20
• 제 2 절 노내 용융물 열적 부하 평가 기술 개발 ... 21
• 제 3 절 노심용융물 냉각 제어기술개발 ... 21
• 제 4 절 금속핵연료 초기 용융특성 해석 모델 개발 ... 21
• 제 2 장 국내외 기술개발 현황 ... 22
• 제 1 절 선진국 연구개발 현황 ... 22
• 제 2 절 국내 연구개발 현황 ... 22
• 제 3 절 선진국 대비 국내 기술 수준 ... 23
• 제 3 장 연구개발 수행 내용 및 결과 ... 24
• 제 1 절 연구 추진 방법 ... 24
• 1. 연구 추진 전략 ... 24
• 제 2 절 연구개발 추진체계 ... 25
• 제 3 절 연구내용 및 연구결과 ... 26
• 1. 노외 증기폭발 위해도 평가 기술 개발 ... 26
• 2. 노심용융물에 의한 원자로용기 열적부하 평가 기술 개발 ... 61
• 3. 이차원 용융물-콘크리트 반응 평가 및 노외 용융물 제어 기술 개발 ... 73
• 4. 금속핵연료 용융사고 해석 전략 수립 ... 83
• 제 4 장 목표달성도 및 관련분야에의 기여도 ... 89
• 제 1 절 연구목표 달성도 ... 89
• 제 2 절 관련분야 기여도 ... 90
• 제 5 장 연구개발결과의 활용계획 ... 91
• 제 1 절 추가연구 필요성 ... 91
• 제 2 절 다른 연구 응용 및 기업화 추진 방안 ... 92
• 제 6 장 연구개발과정에서 수집한 해외과학기술정보 ... 93
• 제 7 장 연구시설ㆍ장비 현황 ... 94
• 제 8 장 참고문헌 ... 95
• 부록 ... 96
• 1. 연구성과 ... 96
• 2. OECD/NEA SERENA 국제공동연구 국내 개최 및 회원국 회의 참석 ... 117
• 3. 국제협력 ... 117
• 4. 기타 ... 118
• 끝페이지 ... 121