초록 ▼

원자력안전규제기술개발 단년도 과제로서 최근 인허가 과정에서 독립적인 규제 검증을 위해 시급히 혹은 중장기적으로 연구개발이 필요한 다음 4개 세부과제에 대해 연구를 수행하였으며, 주요 연구결과는 아래와 같음.
○ 신규 도입 설비의 안전성 평가기술 개발
- 신규 도입설비(PAFS, DVI+, 확장노심, 판형 핵연료 등)의 안전 중요도 평가
- 신규설비 안전성 평가 필요기술 (계통거동, 수조 응축거동, 노심 유동분포 등) 확보
- 피동 안전설비 성능평가 기술의 검증 방법 개발
○ 국부 열수력 현상의 CFD 정밀

원자력안전규제기술개발 단년도 과제로서 최근 인허가 과정에서 독립적인 규제 검증을 위해 시급히 혹은 중장기적으로 연구개발이 필요한 다음 4개 세부과제에 대해 연구를 수행하였으며, 주요 연구결과는 아래와 같음.
○ 신규 도입 설비의 안전성 평가기술 개발
- 신규 도입설비(PAFS, DVI+, 확장노심, 판형 핵연료 등)의 안전 중요도 평가
- 신규설비 안전성 평가 필요기술 (계통거동, 수조 응축거동, 노심 유동분포 등) 확보
- 피동 안전설비 성능평가 기술의 검증 방법 개발
○ 국부 열수력 현상의 CFD 정밀해석기술 개발
- CFD기술을 활용한 원전기기/계통의 정밀해석 방법론 개발
- 주요 단상/다상 열유동장 Benchmark를 통한 CFD 해석의 검증방법론 개발
- 원전계통해석코드(MARS)와 국부해석코드(CFD)의 연계해석기술 개발
○ 설계기준사고 및 설계기준초과사고의 안전성 평가기술 개발
- 노심해석-계통해석-격납용기 검증코드 종합 연계체계 구축
- MARS-KS 코드의 열수력 모델 불확실도 분석방법론 개선
- 출력증강 원전의 안전해석 현안 해결기술 개발
○ ECCS 성능기준 평가기술 개발
- ECCS 성능기준 및 RIA 허용기준의 규제현황 조사, 분석
- ECCS 성능평가 방법론의 개선 및 개발

Abstract ▼

○ Development of Safety Evaluation Capability on New Design Features
- Evaluation for Safety Importance of the new design features including PAFS, DVI+, Expanded reactor core, and Plate-type Fuel
- Development of the required technologies for the safety evaluation of the new design features ba

○ Development of Safety Evaluation Capability on New Design Features
- Evaluation for Safety Importance of the new design features including PAFS, DVI+, Expanded reactor core, and Plate-type Fuel
- Development of the required technologies for the safety evaluation of the new design features based on the safety importances
- Validation of the evaluation technology for Passive Auxiliary Feedwater System and Evaluation the performance of PAFS of the actual plants
○ Development of a High-Resolution Analysis Technology for Local Thermal-Hydraulic Phenomena
- Development of a high-resolution analysis methodology for the major components/system of nuclear plants using CFD codes
- Development of an assessment methodology for CFD codes in the major single- or multi-phase thermal-hydraulic analysis
- Development of a coupled analysis technology with the system code and CFD codes
○ Development of Safety Evaluation Technology for Beyond Design Basis Accidents
- Development of a comprehensive code coupling system for thermal hydraulics, reactor dynamics, system behaviors, containment of major beyond design basis accidents
- Improvement of thermal- hydraulics models in MARS-KS code
- Development of the technology solving safety assessment issues on operating power nuclear reactors
○ Development of Evaluation Technologies on ECCS Acceptance Criteria
- Investigation on the current regulation status of ECCS performance criteria and RIA acceptance criteria
- Development and Improvement of Evaluation technologies on ECCS Performance

목차 Contents

• 표지 ... 1
• 제출문 ... 3
• 보고서 요약서 ... 5
• 요약문 ... 7
• SUMMARY ... 12
• CONTENTS ... 17
• 목차 ... 19
• 표목차 ... 21
• 그림목차 ... 22
• 제 1 장 연구개발과제의 개요 ... 27
• 제 1 절 연구개발의 필요성 ... 27
• 제 2 절 연구개발의 목적 및 범위 ... 28
• 제 2 장 국내ㆍ외 기술개발 현황 ... 30
• 제 1 절 국내 현황 ... 30
• 제 2 절 국외 현황 ... 33
• 제 3 장 연구개발수행 내용 및 결과 ... 37
• 제 1 절 신규 도입 설비의 안전성 평가기술 개발 ... 37
• 1. 개 요 ... 37
• 2. 신규설비의 안전 중요도 평가 ... 37
• 3. 신규설비 안전성 평가 필요기술 확보 ... 43
• 4. 피동 안전설비 성능평가 기술의 검증 방법 개발 ... 56
• 제 2 절 국부 열수력 현상의 CFD 정밀해석기술 개발 ... 64
• 1. 개 요 ... 64
• 2. CFD기술을 활용한 원전기기/계통의 정밀해석 방법론 개발 ... 64
• 3. 주요 단상/다상 열유동장 Benchmark를 통한 CFD 해석의 검증방법론 개발 ... 80
• 4. 원전계통해석코드(MARS)와 국부해석코드(CFD)의 연계해석기술 개발 ... 92
• 제 3 절 설계기준사고 및 설계기준초과사고의 안전성 평가기술 개발 ... 99
• 1. 개 요 ... 99
• 2. 노심해석-계통해석-격납용기 검증코드 종합 연계체계 구축 ... 99
• 3. MARS-KS 코드의 열수력 모델 불확실도 분석방법론 개선 ... 112
• 4. 출력증강 원전의 안전해석 현안 해결기술 개발 ... 120
• 제 4 절 ECCS 성능기준 평가기술 개발 ... 131
• 1. 개 요 ... 131
• 2. ECCS 성능기준 및 RIA 허용기준의 규제현황 조사, 분석 ... 131
• 3. RIA 허용기준의 규제현황 조사, 분석 및 검증계산체계 개발 ... 138
• 4. ECCS 성능평가 방법론의 개선 및 개발 ... 147
• 제 4 장 목표달성도 및 관련분야에의 기여도 ... 158
• 제 1 절 목표달성도 ... 158
• 제 2 절 관련분야 기여도 ... 166
• 제 5 장 연구개발결과의 활용 계획 ... 168
• 제 6 장 연구개발과정에서 수집한 해외과학기술정보 ... 169
• 제 7 장 참고문헌 ... 170
• 서지정보양식 ... 175
• BIBLIOGRAPHIC INFORMATION SHEET ... 176
• 수정ㆍ보완 요구사항 반영내역 ... 178
• 끝페이지 ... 178