초록 ▼

가압경수로와 가압중수로의 열수력 및 중대사고 안전성과 관련하여 다음 연구를 체계적으로 수행하였음.
1) APR1400/OPR1000 핵심 시나리오 열수력 종합효과실험 DB 구축: 아틀라스(ATLAS)를 이용한 LBLOCA, DVI관 파단, SBLOCA 실험 수행 및 OECD 국제표준문제평가(ISP-50번) 주관
2) 고정밀 열수력 전산수치해석 기술개발: 다차원 3-Field 2상유동에 대한 수치해법 개발 및 기기해석모듈 CUPID로의 구현
3) 차세대 안전해석 핵심 요소기술 확보를 위한 주요 열수력 개별현상의 고정밀

가압경수로와 가압중수로의 열수력 및 중대사고 안전성과 관련하여 다음 연구를 체계적으로 수행하였음.
1) APR1400/OPR1000 핵심 시나리오 열수력 종합효과실험 DB 구축: 아틀라스(ATLAS)를 이용한 LBLOCA, DVI관 파단, SBLOCA 실험 수행 및 OECD 국제표준문제평가(ISP-50번) 주관
2) 고정밀 열수력 전산수치해석 기술개발: 다차원 3-Field 2상유동에 대한 수치해법 개발 및 기기해석모듈 CUPID로의 구현
3) 차세대 안전해석 핵심 요소기술 확보를 위한 주요 열수력 개별현상의 고정밀 실험 및 물리적 모델 개발: 계면 면적 수송, 액적 거동, 다차원 유동 등
4) 노심 열수력 안전특성 규명을 위한 상세 측정, 실험 DB 구축 및 모델 평가: 임계열유속 및 재관수 열전달
5) 노심 용융물 위해도 실증 실험 및 쟁점 해결 기술 개발: 원자로물질을 이용한 증기폭발 실험 및 OECD-SERENA 프로젝E 주관
6) 중수로 안전성 최적평가 기반 기술 개발: WIMS-CANDU 개발, 변형 핵연료 채널 해석 방법론 개선 등
본 대과제 보고서에는 주요 내용만을 요약하며, 세부적인 사항은 별책으로 발행되는 세부과제보고서에 상세하게 기술되어 있다.
(출처:요약서 5p)

Abstract ▼

N. Research Results
(1) Sub-Project No. 1
• 15 integral effect tests to simulate the reflood phase of LBLOCA
• 8/10 tests to simulate DVI line/ cold leg break SBLOCA
• Management of an OECD/NEA international standard problem (ISP-50) with 50% DVI line break SBLOCA data
• Joint m

N. Research Results
(1) Sub-Project No. 1
• 15 integral effect tests to simulate the reflood phase of LBLOCA
• 8/10 tests to simulate DVI line/ cold leg break SBLOCA
• Management of an OECD/NEA international standard problem (ISP-50) with 50% DVI line break SBLOCA data
• Joint management of a domestic standard problem (DSP-01) with KINS
(2) Sub-Project No. 2
• Development of a multi-dimensional two-fluid, three-field model and its constitutive equations
• Development of a numerical solution method for two-phase flow on unstructured grids
• Development of a component T /H analysis module (named CUPID)
• V&V (Verification and Validation) of the CUPID mudule under progress
(3) Sub-Project No. 3
• Developments of interfacial area transport (IAT) models for dispersed bubblly flow and the evaluation of their applicability
• Detailed analysis of local characteristics of multi-dimensional two-phase flow behavior in a pool and rod bundle
• Development of physical models for special heat transfer phenomena near critical pressure conditions
• Development of droplet behavior model: Evaluation of reflood heat transfer
(4) Sub-Project No. 4
• 9 Tests for the fuel-coolant interaction at reactor-like conditions
• Pre-post calculations for FCI tests and sensitivity analysis
• Achievement and in-progress of the OECD SERENA projects
• Analysis of layer inversion and construction of the test facility
• Evaluation of 2D MCCI experimental data and principle experiment for ex-vessel corium cooling
(5) Sub- Project No. 5
• Development of lattice code (WIMS-CANDU) Ver. 1 .5
• Assessment of neutronic effect on eccentric fuel within the crept pressure tube
• Development of reactor physics/thermalhydraulics coupled module (WIMS/RFSP & RFSP/NUCIRC coupled module)
• Development of CFD analysis model/CATHENA code benchmark model and validation against CS28 experiments
(출처:SUMMARY 12~13p)

목차 Contents

• 표지 ... 1
• 제출문 ... 3
• 보고서 요약서 ... 5
• 요약문 ... 7
• SUMMARY ... 11
• CONTENTS ... 15
• 목차 ... 17
• 표목차 ... 19
• 그림목차 ... 21
• 주요 약어 ... 23
• 제1장 연구개발과제의 개요 ... 24
• 제1절 기술의 성격 및 세부과제 구성 ... 24
• 제2절 연구개발의 필요성 ... 26
• 1. 기술적 측면 ... 26
• 2. 경제적 측면 ... 27
• 3. 사회적 측면 ... 27
• 제3절 연구개발의 목표 ... 29
• 제2장 국내외 기술개발 현황 ... 30
• 제1절 국외 현항 ... 30
• 제2절 국내 현황 ... 31
• 1 . 과제 착수 시점의 국내 현황 ... 31
• 2. 선진국 대비 기술 수준 ... 32
• 제3장 연구개발 수행 내용 및 결과 ... 33
• 제1절 연구 추진 방법 ... 33
• 1 . 연구 추진 전략 ... 33
• 제2절 세부과제별 연구 내용 및 결과 ... 36
• 제3절 특기 사항 ... 41
• 1 . OECD/NEA SERENA 국제공동연구 프로젝트 주관 ... 41
• 2. ATLAS 장치의 효율적 운영 및 OECD 국제 표준문제 평가(ISP) 주관 ... 42
• 3. 개발 기술과 인프라의 산업체 및 규제 활용의 지속 확대 ... 43
• 4. 국제 협력 기반의 획기적 강화 ... 44
• 5. 다수의 대내외 수상 및 인 증 ... 46
• 6. 기타 특기 사항 ... 47
• 제4장 연구개발 목표 달성도 및 관련 분야 기여도 ... 49
• 제1절 연구개발 목표 달성도 ... 49
• 제2절 관련 분야 기여도 ... 51
• 제5장 연구개발 결과의 활용 계획 ... 52
• 1. ATLAS 실험제계 및 데이터 ... 52
• 2. 고정밀 다차원 해석 기술 ... 52
• 3. 핵심 열수력 개별 현상 고정밀 실험 데이터 및 모델 ... 53
• 4. 실제 원자로 물질을 이용한 실험 및 계측 자료를 이용한 해석 모델 ... 53
• 5. 중수로 노물리 격 자코드(WIMS-CANDU)와 핵 연료채널 안전성 평가기술 ... 53
• 제6장 연구개발과정에서 수집한 해외과학기술정보 ... 55
• 제7장 참고문헌 ... 56
• 부록: 관련 분야 국제 연구 프로그램 ... 57
• 끝페이지 ... 78