초록 ▼

증기폭발 실험 연구를 위해서는 실험자료의 정확한 측정을 위해 계측장치의 개선 및 정밀도 향상 실험이 수행하였으며, 이를 이용하여 대용량의 원자로 물질을 사용하여 연간 3회의 실험 계획 수립하여 수행하였다. 또한, 원자로 물질에 대한 물질효과에 전산코드 해석과 전산 코드의 검증계산을 수행하였다. 증기폭발 실험 및 해석 능력의 국제적 해결을 위해 OECD/NEA SERENA 국제공동연구 추진, 성사시켰으며, 국내 증기폭발 실험 및 해석은 국제공동연구와 연계하여 추진하였다. 또한, 증기폭발 시 물질효과 규명을 위해 물리화학 분석 방법론

증기폭발 실험 연구를 위해서는 실험자료의 정확한 측정을 위해 계측장치의 개선 및 정밀도 향상 실험이 수행하였으며, 이를 이용하여 대용량의 원자로 물질을 사용하여 연간 3회의 실험 계획 수립하여 수행하였다. 또한, 원자로 물질에 대한 물질효과에 전산코드 해석과 전산 코드의 검증계산을 수행하였다. 증기폭발 실험 및 해석 능력의 국제적 해결을 위해 OECD/NEA SERENA 국제공동연구 추진, 성사시켰으며, 국내 증기폭발 실험 및 해석은 국제공동연구와 연계하여 추진하였다. 또한, 증기폭발 시 물질효과 규명을 위해 물리화학 분석 방법론 체계 수립하였으며, 물질효과 규명을 여러 분석 작업을 수행하였다. 노내 노심용융물 열적 부하 평가 기술 개발을 위하여 노심용융물 조성에 따른 열역학 상태도 평가 방법론 수립하고, 이를 원자로 경우에 대한 층 역전가능성을 분석하였다. 또한, 국내 원전의 노심용융물 구성 성분에 따른 층 역전 가능성을 고찰하기 위해 소형의 층 역전 실험장치 구축 후 성능 실험을 수행하였다. 노의 노심용융물 냉각 제어 기술 개발을 위해서는 노심용융물과 콘크리트 반응에 대한 OECD/NEA MCCI 국제공동연구에 참여하여 실험자료 입수하고, 전산코드를 검증하였으며, 원자로 경우에 예비 적용하였다. 국내에서 개발한 노심용융물 노의 냉각에 대한 특허 개념을 국제공동연구의 실험 경우로 채택되도록 하였다. 노심용융물 노외 냉각 가능성을 고찰하기 위해 노외 냉각에 대한 실험 장치를 구축하고, 노심용융물 냉각 원리 실험을 수행하였다. 금속핵연료 초기 용융특성 해석 모델 개발을 위해 금속핵 연료 용융특성 연구자료 분석하고, 금속핵연료 초기 용융특성 해석모델 개발하였다.

(출처 : 서지정보양식 645p)

Abstract ▼

The objective of this project is 1) to get data base for steam explosions by performing the experiments using large amount of the prototypic material and to analyze FCI experiment using the computer code, 2) to construct the layer inversion analysis methodology and to apply to the reactor condition

The objective of this project is 1) to get data base for steam explosions by performing the experiments using large amount of the prototypic material and to analyze FCI experiment using the computer code, 2) to construct the layer inversion analysis methodology and to apply to the reactor condition of the methodology and also conduct the layer inversion experiment, finally, 3) to perform MCCI code verification and to propose the concept of the molten corium cooling in the reactor cavity.

For the research for the risk by ex-vessel steam explosion, several improvements and tests to obtain more accurate experiment data have performed, three times steam explosion tests a year using around 30kg prototypic molten corium were conducted. KAERI in Korea and CEA in France proposed and in progress OECD/NEA SERENA Phase II international project to resolve the FCI issues and to have consensus for FCI phenomena uncertainty.

The evaluation of thermal load to the reactor vessel from molten corium is key element to determine failure mode and possibility of the reactor vessel. The evaluation methodology of thermal load considered the layer inversion in a reactor vessel. have developed.

KAERI have participated at the OECD/NEA MCCI II project to have data base and to verify the code. Also, to radically prevent the concrete ablation, the concept of the core catcher which is introduced in foreign new power plants is also developed.
For the development of the basic model for initial melting of the metal fuel, the feasibility study and the model development for the metal fuel initial melting is performed.

(출처 : BlBLIOGRAPHIC INFORMATION SHEET 646p)

목차 Contents

• 표지 ... 1
• 제출문 ... 2
• 보고서 요약서 ... 4
• 요약문 ... 7
• SUMMARY ... 11
• CONTENTS ... 16
• 목차 ... 19
• 표목차 ... 22
• 그림목차 ... 25
• 제1장 연구개발 과제의 개요 ... 38
• 제1절 노외 증기폭발 위해도 평가기술개발 ... 38
• 제2절 노내 용융물 열적 부하 평가 기술 개발 ... 41
• 제3절 노외 노심용융물 냉각 제어기술개발 ... 43
• 제4절 금속핵연료 초기 용융특성 해석 모델 개발 ... 45
• 제2장 국내외 기술개발 현황 ... 47
• 제1절 노외 증기폭발 위해도 평가기술개발 ... 48
• 제2절 노내 용융물 열적 부하 평가 기술 개발 ... 49
• 제3절 노외 노심용융물 냉각 제어기술개발 ... 51
• 제4절 금속핵연료 초기 용융특성 해석 모델 개발 ... 52
• 제3장 연구개발 수행 내용 및 결과 ... 55
• 제1절 노외 증기폭발 위해도 평가 기술 개발 ... 55
• 1. 계측시스템 개선 ... 55
• 2. 원형 원자로 물질 이용 증기폭발 실험자료 생산 및 분석 ... 110
• 3. 다차원 전산 코드 검증 해석 및 핵심 불확실성 인자 평가 ... 226
• 4. 냉각입자 물리화학 분석기술 구축 ... 257
• 5. OECD/NEA SERENA 국제공동연구 추진 및 수행 ... 291
• 6. 증기폭발에 의한 격납건물 위해도 평가 ... 312
• 7. 결과 및 토의 ... 332
• 제2절 노내 용융물 열적 부하 평가 기술 개발 ... 336
• 1. 후기 노심손상 모델 개선사항 도출 ... 337
• 2. 노심용융물 조성에 따른 열역학 상태도 평가 방법론 수립 ... 349
• 3. 원형 원자로 물질 이용 층 역전 실험자료 생산 및 분석 ... 361
• 4. 층역전 모의 가능 원자로용기 열적 부하 평가 모듈 개발 ... 377
• 5. 원자로용기 열적 부하 평가 모듈 검증 및 원자로용기 열적 부하 평가 ... 395
• 6. 결과 및 토의 ... 414
• 제3절 노외 노심용융물 냉각 제어기술 개발 ... 416
• 1. MCCI-2 국제공동연구 실험 자료 입수/평가/적용 ... 416
• 2. OECD/MCCI-2 Category-2 test에 대한 개념 제안 및 채택 ... 430
• 3. MCCI-2 원자로 물질이용 실험자료 검증 해석 ... 444
• 4. 노외 노심용융물 냉각원리 실험 ... 457
• 5. 2차원 노심용융물과 콘크리트 반응에 의한 격납건물 위해도 평가 ... 475
• 6. 결과 및 토의 ... 492
• 제4절 금속핵연료 초기 용융특성 해석 모델 개발 ... 495
• 1. 금속핵연료의 초기 용융 현상 및 해석 모델 ... 495
• 2. 금속핵연료 초기 용융특성 해석모델 개발 ... 496
• 제4장 연구개발 목표 달성도 및 관련 분야에의 기여도 ... 528
• 제1절 노외 증기폭발 위해도 평가기술개발 ... 529
• 제2절 노내 용융물 열적 부하 평가 기술 개발 ... 532
• 제3절 노외 노심용융물 냉각 제어기술개발 ... 533
• 제4절 금속핵연료 초기 용융특성 해석 모델 개발 ... 534
• 제5절 관련분야 기여도 ... 535
• 제5장 연구개발 결과의 활용계획 ... 537
• 제1절 노외 증기폭발 위해도 평가기술개발 ... 537
• 제2절 노내 용융물 열적 부하 평가 기술 개발 ... 538
• 제3절 노외 노심용융물 냉각 제어기술개발 ... 539
• 제4절 금속핵연료 초기 용융특성 해석 모델 개발 ... 540
• 제5절 추가연구 필요성 및 다른 연구 응용 및 기업화 추진 방안 ... 541
• 제6장 연구개발과정에서 수집한 해외 과학기술정보 ... 543
• 제7장 연구시설·장비 현황 ... 546
• 제8장 참고문헌 ... 547
• 부록 ... 557
• 부록 A(Appendix A) : 연구성과(Research outcome) ... 557
• 부록 B(Appendix B) : OECD/NEA SERENA 국제공동연구 협약서(Agreement on the OECD/NEA SERENA project(poject)) ... 568
• 부록 C(Appendix C) : OECD/NEA MCCI2 국제공동연구 협약서(Agreement on the OECD/NEA MCCI-2 project) ... 595
• 부록 D(Appendix D) : USNRC CSARP 국제공동연구 협약서(Agreement Between USNRC and KAERI and KINS Relation to Participation in the USNRC Program of Severe Accident) ... 622
• 부록 E(Appendix E) : USNRC CSARP 국제공동연구 협약서(연장본)(Implementing Agreement Between USNRC and KAERI and KINS Relation to Participation in the USNRC Program of Severe Accident) ... 636
• 서지정보양식 ... 645
• BIBLIOGRAPHIC INFORMATION SHEET ... 646
• 끝페이지 ... 646