보고서 정보
주관연구기관 |
한국원자력연구원 Korea Atomic Energy Research Institute |
연구책임자 |
하귀석
|
참여연구자 |
강석훈
,
김길유
,
박수용
,
성승환
,
안상준
,
유진
,
이귀림
,
이승원
,
정재호
,
정태경
,
최치웅
,
한상훈
,
황미정
|
보고서유형 | 1단계보고서 |
발행국가 | 대한민국 |
언어 |
한국어
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발행년월 | 2016-02 |
과제시작연도 |
2015 |
주관부처 |
미래창조과학부 Ministry of Science, ICT and Future Planning |
등록번호 |
TRKO201800008012 |
과제고유번호 |
1711030320 |
사업명 |
원자력기술개발사업 |
DB 구축일자 |
2018-05-19
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키워드 |
소듐냉각고속로.안전해석.고유안전성.설계기준사건.설계확장조건.확률론적 안전성 평가.Sodium cooled Fast Reactor.Safety Analysis.Inherent Safety.Design Basis Event.Design Extension Condition.PSA.
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DOI |
https://doi.org/10.23000/TRKO201800008012 |
초록
▼
예비특정설계에서 안전성 평가를 위한 사건 분류는 경수로의 표준심사지침서와 타 SFR 안전성분석보고서 등을 참조하고, PRA 사건빈도를 기반으로 예상운전과도, 설계기준사고 등급-1, 설계기준 사고 등급-2, 설계확장조건 등의 사건들로 보다 세분화하였다. 설계기준사고의 안전해석에는 초기출력, 핵연료조건, 고온유로계수, 반응도 궤환 모델, 붕괴열 모델, 잔열제거계통 모델링, 소외전원상실 등에 대해 보수적인 가정 등이 사용되고, 설계확장조건의 비보호 사고해석에는 공칭 조건의 설계값들과 해석에 가장 민감한 반응도 궤환 변수들에 대해 민감도
예비특정설계에서 안전성 평가를 위한 사건 분류는 경수로의 표준심사지침서와 타 SFR 안전성분석보고서 등을 참조하고, PRA 사건빈도를 기반으로 예상운전과도, 설계기준사고 등급-1, 설계기준 사고 등급-2, 설계확장조건 등의 사건들로 보다 세분화하였다. 설계기준사고의 안전해석에는 초기출력, 핵연료조건, 고온유로계수, 반응도 궤환 모델, 붕괴열 모델, 잔열제거계통 모델링, 소외전원상실 등에 대해 보수적인 가정 등이 사용되고, 설계확장조건의 비보호 사고해석에는 공칭 조건의 설계값들과 해석에 가장 민감한 반응도 궤환 변수들에 대해 민감도 해석을 수행하는 안전해석 방법론이 설정되었다. 설계확장조건의 사고(비보호 사건)들에 대한 안전해석에서는 대형 방사성물질 방출 방지를 위한 냉각재 비등금지를 허용기준으로 설정하였으며, 중대사고 방지를 위해 다양성보호계통, 원자로공동구역 냉각계통 등이 설계되어 있지만, 본 사고해석에서는 SFR 원형로의 고유 안전특성인 반응도 궤환에 의한 자동 원자로 출력 감소 및 노심 냉각재의 과냉상태 유지 등을 확인하기 위해 중대사고 대처설비를 고려하지 않았다. SFR 원형로의 PSA를 위해 원형로 설계와 타 안전성분석 보고서 및 PSA 보고서 등을 참고하여 사건 목록을 정리하여 총 10개의 초기사건 분석 대상을 선정하고, 이들을 대상으로 SFR 원형로의 PSA는 설계의 안전기능 확인을 통한 절벽 효과와 사건 결말 완화 특성에 주안점을 가지고 수행되었다. 설계기준 과도해석 및 비보호 사고 해석을 위해 개발되고 있는 MARS-LMR 코드 검증에는 SFR 원형로의 다양한 열교환기들을 대상으로 한 분리효과시험 검증과 EBR-II 시험, Phenix 수명말 시험 등을 대상으로 한 종합효과시험 검증을 수행하였다.
(출처 : 서지정보양식 185p)
Abstract
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In the preliminary specific design, design basis events were classified into the AOO, DBA class-1, DBA class-2, and DEC by the event frequencies based on PRA and the standard review guideline of LWR referring of other SFR safety analysis reports. The conservative assumptions for intial power, fuel c
In the preliminary specific design, design basis events were classified into the AOO, DBA class-1, DBA class-2, and DEC by the event frequencies based on PRA and the standard review guideline of LWR referring of other SFR safety analysis reports. The conservative assumptions for intial power, fuel condition, hot channel factor, reactivity feedback modeling, DHRS modeling, and loss of offsite power are used in the safety analysis for DBEs. However, the unprotected events belonged to DEC category is analyzed by using the design values of nominal condition and the sensitivity calculation for the most sensitive design parameter like the structural expansion reactivity feedback. The diverse protection system and reactor vault cooling system were designed to play a role of the prevention of severe accident. However, to identify the automatic reactor power reduction by the inherent reactivity feedback and the secure of subcooling margin of the coolant the DEC events(unprotected events) were analyzed not considering the above counter-measures. For the PSA of SFR prototype, the 10 initiating events were selected referring other safety analysis report, PSA reports, and the system designs. The PSA was focussed on the identification of the characteristics of cliff-edge effect through safety function of each safety system and mitigation of event consequency and the not optimistic initial event frequencies were used. The MARS-LMR code is used to analyze the DBEs and DEC events. In this phase the code validation was intensively performed using component tests and integral effect tests.
(출처 : BIBLIOGRAPHIC INFORMATION SHEET 186p)
목차 Contents
- 표지 ... 1
- 제 출 문 ... 3
- 보고서 요약서 ... 4
- 요 약 문 ... 5
- SUMMARY ... 10
- CONTENTS ... 15
- 목차 ... 17
- 표목차 ... 19
- 그림목차 ... 20
- 제 1 장 연구개발과제의 개요 ... 29
- 제 1 절 연구개발 필요성 ... 29
- 제 2 절 연구개발 목표 및 내용 ... 31
- 1. 최종목표 ... 31
- 2. 단계 목표 및 내용 ... 31
- 제 2 장 국내외 기술개발 현황 ... 34
- 제 1 절 국외 기술개발 현황 ... 34
- 제 2 절 국내 기술개발 현황 ... 35
- 제 3 절 국내외 기술개발 현황에서 차지하는 위치 ... 37
- 제 3 장 연구개발수행 내용 및 결과 ... 39
- 제 1 절 원형로 안전성평가 ... 39
- 1. 설계기준사고 안전성평가 ... 39
- 2. 설계확장조건 안전성평가 ... 62
- 3. 원형로 PSA ... 92
- 제 2 절 소듐냉각고속로 안전성평가 체계 구축 ... 112
- 1. 과도 안전해석 코드 MARS-LMR 검증 ... 112
- 2. 국부손상사고 해석코드 MATRA-LMR/FB 검증 ... 122
- 3. 격납 성능분석 코드 CONTAIN-LMR 검증 ... 130
- 4. 종합안전해석 코드 ISFRA 코드 개발 ... 139
- 5. 중대사고 초기단계 해석코드 SAS4A 개발 ... 149
- 제 4 장 목표달성도 및 관련분야에의 기여도 ... 173
- 제 1 절 목표 달성도 ... 173
- 제 2 절 관련분야에의 기여도 ... 174
- 제 5 장 연구개발결과의 활용계획 ... 176
- 제 6 장 연구개발과정에서 수집한 해외과학기술정보 ... 177
- 제 7 장 참고문헌 ... 180
- 서지정보양식 ... 185
- BIBLIOGRAPHIC INFORMATION SHEET ... 186
- 끝페이지 ... 188
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