초록 ▼

본 연구는 국내에서 개발 중인 초고온가스 실증로의 인허가에 대비하여 인허가기반 구축 및 인허가기술 개발을 목적으로 수행되었다. 주요 연구결과는 다음과 같다.
▢ 초고온가스로 일반안전요건 체계 수립 및 초안 개발
▢ 초고온가스로 인허가 안전현안 도출
◦ TRISO 핵연료 성능검증방법,
◦ 심층방어 이행평가를 위한 OPT방법론 적용성,
◦ 격납기능 평가방안
▢ 초고온가스로 설계안전성 평가기술 검토
◦ 핵연료안전성평가기술: TRISO 핵연료의 성능검증방법, 파손모델, 파손메카니즘
◦ 노심핵설계

본 연구는 국내에서 개발 중인 초고온가스 실증로의 인허가에 대비하여 인허가기반 구축 및 인허가기술 개발을 목적으로 수행되었다. 주요 연구결과는 다음과 같다.
▢ 초고온가스로 일반안전요건 체계 수립 및 초안 개발
▢ 초고온가스로 인허가 안전현안 도출
◦ TRISO 핵연료 성능검증방법,
◦ 심층방어 이행평가를 위한 OPT방법론 적용성,
◦ 격납기능 평가방안
▢ 초고온가스로 설계안전성 평가기술 검토
◦ 핵연료안전성평가기술: TRISO 핵연료의 성능검증방법, 파손모델, 파손메카니즘
◦ 노심핵설계 안전성평가기술: 몬테칼로 방법론 적용성
◦ 사고해석방법론 평가기술: MELCOR코드 적용성
◦ 격납계통 건전성 및 성능평가: RCCS 설계안전특성

( 출처 : 보고서 요약서 5p )

Abstract ▼

Ⅳ. Project Results
Results of research performed in this R&D project during the term(2012~2014) are as followings;
1. The deterministic structure was chosen as the regulatory system of very high temperature gas-cooled reactor (VHTR) and the draft general safety requirement (technical standard

Ⅳ. Project Results
Results of research performed in this R&D project during the term(2012~2014) are as followings;
1. The deterministic structure was chosen as the regulatory system of very high temperature gas-cooled reactor (VHTR) and the draft general safety requirement (technical standard rules) was developed for VHTR through consultation with relevant experts from academics and designers.

2. Defense-in-Depth and functional containment were selected as the licensing issues for VHTR. Objective-Provision Tree(OPT) method of IAEA was evaluated for the feasibility of defense-in-depth implimentation. OPT method was identified as viable and useful method although its’ preliminary status.
PWR adopted leak tight containment but VHTR had vented low pressure reactor building(confinement). After a review of functional containment, it is possible to adopt confinement in VHTR but the sufficent barrier function of confinement should be confirmed for the fission product leak.

3. TRISO fuel, helium coolant, graphite moderator are one of design characteristics of VHTR that is different from current PWR design. So the safety of nuclear fuel, reactor core design, accident analysis methods, and confinement as a passive system was reviewed to determine the validity of VHTR design. Design safety of VHTR was confirmed with the evaluation of the reliability of passive system because the passive system is generally considered to be more reliable than the active system due to the unique physical status but passive system have a weak point of low driving force.

( 출처 : SUMMARY 11p )

목차 Contents

• 표지 ... 1
• 제 출 문 ... 3
• 보고서 요약서 ... 5
• 요 약 문 ... 7
• SUMMARY ... 10
• Contents ... 13
• 목차 ... 15
• 표목차 ... 17
• 그림목차 ... 19
• 제 1 장 연구과제의 개요 ... 23
• 제 2 장 국내·외 기술개발 현황 ... 25
• 제 1 절 국내 기술개발 현황 ... 25
• 제 2 절 국외 기술개발 현황 ... 26
• 제 3 장 연구수행 내용 및 결과 ... 29
• 제 1 절 일반안전요건 ... 29
• 1. 규제요건 수립 방향 ... 29
• 2. 일반안전요건 항목 도출 ... 32
• 제 2 절 인·허가 안전현안 ... 44
• 1. 개 요 ... 44
• 2. 심층방어 이행 평가방안 ... 44
• 3. 격납기능 평가방안 ... 54
• 4. 인허가안전현안 협의 ... 81
• 제 3 절 인·허가 시현성 ... 82
• 1. RIS 2013-18 ... 83
• 2. NGNP 인·허가 계획 ... 84
• 제 4 절 설계안전성 평가기술 ... 94
• 1. 개 요 ... 94
• 2. 핵연료 안전성 평가기술 ... 94
• 3. 노심 핵설계 안전성 평가기술 ... 120
• 4. 사고해석방법론 평가기술 ... 139
• 5. 격납계통 건전성 평가기술 ... 149
• 제 5 절 결 론 ... 174
• 제 4 장 연구목표 달성도 및 관련분야의 기여도 ... 179
• 제 1 절 연구목표 달성도 ... 179
• 1. 초고온가스로 일반안전요건 체계 수립 ... 179
• 2. 인·허가현안 발굴 및 해결방안 ... 179
• 3. 초고온가스로 설계안전성 평가기술 ... 180
• 제 2 절 관련분야의 기여도 ... 183
• 1. 경제·산업적 측면 ... 183
• 2. 사회적 측면 ... 183
• 3. 기술적 측면 ... 184
• 제 5 장 연구결과의 활용계획 ... 185
• 제 1 절 일반안전요건 체계 수립 ... 185
• 제 2 절 인·허가현안 발굴 및 해결방안 ... 185
• 제 3 절 설계안전성 평가기술 ... 186
• 제 6 장 수집한 해외과학기술정보 ... 187
• 제 7 장 연구시설·장비 현황 ... 191
• 제 8 장 참고문헌 ... 193
• 부록 1. 초고온가스로 일반안전요건(초안) Rev.1 ... 201
• 부록 2. HTTR의 MELCOR 입력계산서 ... 223
• 끝페이지 ... 250