초록 ▼

가압경수로의 고정밀 통합안전해석 핵심기술 및 비상냉각특성 평가기술 개발과 관련하여 다음의 연구를 체계적으로 수행하였다.
(1) 제1세부 과제: 고정밀 통합 열수력 해석 핵심기술 개발
● 기기 스케일 열수력 코드 (CUPID 1.8) 개발
● 다중스케일 해석 기반 기술 개발
(2) 제2세부 과제: 국소 열수력 거동 고정밀 실험 및 모델 개발
● 고유 안전계통 핵심 국소현상 고정밀 실험 DB 구축 및 물리모델 개발
● 고열유속 비등구조 국소거동 고정밀 실험 및 모델 개발
(3) 제3세부 과제: 경수

가압경수로의 고정밀 통합안전해석 핵심기술 및 비상냉각특성 평가기술 개발과 관련하여 다음의 연구를 체계적으로 수행하였다.
(1) 제1세부 과제: 고정밀 통합 열수력 해석 핵심기술 개발
● 기기 스케일 열수력 코드 (CUPID 1.8) 개발
● 다중스케일 해석 기반 기술 개발
(2) 제2세부 과제: 국소 열수력 거동 고정밀 실험 및 모델 개발
● 고유 안전계통 핵심 국소현상 고정밀 실험 DB 구축 및 물리모델 개발
● 고열유속 비등구조 국소거동 고정밀 실험 및 모델 개발
(3) 제3세부 과제: 경수로 비상냉각 열수력 안전성 최적평가 종합효과 실험
● 다중 복합사고를 포함한 설계기준초과사고 안전성 종합평가 DB 구축
● 3차 국내표준문제 수행 완료 및 OECD-ATLAS 국제공동연구 유치 성공
(4) 제4세부 과제: 사고노심 비상냉각 안전성 실증 및 평가
● 핵연료재배치 조건을 포함한 변형노심의 비상냉각성능 실험 DB 구축
● 변형노심의 개별 모델 평가 및 개발, 국내 안전해석코드의 평가 및 개선
본 연구에서 개발한 고정밀 통합안전해석 핵심기술과 비상냉각특성 평가기술은 원자력 안전규제, 원자로 및 핵연료 개발, 원전 운영 등의 원자력 핵심기술 분야의 기반 기술 제공과 현안 해결 및 국내 원전의 안전성 향상에 크게 기여하였다고 판단된다.

(출처 : 서 지 정 보 양 식 120p)

Abstract ▼

A systematic research has been conducted with respect to the high-precision analysis core technology and emergency cooling performance evaluation technology for pressurized water reactors (PWRs).
(1) Subproject-1: Development of key Technologies for High precision Consolidated Thermal Hydraulic A

A systematic research has been conducted with respect to the high-precision analysis core technology and emergency cooling performance evaluation technology for pressurized water reactors (PWRs).
(1) Subproject-1: Development of key Technologies for High precision Consolidated Thermal Hydraulic Analysis
● Development of a component scale high-precision thermal hydraulics code, CUPID
● Development of a key technology for multi-scale/physics analysis
(2) Subproject-2: Experiment and Model Development for Local Thermal Hydraulic Phenomena
● Development of high precision experimental data base and physical models for advanced safety system and high heat flux boiling
(3) Subproject-3: Thermal-Hydraulic Integral Effect Tests for Best-Estimate Evaluation of Emergency Core Cooling of PWRs
● Establishment of integral effect test data base for beyond design basis accidents, including high-risk multiple complex accidents
● Establishment of leadership in field of nuclear safety research by coordination of 3rd ATALS domestic standard problem and organization of OECD-ATLAS international joint project
(4) Subproject-4: Safety Assessment and Model Improvement of Emergency Core Cooling
● Establishment of the data base and model improvement of the emergency core cooling in the deformed core

(출처 : BIBLIOGRAPHIC INFORMATION SHEET 121p)

목차 Contents

• 표지 ... 1
• 제 출 문 ... 2
• 보고서 요약서 ... 3
• 요 약 문 ... 4
• S U M M A R Y ... 7
• C O N T E N T S ... 10
• 목차 ... 11
• 표목차 ... 12
• 그림목차 ... 13
• 제 1 장 연구개발과제의 개요 ... 16
• 제 1 절 기술의 성격 및 세부과제 구성 ... 16
• 제 2 절 연구 배경 및 필요성 ... 17
• 제 3 절 연구개발의 목표 ... 19
• 제 2 장 국내외 기술개발 현황 ... 21
• 제 1 절 국외 현황 ... 21
• 제 2 절 국내 현황 ... 22
• 제 3 장 연구개발 수행 내용 및 결과 ... 24
• 제 1 절 연구개발 수행 내용 및 결과 요약 ... 24
• 제 2 절 고정밀 통합 열수력 해석 핵심기술 개발 ... 32
• 제 3 절 국소 열수력 거동 고정밀 실험 및 모델 개발 ... 47
• 제 4 절 경수로 비상냉각 열수력 안전성 최적평가 종합효과 실험 ... 64
• 제 5 절 사고노심 비상냉각 안전성 실증 및 평가 ... 81
• 제 6 절 특기 사항 ... 98
• 제 4 장 연구개발 목표 달성도 및 관련 분야 기여도 ... 108
• 제 1 절 연구개발 목표 달성도 ... 108
• 제 2 절 관련 분야 기여도 ... 110
• 제 5 장 연구개발 결과의 활용 계획 ... 112
• 제 6 장 연구개발과정에서 수집한 해외과학기술정보 ... 116
• 제 7 장 참고문헌 ... 117
• 부록: 관련 분야 국제 연구 프로그램 ... 119
• 서지정보양식 ... 120
• BIBLIOGRAPHIC INFORMATION SHEET ... 121
• 끝페이지 ... 122