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Kafe 바로가기주관연구기관 | 한국원자력연구원 Korea Atomic Energy Research Institute |
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연구책임자 | 송용만 |
참여연구자 | 유은현 , 박주환 , 정종엽 , 배준호 , 김동하 , 박수용 , 이보욱 , 김형태 , 송진호 , 최영 , 심형진 , 염충섭 |
보고서유형 | 1단계보고서 |
발행국가 | 대한민국 |
언어 | 한국어 |
발행년월 | 2015-05 |
과제시작연도 | 2014 |
주관부처 | 미래창조과학부 Ministry of Science, ICT and Future Planning |
등록번호 | TRKO201800009440 |
과제고유번호 | 1711011446 |
사업명 | 원자력기술개발사업 |
DB 구축일자 | 2018-05-26 |
키워드 | 고유안전성.노물리.몬테칼로 군정수.중수로 선진기술.후쿠시마 현안.중수로 중대사고 코드.사고관리 지원체제.대형 재난사고.방사능방호지원체제.Inherent Safety.Core Physics.MonteCalro Group Constants.Advanced CANDU technology.Fukushima Issue.CANDU Severe Accident Code(ISAAC5).SAM Support System (SAMEX).Catastrophic Disaster.Radiological Emergency System(AtomCARE).CANDU Safety Analysis.Moderator Circulation Analysis.Moderator Subcooling.Scaling Analysis.Thermal-hydraulics.Validation Test.CFD.Flow VisualizationInherent Safety. |
DOI | https://doi.org/10.23000/TRKO201800009440 |
본 연구에는 중수로 고유안전성 증진 및 후쿠시마 같은 중대사고 현안 해결 지원을 목표로 한다.
첫째로, 중수로 고유안전성을 결정하는 핵심요소는 출력계수 (노물리 평가) 및 임계채널출력 (ROP 평가) 이다. 특히, 중수로 노물리 불확실성은 국내 중수로협의체(CANSAS)의 로드맵 및 캐나다의 일반안전현안(GAI) 등에 포함되어 있다. 따라서 중수로 노물리의 정밀 해석을 위한 국산체제의 요소 개발과 더불어 핵연료 최적 활용 통한 고유안전성 증진 연구를 수행하였다.
둘째로, 중수로는 경수로에 비해 (1)지르코늄
본 연구에는 중수로 고유안전성 증진 및 후쿠시마 같은 중대사고 현안 해결 지원을 목표로 한다.
첫째로, 중수로 고유안전성을 결정하는 핵심요소는 출력계수 (노물리 평가) 및 임계채널출력 (ROP 평가) 이다. 특히, 중수로 노물리 불확실성은 국내 중수로협의체(CANSAS)의 로드맵 및 캐나다의 일반안전현안(GAI) 등에 포함되어 있다. 따라서 중수로 노물리의 정밀 해석을 위한 국산체제의 요소 개발과 더불어 핵연료 최적 활용 통한 고유안전성 증진 연구를 수행하였다.
둘째로, 중수로는 경수로에 비해 (1)지르코늄 보유량 (수소 발생) 2배, (2)냉각수 보유량 (수증기 과압 발생) 2배, (3)설계압력 1/2 이하 등을 감안하면, 중대/복합사고에 대한 장기 대처능력이 떨어지므로 이러한 취약점 대응 방안이 시급하다. 따라서 후쿠시마 핵심현안으로서 수소/과압에 대한 개선책 효과를 분석하고, 중수로 중대사고용 종합 해석도구로서 기존 코드의 개선 (ISAAC5.01)을 수행하였다.
마지막으로, 현재 SAMG는 실제 상황에서 비상기술지원실 (TSC) 요원의 의사결정에 필요한 사고진단 및 전개예측 정보가 부재하여, 이의 보완이 필요하므로 중수로 중대사고관리지원용 체제 (SAMEX-CANDU)에 대한 핵심요소 (사고 추론엔진 및 시뮬레이터)의 원형 기술을 개발하였다.
(출처 : 서지정보양식 383p)
This research has two goals such as enhancing inherent safety and supporting SA (Severe Accident) issue resolution.
First, one of key elements determining the PHWRs’ inherent safety are the power coefficient (reactor physics assessment) and the critical channel power (Regional Overpower Prote
This research has two goals such as enhancing inherent safety and supporting SA (Severe Accident) issue resolution.
First, one of key elements determining the PHWRs’ inherent safety are the power coefficient (reactor physics assessment) and the critical channel power (Regional Overpower Protection assessment). Particularly the uncertainty in the reactor power coefficient was addressed both in the domestic CANSAS roadmap and CNSC’s (Canadian regulatory body) Generic Action Items(GAI). Thus the research is performed to develop an elemental technology for domestic PHWR physics model and optimal PHWR fuel concept.
Second, when compared with PWR, PHWR plants have about two times of zircaloy mass in the core, from which doubled amount of hydrogen is generated. Also, PHWR plants have about twice the coolant inventory mass while the design pressure of containment is less than a half. These threaten the reactor building integrity in the long run under SA in PHWR. Thus key safety issues (such as hydrogen and overpressurization) that would be raised under SA like Fukushima accidents are evaluated and an improvement of the SA analysis code (ISAAC) is performed.
Lastly, current SAMG is lack of information on the accident diagnostic and progression prediction, which makes the TSC staffs difficult in real accident conditions. Thus the prototype technologies (such as accident inferring engine and simulator) is developed as key elements to SAM supporting tools called SAMEX-CANDU.
(출처 : BIBLIOGRAPHIC INFORMATION SHEET 384p)
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