초록 ▼

실험 교육확대를 통해 12개 대학 121명의 학생과 일본 7개 대학 학생 25명을 교육함
한국수력원자력(주) 직원 12명도 교육, 서울대와 원격교육으로 11명의 학생을 교육
IAEA-IRL를 수행할 준비가 완료됨
전문가 초빙 코드 교육은 2차례 실시
주기적 안전성 평가연구를 위한 자료를 수집하고, 평가요건을 검토
차등접근 개념을 연구하고 AGN-201K 원자로에 적용
Rossi-alpha방법과 Feynman-alpha 방법으로 미임계도 평가 실험 수행
AGN-201K에 대한 원자로정지계통 신뢰도

실험 교육확대를 통해 12개 대학 121명의 학생과 일본 7개 대학 학생 25명을 교육함
한국수력원자력(주) 직원 12명도 교육, 서울대와 원격교육으로 11명의 학생을 교육
IAEA-IRL를 수행할 준비가 완료됨
전문가 초빙 코드 교육은 2차례 실시
주기적 안전성 평가연구를 위한 자료를 수집하고, 평가요건을 검토
차등접근 개념을 연구하고 AGN-201K 원자로에 적용
Rossi-alpha방법과 Feynman-alpha 방법으로 미임계도 평가 실험 수행
AGN-201K에 대한 원자로정지계통 신뢰도모델 개발
화재위험도 평가 관련 연구 수행, 안전정지 관련 케이블의 화재 위험성 예비평가를 실시

(출처 : 보고서 요약서 3p)

Abstract ▼

Ⅳ. Results
In the first subtask, 121 students from 12 universities, 25 students from 7 universities in Japan and 2 students from Malaysia were trained through this project. In addition, 12 employees of KHNP were trained. In distance education with Seoul National University, 11 students were succe

Ⅳ. Results
In the first subtask, 121 students from 12 universities, 25 students from 7 universities in Japan and 2 students from Malaysia were trained through this project. In addition, 12 employees of KHNP were trained. In distance education with Seoul National University, 11 students were successfully trained and Pusan National University was ready to join. The IAEA-IRL is now ready to run. Expert invitation code training was conducted twice, and a criticality evaluation experiment course was developed.
In the second subtask, data for periodic safety assessment studies were collected and evaluation requirements were reviewed. Graded approach concepts were studied and applied to AGN-201K reactors. A draft of the periodic safety assessment report (PSR) has been drafted
In the third sub-task, we first performed a multi-dimensional analysis of the subcriticality method by modeling of AGN-201K. In the Rossi-alpha method, it was found that the system can be evaluated accurately according to the number of time shifting. In the case of Feynman-alpha method, the difference was larger, but in most cases, the result was meaningful. In the field of safety analysis, we have acquired PSA cases and experiences from research reactors in Korea, USA and Japan, and developed a reliability model of reactor shutdown system for AGN-201K. Also, we propose a method to improve reliability by deriving the main disconnecting set of reactor stop system. In the field of fire hazard analysis, laws and technical standards related to fire risk assessment were analyzed based on the Nuclear Safety Law and the Enforcement Decree, the Nuclear Safety Commission Regulations and Notices, and the Guidelines for the Safety and Rehabilitation of Reactor Facilities. In addition, preliminary evaluation of the fire risk of the cables related to the safety stop in the reactor cabin was conducted to derive the temperature and the heat flux of the cable in case of a virtual fire, and the result was compared with the damage standard of the cable.

(출처 : SUMMARY 8p)

목차 Contents

• 표지 ... 1
• 제 출 문 ... 2
• 보고서 요약서 ... 3
• 요약문 ... 4
• SUMMARY ... 7
• CONTENTS ... 10
• 목차 ... 11
• 제 1 장 연구 개발의 필요성 ... 12
• 1.1 연구 개발의 개요 ... 12
• 1.2 국내외 기술 개발 현황 ... 14
• 1.3 연구 개발의 중요성 ... 16
• 제 2 장 연구 개발의 목표 및 내용 ... 19
• 2.1 연구 개발의 최종목표 및 세부목표 ... 19
• 2.2 연구 개발의 성격 ... 20
• 2.3 연차별 세부 연구 목표, 내용 및 평가 착안점 ... 20
• 2.4 연구 개발 추진 전략 ... 23
• 제 3 장 제1세부 연구내용 ... 26
• 3.1 실험 교육 확대 지원 사업 ... 26
• 3.2 국제화 기반 확충 ... 55
• 3.3 선진화 기반 확충 ... 61
• 제 4 장 제2세부 연구내용 ... 69
• 4.1 자료 조사 ... 69
• 4.2 PSR 요건 검토 ... 76
• 4.3 차등접근 방법론 개발 ... 102
• 4.4 주기적안전성평가 결과 요약 ... 109
• 4.5 안전성 증진사항 도출 ... 117
• 제 5 장 제3세부 연구내용 ... 118
• 5.1 미임계도 평가방법 수립 및 수치모델링 ... 118
• 5.2 AGN-201K 내부사건 PSA 분석 ... 162
• 5.3 연구로 화재위험도 연구 ... 190
• 제 6 장 결론 및 요약 ... 230
• 6.1 제1세부 ... 230
• 6.2 제2세부 ... 231
• 6.3 제 3세부 ... 232
• 제 7 장 참고문헌 ... 236
• 끝페이지 ... 238