초록 ▼

중수로(4기)의 계속운전에 대비한 월성 고유의 노후화 평가모델 개발 및 후쿠시마 이후 극한사고 대응에 대비한 중수로 핵심현안 평가체제 구축 위해, 중수로 4대 핵심 안전쟁점인 노후화, 노물리/중대사고 및 감속재 현안을 보다 정밀하게 평가/대처하는 기술을 연구함으로써 다음을 최종 확보함.
- 중수로 안전여유도 증대 핵심요소로서 월성 압력관 노후화 평가모델 개발
- 경수로와 동등한 수준의 중수로 노물리/중대사고 현안 평가 및 관리 체제 구축
- 중수로 감속재 3차원 열유동 검증실험장치 구축 및 DB 생산
본 연구에

중수로(4기)의 계속운전에 대비한 월성 고유의 노후화 평가모델 개발 및 후쿠시마 이후 극한사고 대응에 대비한 중수로 핵심현안 평가체제 구축 위해, 중수로 4대 핵심 안전쟁점인 노후화, 노물리/중대사고 및 감속재 현안을 보다 정밀하게 평가/대처하는 기술을 연구함으로써 다음을 최종 확보함.
- 중수로 안전여유도 증대 핵심요소로서 월성 압력관 노후화 평가모델 개발
- 경수로와 동등한 수준의 중수로 노물리/중대사고 현안 평가 및 관리 체제 구축
- 중수로 감속재 3차원 열유동 검증실험장치 구축 및 DB 생산
본 연구에서, 중수로는 경수로와 대비해 (1)복잡한 설비들의 빠른 노후화 (경년열화) 가능성 및 (2)사고 대응능력 취약성 (예: 수소/수증기 2배 발생, 40% 설계압, 양의 기포반응도)을 감안하면 안전여유도 증대 및 현안 해소를 위한 기반연구/평가체제는 매우 중요함. 이로부터, 아래 결과를 구체적으로 달성함.
- 중수로 설비개선 및 출력감발의 핵심부품인 압력관의 노후화 (직경변형) 평가모델 개발
- 중수로 고유 노심해석체계 개발 및 이를 이용한 월성 LOCA사고 정반응도 평가
- 중수로 중대사고 국내현안의 종합해석 도구로 활용중인 세계 탑2 엔진 (ISAAC5)과 시뮬레이터 개선/개발 및 현안중심 상세평가 DB 구축
- 원전 극한사고 대처 현장에서 사용하는 중대사고관리지침서 (SAMG)의 중요 약점 (예: 예측기능 및 시각적 정보 부재) 극복을 지원하는 중수로 전용 지원체제 개발
- 감속재 탱크내 열유동 모사 실험장치 제작, 정상상태 검증실험 수행 및 CFD 검증 해석
본 연구를 통하여 다음 3가지 핵심효과를 기대함.
- 중수로 압력관 노후화 평가 모델의 개발로 중수로 안전여유도 수준을 제고하고, 중수로 노물리 및 중대사고 현안 평가/관리 체제 구축으로 중수로의 안전성 및 극한사고 관리능력을 향상시키는 기반기술로 활용하며, 전체로서 월성 계속운전을 포함한 중수로 안전현안 해소
- 본 연구를 통하여 확보될 중수로 전문가/전용 중대사고 관리지원시스템 기술은 (중수로 사고 예측용 선도 기술로서) 월성 원전 방사능재난 비상대응 과정에서 비상요원 의사결정 지원 도구로 활용될 수 있음은 물론, 규제기관에서 운용중인 방사능방호지원체제 (예: AtomCARE)와의 향후 연계 응용
- 월성1호기 설비개선 및 37M 핵연료 안전성 평가를 위해 사용한 캐나다 감속재 코드 (MODTURC_CLAS)를 대체할 수 있는 국내 고유 코드 개발에 기여

(출처 : 서지정보양식 163p)

Abstract ▼

By developing CANDU technologies for detailed evaluation and treatment of aging, core physics/severe accident(SA), moderator issues in order to fortify safety in Wolsong plants:
● Development of aging evaluation model for Wolsong pressure tube (PT) as a key technology to PHWR safety margin enhanc

By developing CANDU technologies for detailed evaluation and treatment of aging, core physics/severe accident(SA), moderator issues in order to fortify safety in Wolsong plants:
● Development of aging evaluation model for Wolsong pressure tube (PT) as a key technology to PHWR safety margin enhancement
● Establishment of evaluation and management system for recent issues in PHWR core physics and SA that would be equivalent to the PWR system
● 3-dimensional PHWR moderator circulation experiment for code validation
The following concrete results are obtained from this research.
- Development of diameter prediction model for the irradiated PT
- Development of localized analysis system for PHWR core and evaluation of positive reactivity in Wolsong LOCA
- Development of world-class ISAAC engine, simulator and construction of evaluation DB for domestic critical issues from Fukushima post actions
- Development of SAMG decision-supporting system (SAMEX-CANDU) for using accident management and prediction under ultimate accidents
- Construction of the PHWR moderator circulation test (MCT) facility, steady state experiment and CFD validation analysis
The following two main effects are expected from this research.
- (1) PT aging evaluation technology could increase the level of safety margin, (2) PT core physics and SA evaluation technology could be a basis for enhancing safety and ultimate accident managing capability, and (3) both help to clear PHWR safety issues including those of continued operation in Wolsong
- The optimal SAM decision-support technology (which is world-leading technology in PHWR) could be an effective advisory tool for emergency preparedness and TSC staff's decision under severe accidents of Wolsong NPP (for example, AtomCARE)
- The MCT results can be used to develop a domestic CFD code which can replace MODTURC_CLAS which was used for the safety analyses of Wolsong Unit 1 refurbishment and 37M fuel safety analysis for moderator circulation

(출처 : BIBLIOGRAPHIC INFORMATION SHEET 164p)

목차 Contents

• 표지 ... 1
• 제 출 문 ... 3
• 보고서 요약서 ... 5
• 요 약 문 ... 7
• SUMMARY ... 20
• CONTENTS ... 32
• 목차 ... 34
• 표목차 ... 36
• 제1장 연구개발과제의 개요 ... 38
• 제1절 연구 개발의 목적 및 필요성 ... 40
• 제2절 연구 내용 및 범위 ... 47
• 제2장 국내외 기술개발 현황 ... 55
• 제1절 국외 기술개발 현황 ... 57
• 1. 중수로 주요부품 노후화 평가 기술 ... 58
• 2. 중수로 중대사고 및 노물리 정밀 해석 기술 ... 60
• 3. 중수로 감속재 실험 기술 ... 63
• 제2절 국내 기술개발 현황 ... 65
• 1. 중수로 주요부품 노후화 평가 기술 ... 66
• 2. 중수로 중대사고 및 노물리 정밀 해석 기술 ... 69
• 3. 중수로 감속재 실험 기술 ... 73
• 제3장 연구개발수행 내용 및 결과 ... 76
• 제1절 중수로 주요부품 노후화 평가 기술 ... 78
• 제2절 중수로 중대사고 및 노물리 정밀 해석 기술 ... 86
• 제3절 중수로 감속재 실험 기술 ... 96
• 제4장 목표달성도 및 관련분야에의 기여도 ... 103
• 제1절 연구개발 목표 달성도 ... 105
• 1. 중수로 주요부품 노후화 평가 기술 ... 106
• 2. 중수로 중대사고 및 노물리 정밀 해석 기술 ... 112
• 3. 중수로 감속재 실험 기술 ... 117
• 제2절 관련분야 기여도 ... 119
• 1. 기술적 기여도 ... 120
• 2. 중수로 안전성평가 기반기술 구축 기여도 ... 123
• 제5장 연구개발결과의 활용계획 ... 125
• 제1절 기술적 측면 ... 128
• 1. 중수로 주요부품 노후화 평가 기술 ... 128
• 2. 중수로 중대사고 및 노물리 정밀 해석 기술 ... 128
• 3. 중수로 감속재 실험 기술 ... 129
• 제2절 경제 산업적 측면 ... 131
• 제3절 중수로 중장기 연구개발 로드맵 및 활용방안 ... 133
• 제6장 연구개발과정에서 수집한 해외과학기술정보 ... 138
• 제1절 중수로 주요부품 노후화 평가기술 ... 140
• 제2절 중수로 중대사고 및 노물리 정밀 해석 기술 ... 140
• 제3절 중수로 감속재 실험 기술 ... 141
• 제7장 연구개발성과의 보안등급 ... 142
• 제8장 연구장비의 구축 및 활용 결과 ... 146
• 제1절 주요 실험설비 현황 ... 148
• 제2절 활용 결과 ... 154
• 제9장 연구개발과제 수행에 따른 연구실 등의 안전 조치 이행 실적 ... 156
• 제10장 참고문헌 ... 161
• 서지정보양식 ... 163
• BIBLIOGRAPHIC INFORMATION SHEET ... 164
• 끝페이지 ... 171