초록 ▼

◦ 계통열수력 해석용 MARS-KS-CANDU 코드 평가 체계 개선 관련 주요 연구결과
‒ 원자로심 다채널 표준 열수력모델 개발 및 이를 MARS-KS-CANDU에 적용하여 성능 평가
‒ 중수로 압력관 변형 모델을 반영한 감속재 열부하 평가 방법론 개발 및 적용
‒ MARS-KS-CANDU 코드의 성능개선 항목 도출
◦ 3차원 원자로심 해석 관련 주요 연구결과
‒ DBRC 방법을 MCNP5 코드에 이식하여 MCNP5-DBRC 코드 개발
‒ MCNP5_DBRC 기반 중수로 노심의 군정

◦ 계통열수력 해석용 MARS-KS-CANDU 코드 평가 체계 개선 관련 주요 연구결과
‒ 원자로심 다채널 표준 열수력모델 개발 및 이를 MARS-KS-CANDU에 적용하여 성능 평가
‒ 중수로 압력관 변형 모델을 반영한 감속재 열부하 평가 방법론 개발 및 적용
‒ MARS-KS-CANDU 코드의 성능개선 항목 도출
◦ 3차원 원자로심 해석 관련 주요 연구결과
‒ DBRC 방법을 MCNP5 코드에 이식하여 MCNP5-DBRC 코드 개발
‒ MCNP5_DBRC 기반 중수로 노심의 군정수 생산 체계 개발
‒ 중수로 노심에 대해 표준 군정수(CX-CANDU) 개발 및 V&V
‒ COREDAX 코드를 이용하여 CX-CANDU 군정수로 원자로심 해석 수행
◦ 격납건물 해석 관련 주요 연구결과
‒ 월성 1호기에 대해 CONTAIN 코드를 이용하여 격납건물 해석 수행
‒ 중수로 원전 적용을 위한 격납건물 거동 해석시 개선사항 도출
◦ 캐나다 규제기관의 원자로심 및 안전해석 관련 현안 추적·관리
‒ 캐나다 및 IAEA의 중수로 원전 안전규제현안 분석
‒ 안전현안의 국내원전 적용성 및 안전성 평가
‒ 중수로 국제 안전현안의 국내 적용성 추적․관리 시스템 구축
◦ 압력관 크립 및 국부과출력보호 정지설정치 안전성 분석 관련 주요 연구결과
‒ 압력관 크립 평가 방법론 및 국내외 가동 원전의 크립 상태 조사 및 분석
‒ 국부과출력보호(ROP) 정지설정치 분석 체계/방법론 분석 및 이의 규제지침 제시
‒ 압력관 크립에 의한 정지설정치 영향 요소 도출 및 규제방안 연구
◦ 중수로 출력계수 규제기준 조사·분석 관련 주요 연구결과
‒ 국내외 출력계수 관련 요건 분석
‒ 중수로 반응도제어계통 등 원자로 특성 분석 및 출력계수 안전성 평가

(출처 : 보고서 요약서 3p)

Abstract ▼

IV. Research Results
In the development of the regulatory audit system for safety analysis for CANDU reactors, the research results are summarized as follows;
○ Improvement of MARS-KS-CANDU Evaluation Tools
- Development of a standard multi-channel core model
◦ Development of a stan

IV. Research Results
In the development of the regulatory audit system for safety analysis for CANDU reactors, the research results are summarized as follows;
○ Improvement of MARS-KS-CANDU Evaluation Tools
- Development of a standard multi-channel core model
◦ Development of a standard multi-channel core mode
◦ Evaluation of the standard multi-channel model through evaluating MARS-KS-CANDU code
- Development of evaluation methodology for moderator thermal load
◦ Verifying pressure tube deformation models
◦ Evaluating a pressure tube deformation model by using MARS-KS-CANDU and RELAP5-CANDU
◦ Developing the evaluation methodology for moderator thermal load during LOCA based on the a pressure tube deformation model
- Finding out revision items of MARS-KS-CANDU code
○ Improvement of 3-D Core Analysis Tools
- Improving MCNP5 code applicable to DBRC method : developing MCNP5_DBRC code
- Developing a standard cross section set (CX-CANDU) for CANDU Reactor using MCNP5_DBRC code
- Verification and validation of the CX-CANDU
- Analysis for the CX-CANDU using COREDAX code
○ Improvement of Containment Analysis Tools
- Examining MELCOR, CONTAIN, MAAP, GOTHIC, CONTEMPT, etc. which are the containment analysis code
- Analyzing containment behaviors of Wolsong unit 1 for LOCA by using CONTAIN code
- Finding out revision items of Containment Analysis System for applying it to CANDU reactor
○ Trace and Management of Regulatory Safety Issues of Canada
- Examining the safety issues provided by Canada and IAEA
- Evaluating their applicability and safety to domestic NPPs
- Development of a system of tracing and managing international safety issues of CANDU
○ Study on Regulatory Approach for Pressure Tube Creep
- Review on the status of pressure tube creep
- Analysis scheme of regional overpower reactor trip setpoints and its methodology
- Effects of pressure tube creep on reactor trip setpoints, and study on their regulatory approach
○ Safety Evaluation for Power Coefficient of a CANDU Reactor
- Examining and evaluating domestic and foreign rules related to temperature feedback coefficients
- Studying reactivity control systems of CANDU
- Analyzing safety for reactivity feedback coefficients

(출처 : SUMMARY 9p)

목차 Contents

• 표지 ... 1
• 제 출 문 ... 2
• 보고서 요약서 ... 3
• 요 약 문 ... 4
• Summary ... 8
• CONTENTS ... 11
• 목차 ... 13
• 표목차 ... 15
• 그림목차 ... 16
• 제1장 연구개발과제의 개요 ... 20
• 제1.1절 배경 ... 20
• 제1.2절 연구의 필요성 및 목표 ... 21
• 제2장 국내외 기술개발 현황 ... 24
• 제3장 연구개발수행 내용 및 결과 ... 27
• 제3.1절 중수로 원전의 열수력계통 해석 체계 개발 ... 27
• 3.1.1 MARS-KS-CANDU 코드 개발 현황 ... 27
• 3.1.2 MARS-KS-CANDU 코드 성능 평가 ... 30
• 3.1.3 MARS-KS-CANDU 코드 성능 향상 항목 도출 ... 38
• 3.1.4 감속재 열부하 평가 방법론 개발 ... 40
• 3.1.5 결론 ... 58
• 제3.2절 중수로 원전의 원자로심 해석 체계 개발 ... 59
• 3.2.1 MCNP 기반 단면적 자료생산 체계 개발 ... 59
• 3.2.2 MCNP 체계를 이용한 원자로심 단면적 생산 ... 68
• 3.2.3 COREDAX 코드를 이용한 노심해석 결과 ... 80
• 3.2.4 결론 ... 86
• 제3.3절 중수로 원전의 격납건물 해석 체계 개발 ... 88
• 3.3.1 격납건물 열수력해석코드 특성 및 적용사례 분석 ... 88
• 3.3.2 CONTAIN 코드를 이용한 원자로건물 거동 분석 ... 94
• 3.3.3 개선항목 도출 ... 114
• 제3.4절 중수로 안전규제현안 추적·관리 ... 115
• 3.4.1 IAEA 중수로 안전규제현안 추적·관리 ... 115
• 3.4.2 캐나다 중수로 안전규제현안 추적․관리 ... 125
• 3.4.3 국제 안전현안의 국내원전 적용성 평가 ... 128
• 제3.5절 압력관 크립 현상에 대한 규제방안 연구 ... 131
• 3.5.1 연구배경 ... 131
• 3.5.2 국부과출력보호(ROP) 정지설정치 분석체계 및 방법론 분석 ... 132
• 3.5.3 압력관 크립 현황 조사·분석 ... 138
• 3.5.4 압력관 크립에 의한 정지설정치 영향 요소 도출 및 규제방안 연구 ... 150
• 3.5.5 결론 ... 153
• 제3.6절 중수로 출력계수 안전성 평가 ... 155
• 3.6.1 국내외 규제기준 조사·분석 ... 155
• 3.6.2 중수로 반응도제어계통 특성 분석 ... 159
• 3.6.3 중수로 출력계수 안전성 평가 ... 162
• 제4장 목표달성도 및 관련분야에의 기여도 ... 167
• 제4.1절 목표 달성도 ... 167
• 제4.2절 관련분야의 기여도 ... 169
• 제5장 연구개발결과의 활용계획 ... 170
• 제6장 연구개발과정에서 수집한 해외과학기술 정보 ... 171
• 제7장 참고문헌 ... 172
• 연구성과 ... 176
• 끝페이지 ... 181