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SUMMARY
목차
제1장 연구개발과제의 개요 18
제1절 연구개발의 필요성 18
제2절 연구개발의 목적 및 내용 22
제2장 국내·외 기술개발 현황 24
제3장 연구개발수행 내용 및 결과 30
제1절 설계기준 LOCA 재정의에 대비한 규제분석 30
1. 배경 및 연구목표 30
2. 위험도 정보를 활용한 ECCS 성능규정 개정 현황 31
3. 10CFR50.46 개정안 분석 33
4. 설계기준초과 LOCA에 대한 ECCS 평가방법론 개발 39
5. 연구 결과 논의 48
제2절 노심냉각성능 허용기준 및 평가방법론 개발 49
1. 배경 및 연구 필요성 49
2. 노심냉각성능과 관련한 핵연료손상 메커니즘 51
3. RIA 및 LOCA 허용기준의 기술배경 56
4. RIA 및 LOCA 평가방법론 70
제3절 정상상태 핵연료성능 평가 코드의 개발 76
1. 코드 개발 내용 76
2. 코드검증 평가 87
3. 매뉴얼 작성 96
제4절 RETAS 구성코드 및 워크벤치의 기능 개선 98
1. MARS-KS 코드 평가 및 활용 98
2. RETAS 워크벤치 기능 개선 113
3. 노심동특성 계산체계 개선 117
제5절 코드 사용자 그룹 운영 및 국제협력 120
1. NuSTEP 120
2. 국제협력 124
제4장 연구개발 목표 달성도 및 관련 분야의 기여도 128
제5장 연구개발 결과의 활용 계획 132
참고문헌 134
부록 138
부록 A. MARS-KS 확인평가 매트릭스 및 코드평가 현황 138
부록 B. MARS-KS 코드 성능 평가 정량화 프로그램 168
서지정보양식 187
BIBLIOGRAPHIC INFORMATION SHEET 188
표 2.1. 미국 NRC의 코드 개발 및 유지보수 현황 25
표 2.2. 프랑스 IRSN의 코드 개발 및 활용 현황 26
표 3.1-1. ECCS 관련 규제요건에 대한 위험도 정보 활용 개정방안 34
표 3.1-2. LBLOCA 관련 불확실도 변수 및 정량화 정보 46
표 3.2-1. 핵연료 손상 메커니즘 51
표 3.2-2. Zr 피복합금관에서의 LOCA 취화 메카니즘 66
표 3.2-3. 노심 냉각성능과 관련된 미국 NRC 10CFR50.46(b) 개정안의 일부 67
표 3.2-4. LOCA 핵연료 거동에 대한 연구 이력 68
표 3.2-5. LOCA Ballooning/Blockage 유동실험 72
표 3.3-1. Initial and as re-fabricated characteristics of fuel rods in IFA-629.4 91
표 3.3-2. Initial and as fabricated characteristics of fuel rods in IFA-597.2 and 3 94
표 3.3-3. 핵연료봉성능분석 코드 매뉴얼 목차 97
표 3.4-1. ATLAS DSP-2 정상상태 계산결과 102
표 3.4-2. ATLAS DSP-2 Sequence of Event 103
표 3.4-3. 울진 1&2호기 원자로계통 설계변수 112
표 3.4-4. 울진 1&2호기 증기발생기 설계변수 112
표 3.4-5. COREDAX 코드 매뉴얼 목차 118
표 3.5-1. NuSTEP 가입 기관 123
그림 1.1-1. KINS 원자로사고해석체계 (KINS-RETAS) 19
그림 1.1-2. 계통열수력 코드 개발 및 유지 관리에 대한 국가 간 현황 비교 21
그림 2.1. 독일 GRS의 원자로안전코드 체계 26
그림 3.1-1. 파단크기에 따른 LOCA 발생 빈도(전문가 판단추출 결과) 35
그림 3.1-2. 설계기준 LOCA 재정의를 통한 ECCS 규정 개정 내용 37
그림 3.1-3. Functional failure/success의 개념 40
그림 3.1-4. 조건부 초과확률의 개념 41
그림 3.1-5. LLOCA에 대한 Event Tree 45
그림 3.1-6. LLOCA 시퀀스에 대한 기본계산 결과 45
그림 3.1-7. Monte-Carlo 계산을 통한 PCT의 확률밀도함수 47
그림 3.1-8. PSA 데이터 및 조건부 초과확률을 이용한 각 시퀀스의 CDF 및 CCDP 47
그림 3.2-1. PCM 사고 동안 핵연료에 가해지는 하중과 인허가 제한치와의 관계 50
그림 3.2-2. 피복관의 미세구조 (상) 및 1200℃에서 산화 후의 산소농도(하) 53
그림 3.2-3. 출력, 에너지집적량, 반경방향평균핵연료엔탈피 변화량의 관계를 보여주는 RIA시의 출력 펄스 도해 55
그림 3.2-4. 피복관 손상으로 이끄는 제어봉이탈사고동안의 현상 55
그림 3.2-5. SPERT에서의 RIA 모의시험 결과 56
그림 3.2-6. 저속 및 고속 압축 온도와 prior-β 분율의 함수로 나타나는 양면 산화 Zircaloy-4의 연성 60
그림 3.2-7. 1973년 ABC 공청회에서 소개된 17% 산화량의 기준 설정 절차 62
그림 3.2-8. 시험전 수소함유량의 함수로 연성-취성 경계 산화수준 65
그림 3.2-9. 열유속 분포, 막힘길이, 위치 및 크기에 대한 민감도 분석을 위한 모델링 74
그림 3.2-10. BOL 및 30 GWd/MTU 연소도에서 Zircaloy-4 핵연료에 대한 ECR 예시계산 75
그림 3.3-1. 최종 어닐링 효과를 고려한 어닐링인자 79
그림 3.3-2. 핵연료봉 성능해석 코드 분석 절차 82
그림 3.3-3. 핵연료봉 성능분석 코드의 개략적인 Flowchart 83
그림 3.3-4. 핵연료봉 성능분석 코드의 ZMAIN 루틴과 관계된 상세 flowchart 83
그림 3.3-5. 핵연료봉 성능분석 코드의 ZTIME 루틴과 관계된 상세 flowchart 84
그림 3.3-6. 핵연료봉 성능분석 코드의 AXINODE 루틴과 관계된 상세 flowchart 85
그림 3.3-7. 모듈 개념을 이용한 전역 변수 사용 예 86
그림 3.3-8. GOTO 제거를 통한 구조화 코드로 전환 예 86
그림 3.3.9. 참조 코드와 핵연료 성능평가 코드의 계산 결과 비교(선출력, 최대온도, 펠렛와 피복재 간의 간격) 88
그림 3.3.10. 참조 코드와 핵연료 성능평가 코드의 계산 결과 비교 (산화층 두께, 핵분열기체방출률, 봉 내압) 89
그림 3.3-11. Illustration of the ramp test rig IFA-629 90
그림 3.3-12. Power history of L10 in Gravelines-5 91
그림 3.3-13. Fuel center temperature (measured and calculated) and power history during base irradiation L10 and IFA-629.4 (rod avrage bumup) 92
그림 3.3-14. Fuel center temperature (measured and calcated) and power history during ramp test of IFA-629.4 at TF position (a) Rod-7 and (b) Rod-8 93
그림 3.3-15. Rod internal pressure of Rod-8 during ramp test of IFA-629.4 93
그림 3.3-16. Fuel center temperature (measured and calculated) and power history of ROD 8 during base irradiation Ringhals 1, IFA-597.2 and 597.3 (rod average burnup) 95
그림 3.3-17. Fuel center temperature (measured and calculated at the TF position) and power history of ROD 8 during IFA-597.3 for BU range of 68.7~71 MWd/kgU 95
그림 3.3-18. Fission gas release of ROD 8 during IFA-597.3 96
그림 3.4-1. ATLAS 설비에 대한 Isometric Configuration 99
그림 3.4-2. ATLAS 1차계통의 배열 100
그림 3.4-3. ATLAS에 대한 MARS-KS Nodalization 101
그림 3.4-4. ATLAS DSP-2 1차 및 2차측 압력 103
그림 3.4-5. ATLAS DSP-2 파단유량 104
그림 3.4-6. ATLAS DSP-2 SIP 및 SIT 유량 104
그림 3.4-7. ATLAS DSP-2 노심수위 및 민감도 분석결과 105
그림 3.4-8. ATLAS DSP-2 강수부 수위(좌) 및 Intermediate leg 수위(우) 106
그림 3.4-9. ATLAS DSP-2 고온관(좌) 및 저온관(우)의 유량 107
그림 3.4-10. ATLAS DSP-2 가열봉 온도 107
그림 3.4-11. 울진 1,2 호기 LONF-ATWS RCS 압력 113
그림 3.4-12. 보론 농도에 따른 울진 1,2 호기 LONF-ATWS RCS 압력 113
그림 3.4-13. 노심 균질화 계산 단계 118
그림 3.4-14. HELlOS 구성 모듈 119
그림 3.5-1. CAMP 협약 이력 및 사용자그룹 활동 121
그림 3.5-2. NuSTEP 활동 범위 121
그림 3.5-3. KINS-RETAS 홈페이지와 MARS-KS 형상관시스템 122
그림 3.5-4. CAMP 및 NuSTEP In-kind Contribution 결정 절차 123
그림 5-1. MARS 유지보수 프로그램 범위 133
그림 5-2. RETAS 체계의 발전 방향 133
초록보기 더보기
I. 제목
RETAS 체계를 활용한 노심 및 안전계통의 현안평가
II. 연구 개발의 목적 및 필요성
가. 기술적 측면
· 안전해석 분야에서의 국내 연구개발 성과물을 집약하는 수단으로서 전산코드의 개발은 매우 중요하며, 코드의 평가 및 활용을 통해 원자력안전 분야의 연구를 견인하므로 시너지 효과가 있음
· 전 단계의 연구에서 개발된 KINS-RETAS는 국내 고유기술에 기반한 사고해석 검증 체계로서, 정부의 규제 결정을 적기에 지원할 수 있도록 원자력안전기술원의 안전심사 및 주요현안 평가에 활용할 필요가 있음
나. 경제적 측면
· 최근에 현안이 되고 있는 설계기준 LOCA 재정의와 노심냉각에 대한 허용기준 개선에 대비하여 국내 환경에 부합한 규제기준과 절차를 정하는 데 연구결과를 활용할 수 있으므로, 선행 연구로서의 경제적 이득을 보장할 수 있음.
· 산업계의 코드 개발을 지원하는 한편, 인허가 신청 시 심도 있는 코드 검토를 통해 산업계 코드의 품질 제고에 기여
다. 사회적 측면
· 안전현안에 대한 규제기관의 안전성 평가능력을 제고하여 국민이 원자력 안전에 대한 정부 정책을 신뢰하는데 기여할 것임.
· 국제적 코드사용자그룹 구성을 통해 원전수출을 지원하고 규제기술 제공으로 대외 공신력 제고
III. 연구의 내용 및 범위
가. 설계기준 LOCA 재정의에 대비한 국내 원자로에 대한 규제분석
(1) 설계기준 LOCA 재정의 영향 평가
(2) 설계기준 초과에 대한 안전여유도 평가방법 개발
(3) 대표 원전에 대한 평가모델 적용
(4) 규제대안 분석 및 규정 개정(안)
나. 노심냉각성능 허용기준 및 평가방법론 개선
(1) 노심냉각성능과 관련한 핵연료손상 메커니즘 조사
(2) RIA 및 LOCA 허용기준의 기술배경 검토
(3) RIA 및 LOCA 평가방법론 개선
다. 정상상태 핵연료성능 평가 코드의 개발
(1) 기존 핵연료 모델 조사 평가
(2) 핵연료성능평가코드 구조화 및 현대화
(3) 핵연료성능평가코드의 검증 평가
라. RETAS 구성 코드 및 워크벤치의 기능 확장
(1) MARS-KS 코드 평가 및 활용
(2) RETAS 워크벤치 기능 개선
(3) HELIOS/COREDAX 체계 개선
마. 코드사용자그룹 운영 및 국제협력
IV. 연구개발 결과
설계기준 LOCA 재정의에 대비한 규제분석으로는 USNRC의 위험도 정보를 활용한 ECCS 성능 규정의 개정 현황을 소개하고, ECCS 성능규정 개정안에 대한 분석을 통해 국내 원전 설계와 운전에 미치는 영향을 파악하여 국내 ECCS 성능규정 개정에 대한 논의의 기초자료를 제공하였다. 설계기준초과 LOCA에 대한 ECCS의 성능을 평가할 수 있는 방법론을 개발하기 위하여 본 연구에서는 안전여유도 정량화 방법론 중의 하나인 IRSM (Integrated Risk and Safety Margin) 방법론을 활용하여 설계기준 LOCA 재정의에 따른 설계기준초과 LOCA에 대한 ECCS 성능평가 방법론을 개발하였다. 그리고 본 방법론을 이용하여 현재 APR-1400 원전의 ECCS의 성능을 평가하였다.
노심냉각성능 분석과 관련하여 먼저 출력냉각불일치의 대표적인 설계기준사고, 제어봉이탈사고와 냉각재상실사고에서의 노심냉각성능과 관련한 핵연료 손상 메카니즘이 조사되었다. 이에 근거하여 고연소도 핵연료에 대해 현행 허용기준이 수용하지 못하는 새로운 메카니즘을 해결하기 위해 제안한 변경안의 기술배경을 상세히 조사하였다. 그 결과 RIA 및 LOCA 평가를 위하여 핵연료성능평가코드의 도입이 필요하며 본 연구에서 수행 중인 정상상태 핵연료코드 개발은 이를 일부 만족시키는 것으로 본다. 그렇지만 과도조건에서의 핵연료 거동을 평가하는 코드가 개발된다면 산화량, 핵분열기체방출 등에서 보다 정량적인 안전여유도를 계산할 수 있다.
정상상태 핵연료코드는 기존에 KAERI에서 개발한 코드 COSMOS를 현대화 및 구조화시키고, 그동안 구축한 실험 DB를 활용한 모델 개선을 수행하고, Halden 시험로에서의 자료를 사용하여 확인평가를 수행한 후 코드 매뉴얼을 작성하였다.
RETAS 구성코드의 개선과 관련하여, MARS 코드의 평가를 위한 시험 매트릭스가 개발되어 체계적으로 코드평가를 수행할 수 있게 되었으며 기본문제, 개별효과시험, 종합효과시험에 대한 코드 평가를 통하여 발견된 오류에 대해 코드 개선이 있었다. RETAS 워크벤치는 전단계에서의 개발결과를 바탕으로, 프로그램 구조를 유지보수가 용이하도록 개선하고, 미구현된 기능을 추가로 발견하여 수정하였다. 아울러 향후 RETAS 워크벤치 기능의 일부로 구현하기 위하여 MARS 코드의 성능을 자동적으로 정량화할 수 있는 프로그램을 개발하였다. HELIOS 출력으로부터 중성 자동력학 코드로의 복잡한 입력 생산 과정을 단순화하기 위하여 HELIOS 출력을 조작하는 보조 프로그램을 노심분석체계에 포함시켰다.
아울러, 본 연구 기간 중 NuSTEP 코드 사용자그룹을 구성하여 국내 뿐 아니라 국외의 사용자도 참여할 수 있도록 하였다. 이것은 미국 NRC의 안전해석 코드 개발에 대한 정보를 지속적으로 취득하기 위하여 CAMP 협력을 지속하는 한편, NRC 코드와의 비교 평가를 통해 RETAS 구성코드들을 개선하는 것을 전략에 따라 진행되어 왔다.
V. 연구개발결과의 활용계획
동 연구에서 개발된 안전여유도 평가방법은 향후 설계기준초과사고에 대한 안전심사에 활용될 수 있다. 노심 냉각성능 허용기준에 대하여 조사된 상세한 기술배경은 사업자의 RIA 및 LOCA 평가방법론의 개발시에 참조될 것이다.
NuSTEP 코드 사용자 그룹의 운영은 안전해석코드를 대상으로 하는 국내 산학연의 안전연구를 지원할 뿐 아니라, 다양한 유형의 사용자가 다양한 용도로 코드를 사용하도록 함으로써 RETAS 구성코드, 특히 MARS 코드의 개선에 크게 기여할 수 있다.
RETAS와 같이 통합된 체계하에서 코드를 관리할 때 개별 코드의 버전 관리가 안정적으로 이루어질 수 있으며, 원자로 안전 측면에서 개발의 우선 순위를 정하는 전략 수립에도 도움을 줄 수 있다. 또한, 전산코드는 국내 원자로의 수출 시에 정량적이고 가시적인 규제기술로는 거의 유일하다. 현재 NuSTEP 회원인 미국 NuScale 사에 이어 APR1400 원자로 수입국인 UAE의 Khalifa 대학의 NuSTEP 참여가 예정되어 있다. NuSTEP은 중장기적으로 UAE의 원자로안전 기술인력을 양성하는데 중요한 역할을 할 것이다.
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