목차

[표제지 등]=0,1,2

제출문=0,3,1

요약문=i,4,14

목차=xv,18,4

표목차=xix,22,2

그림목차=xxi,24,8

제1장 서론=1,32,1

제1절 연구개발의 필요성=1,32,2

제2절 연구개발 목표 및 내용=2,33,1

1. 최종목표=2,33,1

2. 1단계 목표 및 내용=2,33,3

제2장 국내ㆍ외 기술개발 현황=5,36,1

제1절 국외 기술개발 현황 분석=5,36,1

1. 미국의 안전성 연구현황=5,36,3

2. 프랑스의 안전성 연구현황=7,38,2

3. 일본 안전성 연구현황=8,39,1

가. JNC=8,39,2

나. 일본 몬쥬관련 안전연구 현황=9,40,4

4. 기타 국가의 안전성 연구현황 개요=12,43,1

제2절 국내의 경우=12,43,3

제3장 연구개발 수행내용 및 결과=15,46,1

제1절 안전해석 전산체제 개발=15,46,1

1. 과도 안전해석 코드 및 방법론=15,46,1

가. 노심반응도 궤환모델=15,46,9

나. 노심 열전달 모델=23,54,17

다. Pool 분석 모델=39,70,18

라. 다차원 고온 풀 분석모델=57,88,11

마. 주요기기 분석모델=67,98,28

바. 열전달 및 압력손실 상관식 개선=94,125,7

사. 보호계통 모델=100,131,2

아. 소듐 이상유동 모델=101,132,16

자. NPA=116,147,18

차. Flow Blockage 분석모델=134,165,71

2. HCDA 분석모델 및 방법론=205,236,1

가. 에너지 방출량 분석모델=205,236,10

나. 용융핵연료 - 냉각재 반응모델 분석=215,246,8

다. Core-catcher 설치 타당성 예비평가=222,253,17

3. 격납성능분석 코드 및 방법론=239,270,1

가. 기술현황 분석=239,270,18

나. 소듐 풀 화재 모델 보완=256,287,15

제2절 PSA 기술 현황 분석=271,302,1

1. 액금로 PSA 기술 현황 분석=271,302,1

가. 개요=271,302,2

나. PRISM PSA의 개요=272,303,14

다. KALIMER PSA를 위한 권고사항=285,316,14

2. 피동 계통 신뢰도 분석 방법 개발=299,330,1

가. 개요=299,330,2

나. 피동 계통의 신뢰도 분석 방법=300,331,7

다. 결론=307,338,2

제3절 안전해석기준 예비 설정=309,340,1

1. 과도 안전해석 예비기준=309,340,1

가. 개요=309,340,1

나. KALIMER 안전요건=309,340,2

다. KALIMER의 사고분류 체재=310,341,3

라. KALIMER 안전성관련 설계기준사고=312,343,8

마. KALIMER 사고해석 허용안전기준=319,350,6

2. HCDA 분석 예비기준=325,356,1

가. 목적=325,356,1

나. 적용범위=325,356,1

다. 안전설계 목표=325,356,2

라. HCDA에 대한 안전설계의 일반기준=326,357,2

마. HCDA 안전해석 기준=327,358,8

3. 격납성능분석 예비기준=335,366,1

가. 격납성능 분석을 위한 설계기준사고(DBA)=335,366,1

나. 반사선원 항=335,366,2

다. 허용 기준=336,367,1

라. 컴퓨터 코드=336,367,3

제4절 핵심개념 예비 안전해석=339,370,1

1. 정상상태 계산=339,370,1

가. 안전해석용 Design Database 구축=339,370,2

나. KALIMER 정상상태 계산=340,371,9

2. 과도 안전해석=349,380,1

가. 비보호사고=349,380,15

나. 보호사고=363,394,30

3. HCDA 일 에너지 분석=393,424,1

가. 개요=393,424,1

나. KALIMER 노심 모델링=393,424,2

다. 초기조건=394,425,3

라. 분석결과=396,427,3

마. 결론=398,429,7

4. 격납성능 분석 및 피폭량 계산=405,436,1

가. 방사선원항 및 사고 시나리오=405,436,1

나. 성능분석=405,436,2

다. 피폭량 계산=406,437,9

제5절 해외 인허가 요건 검토=415,446,1

1. 미국의 안전규제 요건=415,446,1

가. 10 CFR PART 50=415,446,2

나. 액체금속로 일반 안전설계기준=416,447,5

다. 미국의 액체금속로 일반 안전설계기준(GSDC)과 10 CFR 50 일반설계기준(GDC) 사이의 추가/삭제 요약표=420,451,3

2. 일본의 안전규제 요건=422,453,5

제6절 설계 데이터베이스 기반구축=427,458,1

1. 예비개념설계 데이터베이스 개발=427,458,1

가. 설계자료 관리시스템 구축=427,458,2

나. 데이터베이스 구조=428,459,5

2. 문서관리 시스템 개발=433,464,4

3. 설계공정관리체제 기반구축=437,468,1

가. 공정계획 수립=437,468,5

나. 세부과제간 연구결과물 제공계획 및 결과물에 대한 권리=441,472,14

제4장 연구개발 목표 달성도 및 대외 기여도=455,486,2

제5장 연구개발 결과의 활용계획=457,488,2

제6장 참고문헌=459,490,14

서지정보 양식=473,504,2

표1.2.2-1 1단계 연구목표 및 주요 연구개발 내용=3,34,1

표2.1-1 미국의 과도 안전해석용 전산코드=14,45,1

표3.1.1-1 증식특성 노심의 Doppler 계수=147,178,1

표3.1.1-2 초기 및 주요 운전 변수=147,178,1

표3.1.1-3 Correlation coefficients for use with the LMR pump=147,178,1

표3.1.1-4 LMR Pump Head and Efficiency=148,179,1

표3.1.1-5 코드별 열전달 및 마찰손실계수 상관식 비교=149,180,1

표3.1.1-6 액체금속에서의 임계열속에 관한 실험상관식=150,181,1

표3.1.2-1 Brout의 우라늄 상태방정식=227,258,1

표3.1.2-2 Core catcher 종류에 따른 특성=228,259,1

표3.1.2-3 액금로에서의 core catcher 채용 현황=229,260,1

표3.1.3-1 LMR 격납용기 성능 분석을 위한 코드=262,293,1

표3.1.3-2 AB-1 소듐 화재 실험 조건=262,293,1

표3.2.1-1 NRC 안전 목표 및 PRISM PSA분석 결과=294,325,1

표3.2.1-2 PRISM, 경수로/중수로 및 KALIMER PSA의 절차 비교=294,325,1

표3.2.1-3 PRISM PSA와 경수로/중수로 PSA의 특성 비교=295,326,1

표3.2.1-4 PRISM PSA와 경수로/중수로 PSA의 컴퓨터 코드 비교=295,326,1

표3.2.1-5 PRISM PSA와 경수로/중수로 PSA의 자료원 비교=296,327,1

표3.3.1-1 KALIMER 사고분류 및 안전성 평가 기준=321,352,1

표3.3.1-2 KALIMER 한계사고의 요약=322,353,1

표3.3.1-3 KALIMER 사고유형별 안전허용기준=323,354,1

표3.3.3-1 소듐 화재시 방사선원 항=337,368,1

표3.3.3-2 핵종별 억제인자=337,368,1

표3.3.3-3 발전소 부지에서의 방사선 피폭제한치=337,368,1

표3.4.1-1 SSC-K 정상상태 계산결과(우라늄 노심)=342,373,1

표3.4.2-1 소듐 누설사고시 발전소 부지경계에서의 피폭선량=368,399,1

표3.4.3-1 KALIMER HCDA 노심설계인자=400,431,1

표3.4.3-2 KALIMER HCDA 초기조건=400,431,1

표3.4.3-3 HCDA시 노심중심부에서의 에너지 방출량, 압력 및 출력 비=401,432,1

표3.4.4-1 칼리머 격납 돔 예비 설계 변수=408,439,1

표3.4.4-2 칼리머 분석 대상사고 및 방사선원항=408,439,1

표3.4.4-3 소듐 화재사고시 발전소 부지경계에서의 피폭선량=408,439,1

표3.6.2-1 문서체계 설정=435,466,1

표3.6.3-1 프로젝트 관리의 공정관리 적용=444,475,1

표3.6.3-2 코드 체계=444,475,1

표3.6.3-3 세부과제간 연구결과물 제공 및 활용내용=445,476,1

표3.6.3-4 결과물에 대한 분류=452,483,1

표3.6.3-5 현 관리방식과 공정관리 방식의 비교=452,483,1

영문목차

[title page etc.]=0,1,7

SUMMARY=v,8,4

CONTENTS=ix,12,20

Chapter1 Introduction=1,32,1

Section1 Necessity of the Study=1,32,2

Section2 Objectives and Contents=2,33,1

1. Final Objectives=2,33,1

2. Objectives for the First Phase and Contents=2,33,3

Chapter2 State-of-art in the Related Technology Development=5,36,1

Section1 State-of-art Analysis for the Technology Development in the Foreign Countries=5,36,1

1. State-of-art for the Safety Study in USA=5,36,3

2. State-of-art of the Safety Study in France=7,38,2

3. State-of-art of the Safety Study in Japan=8,39,1

A. JNC=8,39,2

B. Status of the Safety Study Related with Monju, Japan=9,40,4

4. Summary of the State-of-art for the Safety Study in Other Countries=12,43,1

Section2 State-of-art in Korea=12,43,3

Chapter3 Contents of the Research Development and the Results=15,46,1

Section1 Development of the Safety Analysis Code System=15,46,1

1. Development of the Safety Analysis Code=15,46,1

A. Core Reactivity Feedback Model=15,46,9

B. Core Heat Transfer Model=23,54,17

C. Pool Analysis Models=39,70,18

D. Multi-dimensional Hot Pool Analysis Model=57,88,11

E. Major Component Analysis Models=67,98,28

F. Empirical Correlations for Heat Transfer and Pressure Drop=94,125,7

G. Protection System Model=100,131,2

H. Sodium Two-phase Flow Model=101,132,16

I. NPA=116,147,18

J. Flow Blockage Analysis Model=134,165,71

2. HCDA Analysis Model and Methodology=205,236,1

A. Energy Release Analysis Model=205,236,10

B. Molten Fuel-Coolant Interaction Analysis Model=215,246,8

C. Preliminary Evaluation for the Core-catcher Adaption=222,253,17

3. Containment Performance Analysis Code and Methodology=239,270,1

A. State-of-art Analysis=239,270,18

B. Improvement of Sodium Pool Fire Model=256,287,15

Section2 State-of-art Analysis in the PSA Technology=271,302,1

1. State-of-art Analysis in the PSA Technology for LMR=271,302,1

A. Introduction=271,302,2

B. Introduction of PRISM PSA=272,303,14

C. Recommendations for KALIMER PSA=285,316,14

2. Development of Reliability Analysis Methodology for Passive System=299,330,1

A. Introduction=299,330,2

B. Reliability Analysis Methodology for Passive System=300,331,7

C. Conclusion=307,338,2

Section3 Preliminary Establishment of the Safety Analysis Basis=309,340,1

1. Preliminary Basis for Transient Safety Analysis=309,340,1

A. Introduction=309,340,1

B. Safety Requirements for KALIMER=309,340,2

C. Accident Classification for KALIMER=310,341,3

D. SRDBE for KALIMER=312,343,8

E. Safety Criteria for the KALIMER Safety Analysis=319,350,6

2. Preliminary Analysis Basis for HCDA=325,356,1

A. Purpose=325,356,1

B. Scope=325,356,1

C. Safety Design Objectives=325,356,2

D. General Safety Design Criteria for HCDA=326,357,2

E. Safety Analysis Criteria for HCDA=327,358,8

3. Preliminary Analysis Basis for Containment Performance=335,366,1

A. DBA for Containment Performance=335,366,1

B. Radiation Source Term=335,366,2

C. Criteria=336,367,1

D. Computer Codes=336,367,3

Section4 Preliminary Safety Analysis for the Requisite Concepts=339,370,1

1. Steady State Analysis=339,370,1

A. Establishment of Database for Safety Analysis=339,370,2

B. Stady State Analysis for KALIMER=340,371,9

2. Transient Safety Analysis=349,380,1

A. Unprotected Accident=349,380,15

B. Protected Accident=363,394,30

3. Work Energy Analysis for HCDA=393,424,1

A. Introduction=393,424,1

B. Core Modeling for KALIMER=393,424,2

C. Initial Conditions=394,425,3

D. Analysis Results=396,427,3

E. Conclusions=398,429,7

4. Analyses for Containment Performance and Dose Rate Calculation=405,436,1

A. Radiation Source Term and Accident Scenario=405,436,1

B. Performance Analysis=405,436,2

C. Dose Rate Calculation=406,437,9

Section5 Review of Foreign Licensing Requirements=415,446,1

1. Requirements for US Safety Regulation=415,446,1

A. 10 CFR PART 50=415,446,2

B. General Safety Design Criteria for Liquid Metal Reactor=416,447,5

C. General Safety Design Criteria for US Liquid Metal Reactor and 10 CFR=420,451,3

2. Requirements for Japan Safety Regulation=422,453,5

Section6 Design Database Establishment=427,458,1

1. Development of Database for the Preliminary Concept Design=427,458,1

A. Establishment of Design Data Management System=427,458,2

B. Database Structure=428,459,5

2. Development of Document Management System=433,464,4

3. Establishment of Basis for Design Process Management System=437,468,1

A. Establishment of Progress Schedule=437,468,5

B. Sharing Plan and Management for Research Results among Sub-projects=441,472,14

Chapter4 Accomplishment of the Research Development Objectives and Contribution to Other Areas=455,486,2

Chapter5 Application plan of the Research Development Results=457,488,2

Chapter6 References=459,490,15

BIBLOGRAPHIC INFORMATION SHEET=474,505,1