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요약문
SUMMARY
CONTENTS
목차
제1장 서론 31
1. 연구 배경 및 필요성 31
2. 연구 내용 및 범위 32
제2장 중수로 설계/운영 안전해석 코드체제 개선 및 검증 35
제1절 기포반응도 영향 평가 및 안전여유도 평가 35
1. WIMS-CANDU 격자코드 개발 및 검증 35
가. 연구 목적 및 필요성 35
나. 실험 자료를 이용한 WIMS-CANDU 검증 35
다. 연구 결과 및 활용 48
참고문헌 48
2. 중수형 원자로의 노심 격자 해석에서의 공명 영역 모델 개선 49
가. 연구 목적 및 필요성 49
나. 기하학적 특성이 공명에너지 영역에서의 중성자 감속 근사에 미치는 영향 분석 50
다. 중수형 원자로 설계용 코드의 공명 반응 모델 분석 58
라. 다발형 핵연료를 포함하는 노심격자 설계해석에서의 공명영역 모델개선에 관한 문헌 조사 60
마. 연구 결과 및 활용 67
참고문헌 67
제2절 과도시 감속재 과냉각도 계산 및 노내 압력관 건전성 평가 69
1. 서론 69
2. 감속재 과냉각도 계산을 위한 CFD 모델 개발 및 검증 70
가. 개요 70
나. 결합-풀이방식 기반 감속재 해석모델 개발 70
다. 다공성 매질 내 압력강하 예측 검증 72
라. 감속재 해석모델의 적용 타당성 검토 72
3. 감속재 해석 모델의 개선 73
가. 개요 73
나. 감속재 주입 Diffuser내의 유동해석 73
다. 정상상태 운전조건에서 유동 불안전성과 지역적 온도변동 77
라. 난류모델에 대한 감속재 해석 민감도 분석 78
4. LOCA 사고시 감속재 해석 및 압력관 건전성 평가 79
가. 개요 79
나. 비상노심냉각 상실을 동반한 35% 입구모관 파단 사고에 대한 감속재 해석 80
다. 비상노심냉각 상실을 동반한 100% 출구모관 파단 사고에 대한 감속재 해석 81
라. 비상노심냉각 상실을 동반한 55% 펌프 흡입관 파단 사고에 대한 감속재 해석 81
5. 연구 결과 및 활용 82
참고문헌 82
제3절 핵연료채널 CATHENA PBD 해석 모델 및 검증용 CFD 모델 개발 85
1. CS28-1 실험자료의 CFD 해석 모델 개발 및 검증 85
가. 연구 목적 및 필요성 85
나. CFD 해석 85
다. 연구 결과 및 활용 91
참고문헌 91
2. CS28-2 실험자료의 CFD 해석 모델 개발 및 검증 98
가. 연구 목적 및 필요성 98
나. 고온 증기 냉각 핵연료 채널 실험 현황 98
다. CFX 복사 열전달 모델 검증 111
라. CS28-2 정상상태 계산 117
마. CS28-2 과도상태 계산 122
바. 연구 결과 및 활용 125
참고문헌 126
3. 37봉 핵연료 채널에 대한 CFD 입력 모델 개발 및 예비 계산 128
가. 연구 목적 및 필요성 128
나. 37봉 핵연료 채널 1/6 그리드 생성 128
다. 37봉 핵연료 채널 예비 계산 130
라. 연구 결과 및 활용 131
4. 핵연료채널 CATHENA PBD 해석 모델 및 검증, 개선된 안전해석 체계 이용 LBLOCA 핵연료채널 해석 132
가. 연구 목적 및 필요성 132
나. CATHENA PBD 모델 개발 132
다. 개선된 안전해석 체계 이용 LBLOCA 핵연료채널 해석 163
라. 연구 결과 및 활용 164
제3장 중수로 설계/운영 안전해석 코드 통합운영체제 개선 167
제1절 노심, 핵연료봉 사고해석 연계체제 개선 167
1. WIMS-CANDU/RFSP 연계 프로그램 개발 167
가. 연구 목적 및 필요성 167
나. 연구 수행 내용 167
다 연구 결과 및 활용 168
2. RFSP/CATHENA 연계 프로그램 개발 168
가. 연구 목적 및 필요성 168
나. 연구 수행 내용 169
다. 연구 결과 및 활용 170
3. 핵연료성능 및 사고해석코드 연계 체제 확립 171
가. 연구 목적 및 필요성 171
나. 연구 수행 내용 및 결과 171
다. 결론 및 활용 188
참고문헌 189
제2절 웹기반 중수로 데이터베이스 확장 및 CANTHIS Beta 2.0 개발 207
1. 연구 목적 및 필요성 207
2. 검색 내용 분류 207
3. 연구 결과 및 활용 208
제4장 신형중수로 신규 안전해석 방법론 적용성 평가 209
제1절 신형중수로 안전해석 방법론 자료 검토 210
1. 연구 목적 및 필요성 210
2. 연구 수행 내용 210
가. 신형중수로 일반설계 사양 특성 조사 210
나. 신형중수로의 안전계통 설계 사양 특성 조사 214
다. 신형중수로의 안전해석방법론 조사 219
3. 연구 결과 및 활용 226
참고 문헌 226
제2절 신형중수로 안전해석 방법론의 CANDU-6 적용성 평가 228
1. 연구 목적 및 필요성 228
2. 최적해석방법론 선별적 적용방안 검토 228
가. ACR-7 원자로 안전 해석 방법론 특성 요약 228
나. 기존 CANDU-6 원자로 안전 해석의 주요 현안 228
다. 최적 불확실도 평가 방법 229
3. CANDU-6 적용가능 방법론 도출 230
4. 연구 결과 및 활용 232
참고 문헌 232
제3절 경년열화를 고려한 개선된 안전해석 방법론 234
1. 개선된 WIMS-CANDU/RFSP의 경년열화시 노심평가 모델 개발 234
가. 연구 목적 및 필요성 234
나. CANDU의 노심내 중성자 속 분포 계산을 위한 이론 모델 개발 234
다. 연구 결과 및 활용 235
2. 경년열화를 고려한 열수력 안전해석 방법론 개선 235
가. 연구 목적 및 필요성 235
나. 연구 내용 236
다. 연구 결과 및 활용 238
참고 문헌 238
제5장 중수로 안전해석 절차서 보완 및 개선 239
제1절 미 CE사의 안전해석 절차서의 CANDU-6 적용성 검토 239
1. CE사 안전해석 Design Manual 검토 239
2. KAERI Design Manual 구성 방안 241
참고 문헌 242
제2절 사고해석 분야별 안전해석 절차서 243
1. 노심 출력펄스 계산 243
가. 연구 목적 및 필요성 243
나. 연구 내용 243
다. 연구 결과 및 활용 247
2. 대형배관 파단사고에 대한 계통 안전해석 247
가. 연구 목적 및 필요성 247
나. 절차서 내용 247
다. 연구 결과 및 활용 253
3. 극한 채널 핵분열 생성물 재고량 계산 253
가. 연구 목적 및 필요성 253
나. 연구 수행 내용 및 결과 254
다. 연구 수행 결과 및 활용 258
참고문헌 258
4. 감속재 안전해석 259
가. 연구 목적 및 필요성 259
나. 중수로 감속재 해석 절차 259
다. 연구 수행결과 263
라. 연구결과 활용 263
5. 핵연료채널 해석 264
가. 연구 목적 및 필요성 264
나. 절차서 내용 264
다. 연구 결과 및 활용 270
제6장 결론 271
서지정보양식
Bibliographic information sheet
그림 2.1.1. 28개봉의 1.2wt% DCA 핵연료의 단면 38
그림 2.1.2. 기포분율에 따른 유한증배계수 39
그림 2.1.3. 기포분율 변화에 대한 냉각재 기포반응도 39
그림 2.1.4. Fuel type에 따른 버클링 46
그림 2.1.5. Fuel type에 따른 유한증배계수(냉각상태) 46
그림 2.1.6. Fuel type에 따른 유한증배계수(기포상태) 46
그림 2.1.7. 냉각재 온도에 따른 측정된 버클링 46
그림 2.1.8. 37-element FNU에 대한 유한증배계수 47
그림 2.1.9. 37-element MOX에 대한 유한증배계수 47
그림 2.1.10. 냉각재 순도에 대한 유한증배계수 (37-element FNU) 47
그림 2.1.11. 냉각재 순도에 대한 유한증배계수 (37-element MOX) 47
그림 2.2.1. CFX10-CAMO 모델을 이용한 월성 2/3/4호기 정상상태 감속재 유동 모사 72
그림 2.2.2. CFX10-CAMO에 의한 STERN 감속재 실험 모사 73
그림 2.2.3. Laufer(1952)의 원형관 내부유동 실험 모사 74
그림 2.2.4. SSG 난류모델을 적용한 곡관 내부유동(Azzola,1986) 실험 모사 75
그림 2.2.5. SST 난류모델을 적용한 충돌제트(Cooper,1993) 모사 76
그림 2.2.6. 충돌제트의 중심축에서 벽면에 수직한 RMS 난류 속도 성분 76
그림 2.2.7. 감속재 노즐 유동모사를 위한 격자구조와 SST 난류모델을 사용한 모사결과 77
그림 2.2.8. 정상상태 조건에서 과도계산에 의한 감속재 온도 변동 78
그림 2.2.9. 난류모델에 대한 감속재 해석 민감도 분석 79
그림 2.2.10. 핵연료다발별 과도 열부하 처리를 위한 계산 과정과 User Subroutines 80
그림 2.2.11. LOECC를 동반한 RIH 35% 파단사고에 대한 감속재 해석 81
그림 2.2.12. LOECC를 동반한 ROH 100% 파단사고에 대한 감속재 해석 81
그림 2.2.13. LOECC를 동반한 PSB 55% 파단사고에 대한 감속재 해석 82
그림 2.3.1. CFD 해석을 위한 격자모델 94
그림 2.3.2. 입구경계조건에 주어진 증기온도 분포 95
그림 2.3.3. 증기온도 실험결과와 CFD 결과 비교 95
그림 2.3.4. Inner FES 온도에 대한 CFD 결과와 실험결과의 비교 96
그림 2.3.5. Middle FES 온도에 대한 CFD 결과와 실험결과의 비교 96
그림 2.3.6. Outer FES 온도에 대한 CFD 결과와 실험결과의 비교 97
그림 2.3.7. 압력관 온도에 대한 CFD 결과와 실험결과의 비교 97
그림 2.3.8. 고온화학반응 실험 루프 개요 (예: CS28 실험장치) 101
그림 2.3.9. FES 설계 (예: CS28 실험장치) 101
그림 2.3.10. 실험장치 단면을 통해 본 FES, 압력관, 칼란드리아관 배치 (CS28-2) 102
그림 2.3.11. 실험장치 길이 방향으로 본 thermocouple의 위치 및 표시 번호 (CS28-2) 103
그림 2.3.12. CS28 실험들에 대한 실험부 단면 비교 103
그림 2.3.13. CS28-2 실험장치의 측면 105
그림 2.3.14. CS28-2 실험장치 실험부 단면에서 본 spacer plate 위치 105
그림 2.3.15. 동심원인 두개 실린더 표면에서의 복사열전달 111
그림 2.3.16. CFX 메쉬 생성 모습 112
그림 2.3.17. CFX-10 계산 결과와 해석해와의 비교 112
그림 2.3.18. 선접촉(line contact)된 세개 표면사이에서의 복사열전달 문제 113
그림 2.3.19. 복사열전달해석을 위한 네트워크 114
그림 2.3.20. 원주방향 segment 개수 증가에 따른 view-factor 계산값의 수렴 과정 115
그림 2.3.21. CFX 계산값과 해석해와의 비교 115
그림 2.3.22. 28봉 및 압력관 사이의 복사열전달 문제에 대한 기하학적 모습 116
그림 2.3.23. 원주 방향에 대한 복사열전달 표면 세분화 (6-segment) 117
그림 2.3.24. 원주방향에 따른 CFX 계산값과 해석해의 온도 분포 비교 117
그림 2.3.25. CS28-2 실험부 단면도 118
그림 2.3.26. CFX 계산을 위한 메쉬 생성 118
그림 2.3.27. 길이방향 메쉬 조밀도에 따른 CFX 계산 비교 119
그림 2.3.28. 정상상태 계산시 에너지 균형 120
그림 2.3.29. 내환봉에서의 FES 온도 측정값과 CFX 계산값의 비교 120
그림 2.3.30. 중환봉에서의 FES 온도 측정값과 CFX 계산값의 비교 121
그림 2.3.31. 외환봉에서의 FES 온도 측정값과 CFX 계산값의 비교 121
그림 2.3.32. 압력관 온도 측정값과 CFX 계산값의 비교 122
그림 2.3.33. CS28-2 실험의 과도상태에서의 가열봉 열출력 추이 123
그림 2.3.34. 가열봉 및 압력관 온도 추이 (입구로 부터 1575 mm 위치) 123
그림 2.3.35. 증기/지르칼로이 산화반응에 의한 수소 생성량 비교(출구에서 측정된 수소 누적량) 124
그림 2.3.36. 실험값과 CFX 계산값의 비교 (입구로 부터 225 mm 위치) 124
그림 2.3.37. 실험값과 CFX 계산값의 비교 (입구로 부터 1575 mm 위치) 125
그림 2.3.38. 37봉 핵연료 3차원 형상 128
그림 2.3.39. 핵연료봉 1/6 단면 형상 129
그림 2.3.40. 2차원 단면 그리드 129
그림 2.3.41. 3차원 그리드 129
그림 2.3.42. 벽면 근처에서의 유동장(입구에서 3m 지점) 131
그림 2.3.43. 핵연료 온도 (입구에서 3m 지점) 131
그림 2.3.44. 실험에 사용된 모의 핵연료다발 및 냉각계통 측면도 133
그림 2.3.45. 실험용 모의핵연료 다발의 단면도 134
그림 2.3.46. CS28-1 실험 실험부의 CATHENA Thermalhydraulic 모델링 134
그림 2.3.47. test bundle내의 TC 위치 실례 134
그림 2.3.48. Inner ring FES temp. Comparison (Exp't, CHAN-II, CATHNA)) 136
그림 2.3.49. Middle ring FES temp. Comparison (Exp't, CHAN-II, CATHENA) 136
그림 2.3.50. Outer ring FES temp. Comparison (Exp't, CHAN-II, CATHENA) 136
그림 2.3.51. Pressure tube temp. Comparison (Exp't, CHAN-II, CATHENA) 136
그림 2.3.52. Test fuel bundle heating condition during CS28-1 transient test 137
그림 2.3.53. Inner ring FES temp. Comparison 137
그림 2.3.54. Middle ring FES temp. 137
그림 2.3.55. Outer ring FES temp. Comparison 138
그림 2.3.56. Pressure tube temp. Comparison 138
그림 2.3.57. 변형된 압력관내 복사 및 대류열전달, 금속-증기화학반응 실험부 단면 138
그림 2.3.58. 변형된 압력관 고온열전달 실험에서 예상되는 복합열전달 현상들의 단순화된 개념도 139
그림 2.3.59. 변형된 압력관 고온열전달 및 대류열전달, 금속-증기화학반응 실험부 CATHENA 모델링 139
그림 2.3.60. Electric power to the heaters of the CS28-2 experiment 141
그림 3.3.61. Inlet steam injection line and the unheated entrance region of the test section and the measured steam temperatures 141
그림 2.3.62. The FES and the PT temperatures along the axial direction for the initial steady state 142
그림 2.3.63. Inner ring FES temperature along direction compared with the measured one 143
그림 2.3.64. Middle ring FES temperature along the axial direction compared with the measured one 143
그림 2.3.65. Outer ring FES temperature along the axial direction compared with the measured one 144
그림 2.3.66. Pressure tube temperature along the axial direction compared with the measured one at the bottom of PT 144
그림 2.3.67. Comparison of the predicted FES temperature history of the inner, middle and outer ring with those measured at the axial location of 225mm into the heated zone 145
그림 2.3.68. Comparison of the predicted FES temperature history of the inner, middle and outer ring with those measured at the axial location of 625mm into the heated zone 145
그림 2.3.69. Comparison of the predicted FES temperature history of the inner, middle and outer ring with those measured at the axial location of 1125mm into the heated zone 146
그림 2.3.70. Comparison of the predicted FES temperature history of the inner, middle and outer ring with those measured at the axial location of 14225mm into the heated zone 146
그림 2.3.71. Comparison of the predicted FES temperature history of the inner, middle and outer ring with those measured at the axial location of 1575mm into the heated zone 147
그림 2.3.72. Comparison of the predicted FES temperature history of the inner, middle and outer ring with those measured at the axial location of 1575mm into the heated zone 147
그림 2.3.73. Comparison of the predicted FES temperature history of the inner, middle and outer ring with those measured at the axial location of 1725mm into the heated zone 148
그림 2.3.74. Comparison of the predicted FES temperature history of the inner, middle and outer ring with those measured at the axial location of 1725mm into the heated zone 148
그림 2.3.75. Comparison of the predicted FES temperature history of the inner, middle and outer ring with those measured at the axial location of 1725mm into the heated zone 149
그림 2.3.76. Comparison of the predicted FES temperature history of the inner, middle and outer ring with those measured at the axial location of 1800mm into the heated zone 149
그림 2.3.77. Hydraulic nodalization of channel 06_mod for blowdown analysis 158
그림 2.3.78. Solid structure model of 06_mod channel for fuel channel blowdown analysis 159
그림 2.3.79. Solid structure model of 06_mod channel for fuel channel post-blowdown analysis 159
그림 2.3.80. Hydraulic nodalization of 06_mod fuel channel for post-blowdown 160
그림 2.3.81. CHAN-II와 CATHENA 코드용 핵연료 채널 모델의 비교 160
그림 2.3.82. Heat transfer to moderator from each bundle across the PT/CT 161
그림 2.3.83. Heat generation rate by Zr-H2O reaction, heat removal by steam convection and heat removal across PT/CT to moderator from 06_mod channel 161
그림 2.3.84. Maximum fuel and PT temperatures of the 6th bundle (Balooning contacted during blowdown phase) 162
그림 2.3.85. Maximum fuel and PT temperatures of the 9th bundle (Not balloning contacted during blowdown and sagging contact at 116 s) 162
그림 2.3.86. Post-Blowdown해석용 CHAN-II 코드모델과 CATHENA 모델과의 비교 163
그림 2.3.87. ECCS 주입 비가용 동반한 RIH 35% LOCA파단 사고시 파단 (후단에 위치한 core critical pass에 속한 95개 핵연료채널에서 blowdown 및 post-blowdown 기간동안 감속재로 전달된 열전달율) 164
그림 2.3.88. Channel temp. for 35% RIH LOCA w/o ECCS (Critical Core Pass)at steam 10g/s, bundle 6 (comparison btw CHAN-II, and CATHENA post-blowdown fuel channel model) 164
그림 3.1.1. 반응단면적 생성의 흐름도 168
그림 3.1.2. RFSP/CATHENA 연계계산 흐름도 169
그림 3.1.3. Nominal and limiting power envelop for 37-element fuel bundle 199
그림 3.1.4. Limiting power envelops for each ring of 37-element fuel bundle 199
그림 3.1.5. Development of element power history from limiting power envelop 200
그림 3.1.6. Fuel temperature vs. Time for the case 1 200
그림 3.1.7. Sheath hoop strain vs. Time for the case 1 201
그림 3.1.8. Fuel centerline temperature at each segment for the case 2 201
그림 3.1.9. True plastic hoop strain at each segment of sheath for the case 2 202
그림 3.1.10. Coolant pressure and normalized power for the case 3 202
그림 3.1.11. Fuel temperature vs. Time for the case 3 203
그림 3.1.12. Predicted sheath hoop strain vs. Time for the case 3 203
그림 3.1.13. Predicted gap release of stable gas and Xe138 for the case 3 204
그림 3.1.14. Release of stable gas and Xe138 to gap for the case 3 204
그림 3.1.15. Fuel fragments temperature transients predicted by the REDOU code 205
그림 3.1.16. Fractional oxidation of fuel fragments predicted by the REDOU code 205
그림 3.1.17. Release constant predicted by the REDOU code 206
그림 3.1.18. Fractional release of I-131 predicted by the REDOU code 206
그림 3.2.1. CANTHIS DB 검색화면 208
그림 4.1.1. Overall ACR plant flow diagram 211
그림 4.1.2. Heat transport system layout 212
그림 4.1.3. ACR reactor assembly 213
그림 4.2.1. Overall flow charts of safety analysis methods 232
그림 4.3.1. 기존의 CANDU 격자 모델(왼쪽)과 개선된 격자모델(오른쪽) 235
그림 4.3.2. Pointwise 방법에서의 CANDU핵연료 모델(Refined)(왼쪽)과 두격자사이의 반응기기 모델 235
그림 5.1.1. CE LBLOCA 평가모델 코드 해석 체계 240
그림 5.2.1. Two-loop network 모델 246
그림 5.2.2. 계통해석을 위한 CATHENA 입력자료의 노드화 251
그림 5.2.3. Nominal and limiting power envelop for 37-element fuel bundle 256
그림 5.2.4. Limiting power envelops for each ring of 37-element fuel bundle 256
그림 5.2.5. Development of element power history from limiting power envelop 256
그림 5.2.6. 정상상태 열부하 260
그림 5.2.7. 비상노심냉각 상실을 동반한 입구헤더 35% 파단사고 사고과도시 감속재로의 열부하 (A: PT/CT contact; B: direct heating) 261
그림 5.2.8. 비상노심냉각 상실을 동반한 입구헤더 35% 파단사고에 대한 최소 감속재 과냉각도 해석결과 263
그림 5.2.9. BD 채널해석을 위한 CATHENA 입력자료의 노드화 (06_mod 채널) 266
그림 5.2.10. PBD채널해석을 위한 Solid structure 모델 (06_mod 채널) 267
그림 5.2.11. PBD채널해석을 위한 CATHENA 노드화 (06_mod 채널) 267
초록보기
I. 제목
중수로 안전해석체제 수립 및 요소기술 개발
II. 연구개발의 목적 및 필요성
연구개발의 목적
○ 중수로 설계/운영 안전해석코드 개선 및 검증
○ 중수로 설계/운영 안전해석 코드 통합 운영체제 개선
○ 신형중수로 신규 안전해석 방법론 적용성 평가
○ 중수로 안전해석 절차서 개선
연구개발의 필요성
○ 기술적 측면
원전의 안전성 확인 및 안전현안 해결에는 안전성 평가능력 확보가 필수적이다. 중수로의 안전성 평가 기술의 자립을 위해서는 무엇보다도 중수로 안전해석체제 구축, 안전해석 방법론, 모델 개발 및 평가기술 개발이 수반되어야 한다.
○ 경제ㆍ산업적 측면
중수로 핵심기술 자립을 달성함으로써 원자력 발전의 경쟁력 제고와 국외 원자력 기술수출에 기여할 수 있으며 국내 원자력 산업의 안정적 발전에 기여할 수 있다.
○ 사회ㆍ문화적측면
중수로 안전에 대한 사회적 수용성을 개선하기 위해서는 중수로 안전에 대한 신뢰성 확보가 필수적이며, 이를 위해 중수로 안전성 확인을 위한 안전해석체제 확보 및 원천기술의 자립화가 우선적으로 해결하여야 되어야 한다.
III. 연구개발의 내용 및 범위
○ 기포반응도, 출력섭동, 감속재 등 안전현안 요소기술을 반영한 개선 안전해석 방법론 및 체계수립
- WIMS-CANDU 개선 및 검증
- 출력펄스계산 및 과도해석체제검증
- WIMS-CANDU를 이용한 기포반응도 영향 평가
- 과도시 감속재 냉각도 계산 및 노내 압력관 건전성 평가
○ 개선된 안전해석 체계를 국내 중수로 적용
- 핵연료채널의 PBD (Post Blowdown) 해석을 위한 3-D 열수력 및 복사열전달 평가 상세 모델개발 및 검증
- 개선된 안전해석 체계 이용 LBLOCA (Large Break Loss of Coolant Accident) 핵 연료채널 해석
○ 웹기반 중수로 데이터베이스 확장 및 CANTHIS Beta 2.0 개발
○ 계통 최적 안전해석방법론 평가
- CANDU-6 적용가능 방법론 도출
- 최적해석방법론 선별적 적용방안 검토
○ 중수로 안전해석절차서 보완ㆍ개선
- 사고대상별 안전해석 절차서 보완
IV. 연구개발 결과
○ 격자용 코드(WIMS-CANDU ver. 1.0) 개발
- Pin-lattice 모델을 이용한 WIMS-CANDU의 검증
- 실험 자료(ZED-II, DCA)를 이용한 WIMS-CANDU 검증
- 기하학적 특성이 공명에너지 영역에서의 중성자감속 근사에 미치는 영향분석
- 중수형 원자로 설계용 코드의 공명반응 모델 분석
○ 과도시 감속재 과냉각도 계산 및 노내 압력관 건전성 평가
- CFX10-CAMO 감속재 해석모델 개발
- CFX-10.0를 사용한 감속재 주입 Diffuser내의 유동해석
- 비상노심냉각 상실을 동반한 LBLOCA에 대한 감속재 해석 및 검증
○ 핵연료채널 CATHENA PBD 해석 모델 및 검증용 CFD 모델 개발
- 정상상태 CS28-1 실험 열유동 현상에 대한 CFD 해석
- CS28-2 실험자료의 CFD 해석 모델 개발 및 검증
- 37봉 핵연료 채널에 대한 CFD 입력 모델 개발 및 예비 계산
○ 핵연료채널 CATHENA PBD 해석 모델 및 검증, 개선된 안전해석 체계 이용 LBLOCA 핵연료채널 해석
- 카나다에서 도입된 기존의 핵연료채널 안전해석 체제인 CATHENA, CHAN-II 연계해석체제를 CATHENA코드로 일관성 있게 통일하는 새로운 핵연료채널 해석체제 및 관련 해석방법론을 구축하며, 그 타당성을 입증
- CS28-1 정상/과도상태 해석 및 검증
- 경년화된 핵연료채널 실험 CS28-2 분석, CATHENA 해석모델 개발 및 검증
- 고온 핵연료 채널 실험 자료 웹 DB 에 확장 저장
○ 노심, 핵연료봉 사고해석 연계체제 확장 및 보완
- WIMS-CANDU와 RFSP 연계계산용 인터페이스 개발
- RFSP/CATHENA 코드 체계의 연계계산 흐름도 작성
- 중수로 핵연료의 성능 분석과 사고 시 핵연료의 거동 및 핵분열생성물 해석에 이용되는 코드들을 정리하고, 이 중 ELESTRES, ELOCA, REDOU, COREFPR 코드들에 대한 사용자 지침 작성
○ 신형중수로 신규 안전해석 방법론 적용성 평가
- 최근 캐나다 AECL이 개발한 신형중수로 원자로인 ACR-7 (Advanced CANDU Reactor)에 대해 적용된 신규 안전해석방법론 조사 및 검토
○ 일반안전해석 절차서 개발
- 사고별 안전해석 절차를 문서화 및 규격화
V. 연구개발결과의 활용계획
○ 중수로 안전현안 해결에 활용
- GAI95G04: LOCA시 기포반응도 불확실도 평가
- GAI95G05: 감속재 온도 예측
- GAI99G01: 안전해석의 체계적 QA
- GAI99G02: 안전해석용 전산코드 대체
○ 월성 현장 애로 사항 해결에 활용
- 증기발생기 감압의 안전성에 미치는 영향 평가에 활용 가능
- 증기발생기 세정시 안전성에 미치는 영향 평가에 활용 가능
- 노심방재대책을 위한 노심손상량 계산프로그램 개발에 활용 가능
- CANFLEX 상용화 추진시 CANFLEX 핵연료다발 사고해석에 활용 가능
○ 설계/운전 안전해석 코드 개선에 활용 (중수로 고유/일반 안전현안 해결에 활용)
- 3차원 감속재 해석을 통해 압력관 건전성 평가에 활용.
- 고온핵연료채널 실험검증용 CFX 모델개발 및 CHAN-II 코드의 CATHENA 코드 대체
- 사고해석시 핵연료채널 Post-Blowdown 해석을 위한 사고해석방법론 개선에 활용
- CATHENA-CHAN-II 해석체제를 CATHENA-CATHENA 해석체계로 대체함으로써 비가용 ECCS (Emergency Core Cooling System) 주입 LBLOCA시 핵연료 손상 및 채널파손에 대한 안전여유도의 증가가 예상되며, 중수로 인허가를 목적으로 하는 모든 LBLOCA시 안전해석업무에 활용
- 중수로 LOCA사고시 발생하는 출력 펄스 계산 과 같이 노심/열수력 반복계산이 필요할 경우에 노심/열수력 연계계산에 활용MARC 보기
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