신형원자로안전성평가 - KINS · 2018. 1. 1. · • 신형원전,...

KINS

신형원자로 안전성 평가

안전현안연구실설광원

1

제16회원자력안전기술정보회의, 대전

2012. 4. 4(수), 대전 DCC

Contents

안전규제연구의 배경

3차2단계 연구개발내용 및 결과 (‘10.3~’12.2)

4차 연구개발 기획 (‘12.3~)

결론

연구결과의 활용사례

-2-

I

II

III

IV

V

I. 안전규제연구의 배경 (1)

안전규제연구의 환경변화

국가적으로 제3차 원자력연구개발사업(‘07.3~’12.2)이 종료되고 제4차 연구개발사업(’12.3~17.3)이 시작

제3차 2단계(‘10.3~’12.2) 연구개발사업 기획 시점 : 우리나라 신형원자로,APR1400이 UAE에 수출 확정되면서 글로벌 원자력 산업 환경

제4차 원자력연구개발 기획 현시점 : 국외, ’11.3. 발생한 일본 후쿠시마 원전사고, 국내 ’11.10. 출범한 대통령산하 원자력안전위원회(NSSC) 등으로원자력 안전 규제 환경

열수력 분야의 안전규제연구 방향

원전의 독립적인 규제검증을 위한 안전성 평가체계를 개발, 구축하여 국내원전 인허가심사에 활용하는 기반연구

전 단계 : 국제적 공통 관심사로 글로벌 이슈들에 대해 “글로벌 안전현안대비한 안전성 평가체계 확립 및 기술기준 개발” 과제 기획, 수행

현 단계 : 원전 안전성 강화, 정밀해석기술 개발 등 안전성 평가체계를 확장하는 “신형원자로 안전성 평가 신기술 개발”과제 기획, 추진 중

-3-

II. 3차2단계 연구개발내용 및 결과 (‘10.3~’12.2)

-4-

국제적으로 추진되거나, 국내에서 신형원전 개발과 관련해 시급히 안전규제연구가 요구되는 현안1) 신규원전(SMART, APR+) 피동열제거 설비의 안전성 평가기술 [활용]

2) 원전 안전해석 예측성 향상을 위한 고정밀 연계해석체계 구축 [기반]

3) 규제검증용 RETAS 체계를 활용한 안전성 평가기술 [활용]

4) 국제적 수준의 원전 중대사고 대처설비의 성능평가 기술 [활용]

[대과제] 글로벌 안전현안 대비 열수력 안전성 평가체계 확립 및 기술기준 개발

안전해석 고정밀 연계해석체계 구축 및 주요 열수력현상의 모델 개발[국제공동연구]- OECD/NEA BEPU- USNRC CAMP- FONESYS 등

세부과제 2 [KAERI]

피동열제거 신규설비의안전성 평가기술 및기술기준 개발[국제공동연구]- IAEA MASLWR 등

세부과제 1 [KINS]

RETAS 체계를 활용한노심 및 안전계통의현안평가[국제공동연구]- USNRC CAMP - OECD/NEA BEPU- OECD/NEA ATLAS/ISP 등


중대사고 대처설비성능평가 기술 개발

[국제공동연구]- OECD/NEA ISTP,BIP,STEM- OECD/NEA ThAI,SERENA- EU SARNET2- USNRC CSARP 등


위탁 2건 위탁 1건 위탁 1건 위탁 1건

안전성 평가체계 (참조)

-5-

※ RETAS : 지난 원자력연구개발사업에서 개발한 규제검증용 안전성평가 체계(해석 전산코드, 해석 방법론, 해석용 DB 등)로 MARS-KS, COREDAX, FRAP, CONTAIN, RADTRAD, GUI/REATS-WB 등으로 구성

미국현황 USNRC 코드 개발기관 사용자

핵연료성능

분석FRAPCON-3/ FRAPTRAN PNL FRAP

Users중성자동특성분석 PARCS3.0 Purdue

Univ. CAMP Users(Int’Coop.)

계통열수력

분석RELAP5/MOD3TRACE5.0 NRC/ISL

입출력관리 SNAP1.2.0 APT Inc.

격납용기 및

중대사고분석

MELCOR2.1 SNL CSARPUsers(Int’Coop.)

SCDAP/RELAP5CONTAIN -

DBA선량

분석RADTRAD3.1 NRC/ITSC RIUG

보건선량계산 VARSKIN ORNL


-6-

피동형 열제거 설비 관련 안전성 평가기술 개발

연구내용신규원전 피동형 안전설비 도입에 따른, 원전계통해석코드(MARS-KS)의 모델 검토/개선, 안전성 평가방법 개발 등

주요 연구결과• 국내 신형원전(APR+ PAFS, SMART PRHR), 국외 피동형설비(AP600 등)에 대한 실험, 해석, PIRT 등 조사, 분석

• 피동형 설비 관련 12개의 중요 열수력 현상 도출응축열전달, NC gas 영향, 자연대류 및 순환, 유동양식, 수위영향, 수격현상, 원심력 영향, 유동불안전성 등

• 12개 열수력 현상에 대한 계통해석코드 (MARS-KS, REALP5, TRACE 등) 해석능력 분석, 개선사항 도출

POSTECH, Purdue Univ., UCB-Kuhn, KAIST, METU, NOKO, MASLWR, MWR 등 실험자료 검증 평가

• CFD 정밀계산 (원심력, 자연순환 등), SMART LOFA, APR+ LOFW 등 원전 사고해석능력 평가 등

세부1-1

< APR+ PAFS 해석모델 >

< NOKO 응축실험 해석모델 >


-7-

피동형 열제거 설비 관련 기술기준 개발

연구내용피동형 안전설비 설계 채택에 따른 안전해석기준 및 관련 기술기준의 검토

주요 연구결과• 국내외 약 12개 신규원전의 피동형 안전설비설계사례, 국외 신형로 설계요건 (EPRI URD, EUR 등) 조사, 분석

• 국외 안전기준 (IAEA TECDOC, NRC SER & SECYs, 10CFR 등), 국내 안전기준 (KINS/GE-N001) 조사, 분석

• 안전기능에 따른 보조급수계통, 잔열제거계통의 기술기준 개선점 도출

• 수격현상 평가, 유동안전성 평가, 해석 모델의평가 등 추가적인 안전기준 도출

세부1-2

< 국내외 피동형 안전설비 설계현황 분석 >


-8-

LOCA시 재관수 열수력현상의 모델개선

연구내용LOCA 분석시 핵심 열수력 현상인 재관수 (Reflood)모델 개선, MARS-KS코드 사고해석 예측성 제고

주요 연구결과• 분산유동영역 열전달 모델, 액적 모델, Top quenching, 그리드 효과 등 재관수 모델 개선

• FLECHT-SEASET, RBHT, LOFT L2-5 등 실험 검증평가• APR1400 LBLOCA 불확실성 평가 등

세부2-1

< 재관수모델 개선 PCT 검증계산 결과 >

고정밀해석코드 연계해석체계 개발

연구내용원전 계통해석코드(MARS-KS 등)와 국부현상을 정밀하게분석하는 CFD코드 (CUPID 등)와 연계해석기술 개발

주요 연구결과• 국내 개발코드 MARS-CUPID implicit 연계해석기술 구축• 다양한 개념문제, 실용문제로 연계기술 데모계산 수행• MARS-CFD(FLUENT) 연계해석기술 평가 등

세부2-2

400

500

600

700

800

900

1000

1100

1200

1300

1400

0 100 200 300 400 500 600

Time (sec)

Clad Temperature (K)

EXP at 111"(min)

EXP at 111"(max)

Original Model

Improved Model

< MARS/CUPID 연계해석체계 예시계산결과 >


-9-

국내외 열수력 실험 DB확장 및 관리프로그램 개발

연구내용안전해석코드 검증에 기반인 국내외 열수력 실험DB수집, 사용자 편의성 제고를 위한 DB 관리프로그램 개발

주요 연구결과• 국내외 실험자료 DB 확장(OECD-PKL, ATLAS 실험 등)• Linux, Mac 운영기반 key word 검색방식 등• 사용자 편의의 실험DB 관리프로그램 개발

세부2-3

국내외 MARS-KS 코드 사용자 지원

연구내용MARS코드의 국내 산,학,연 활용 확대를 통한 품질 제고

주요 연구결과• 코드 오류개선 및 요구모델 개발 (MARS-KS V1.3 배포)• 국제적인 사용자 그룹으로 확대 (교육, 훈련 확대)• 국제공동연구(OECD PKL 등)에 활용 확대 등

세부2-4

< DB관리프로그램 제공 정보 예시 >

< 사용자의 오류개선 및 요구모델 개선 항목 >


-10-

설계기준 LOCA 재정의에 대비한 안전규제 영향분석

연구내용국제적으로 설계기준사고 LOCA 재정의가 진행, 이에 따른국내 규제 영향, 안전성 평가방법의 검토, 개선

주요 연구결과• 설계기준 LOCA 재정의 영향(TBS, 설계/운전 조건 등) 분석• DBA 기준, BDBA 안전여유도 평가방법(OECD-SMAP) 개발• 신형원전, APR1400에 평가방법론 예시적용 등

세부3-1

노심냉각성능 허용기준 및 평가방법론 변경

연구내용국제적 규제현안인 사고시 핵연료 피복관 거동에 대해최근 연구결과를 조사, ECCS 성능기준 개선점 검토

주요 연구결과• ECC성능기준관련 국제적 연구결과, 기술배경 조사, 분석 (USNRC 10CFR50.46 등)

• LOCA 시 변경된 ECC 허용기준의 적절성 검토• LOCA/RIA 사고해석 평가방법론 등 규제영향 분석 등

세부3-2

< APR1400 PCT 확률분포 >

< 핵연료 피복관의 산화도 기준 변경 >


-11-

RETAS 성능개선을 위한 핵연료성능평가 코드 개발

연구내용RETAS 체계의 성능 향상을 위해 국내 고유의 핵연료성능평가 코드의 개발

주요 연구결과• 핵연료 성능분석코드 (FRAPCON 대처할 COSMOS)Pilot 버전 개발

• 피복관산화/크립/변형 등 단위모델 개발. 검증 등

세부3-3

RETAS 코드 및 워크벤치의 기능 확장, NuSTEP 운영

연구내용RETAS 체계의 성능개선, 활용확대, 사용자 그룹의 지속적운영을 통해 국내 안전성 평가체계의 품질 제고

주요 연구결과• MARS-KS 코드의 평가 매트릭스 개발, 실험평가(ATLAS DSP 등), 울진1,2호기 SG교체 후 ATWS 평가 등

• RETAS 워크벤치 전/후처리 기능 개선• NuSTEP User그룹 운영을 통한 성능개선 (오류개선 등)• RETAS 활용 (교육, 기술실시 등) 확대 등

세부3-4

< KINS NuSTEP 업무와 In-kind contribution >

< 핵연료 중심온도 검증 결과 : COSMOS 코드>

III. 4차 연구개발 기획 (‘12.3~)

연구기획 방향

지난 3차 원자력R&D사업을 통해 국제적 수준의 신뢰성 있는 규제검증용안전성 평가체계를 구축, 원전 규제에 활용하는 단계

향후, 안전성 평가체계의 고품질, 신뢰성 제고를 위해 신형 원전 확대 활용, 성능 개선/향상, 예측 정밀성 향상 등 기술고도화 연구 추진

연구기획 방향에 기초한 주요 연구내용

국내 신형원전(APR+ 등)에 다양하게 도입되는 신규설비(PAFS, 확장노심, 판형 핵연료 등)에 대한 새로운 안전성평가 기술개발

최근 안전현안이 복잡한 국부현상에 대한 정밀계산을 요구, 기존 계통해석에 추가 국부 정밀 기기해석이 가능한 안전성평가 기술개발

후쿠시마 원전 사고 이후, 원전 분석이 DBA 해석 중심에서 Beyond DBA해석을 추가요구, 기존 안전성평가 체계의 능력 확장

또한, 국제적인 연구결과, 운전경험을 반영한 기술기준의 변경, 개선(ECCS Rule 등), 그리고 신규 설비에 대한 기술기준의 수립 등

-12-

III. 4차 연구개발 기획 (‘12.3~) - 연구과제

제4차 안전규제연구 과제구성 (5개년)

[1단계] ❍ 신규 도입 설비의 열수력 안전성 평가기술 개발❍ 국부 열수력 현상/거동의 CFD 정밀해석기술 개발❍ DBA/Beyond DBA의 안전성 평가기술 개발❍ LOCA/RIA시 노심냉각성능평가 방법론, 안전여유도 평가모델 개발

[2단계] ❍ 안전성평가체계의 기술검증 및 안전현안해결에 활용❍ 신설계 해석기술에 대한 규제지침, ECCS 성능 및 기술기준 개발

추진전략 및 중점 사항

-13-

[대과제] 신형원자로 안전성 평가 신기술 개발

국부 열수력 현상의CFD 정밀해석기술 개발

※ 복잡한 열수력 현안해결을 위한 신평가체계 구축

세부과제 2

신규도입 설비의안전성 평가기술 개발

※ 다양한 원전 신설계 및기술에 대비한 규제기반 구축

세부과제 1

DBA/Beyond DBA의안전성평가기술 개발

※ 원전 선진국 수준의독립적 규제검증능력 구축

세부과제 3

ECCS 성능기준평가기술 개발

※ 최신의 안전기준 수립,국제적 수준의 안전성 확보

세부과제 4

정밀해석기술 개발전략 (참조)

< 1-D 계통해석코드(MARS-KS)의 계산 모델 > < 3-D 원자로 CFD 정밀해석 모델 >

1. 기존 계통해석코드의 성능 개선, 확장 : 다양한 안전현안 분석자료 생산

2. 최신 CFD 해석코드의 활용 : 복잡한 국부 열수력현상/거동 분석으로 3-D 정밀계산자료 생산

3. 계통해석코드-정밀해석코드 실시간 연계해석 : 신뢰성 높고 정확성 높은 해석자료 생산

-14-

IV. 결 론

안전규제연구의 결과물

규제기반 : 원전 선진국 수준의 독립검증용 안전성 평가체계 (전산코드, 해석방법론, 분석DB 등 ; 전문해석인력 확보) 구축 , 운영

규제활용 : 신형설계, 안전현안 등에 대한 기술적 분석, 규제입장 정립, 안전기준/지침 수립 등

기술보고서, 논문, 프로그램, 원전 분석자료, 해석 DB 등

연구결과의 활용 및 기대효과

신규설비 및 DBA/Beyond DBA에 대한 안전성 평가 기술은 신형원전의 건설 혹은 운영허가 시점에서 안전심사에 직접 활용

원전 정밀안전해석기술은 현안 해결에 활용, 규제능력 향상으로 안전규제의 신뢰성 제고 (사업자, 학계 활용)

최신의 안전기준/지침 개발은 원전의 안전성 향상, 국제적 수준의 안전기준 확보에 기여

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규제활용 사례 (참조)

16

< APR+ PAFS 해석모델 >

< SMART PRHRS 성능분석 >

< APR1400 LBLOCA PCT 불확실성 분석 >< APR1400 Reflood PCT Histogram >

600 700 800 900 1000 1100 1200 1300 1400 1500 16000

50

100

150

200

250norminal case reflood PCT=926.26 K

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Reflood PCT (K)

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