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기술의 정의
○ 사고 조건에서 원자로건물 내 잔열을 외부로 효과적으로 제거하여 발전소 안전을 확보하는 기술
○ 응축 열전달 특성이 우수한 PCCS 열교환기와 우수한 자연순환 특성을 가지 는 원자로건물 피동 냉각계통을 확보하기 위한 기술
○ CFVS를 통한 증기 방출량을 최소화하여 IRWST 내 수원을 장기간 확보하 고, 필요 시 외부로부터 냉각수를 보충하는 기술
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국내 기술개발 수준 및 현황
○ 국내 개발 iPOWER 등 개량형 경수로는 확장설계조건에서도 최대 7일간 원 자로건물 내 잔열을 원자로건물 외부로 배출하는 PCCS를 구비하고 있음.
○ PCCS 응축수를 IRWST로 수거하여 장기간 잔열제거가 가능한 기능을 구비
항목 주요 내용 개발대상 핵심 요소기술
Ÿ LBLOCA
발생배제를 위한 Anti-whip system 선행분석
Ÿ 국내 원전의 anti-whip 기구학적 특성 파악 및 설비 개선
Ÿ 동적해석 기술 확립
Ÿ 최대 파단사이즈 계산을 위한 기반 기술 확보
Ÿ 최대 파단크기 결정 방법론
Ÿ 기구학적으로 발생가능한 최대 파단사이즈 결정 기술
Ÿ 원전 상황에서 발생 가능한 최대 파단크기 도출
Ÿ 기구학적으로 모든 원자로 부분의 최대 파단크기 결정
Ÿ 파단 크기 스펙트럼의 사고 중요도 분포 Ÿ IBLOCA 파단
스펙트럼 실증 실험
Ÿ 최대 파단크기 내 스펙트럼 분석 Ÿ 파단 크기별 기본 실험 조건 및
민감도 평가실험 항목 도출
Ÿ 중요인자에 대한 민감도 평가 DB
Ÿ IBLOCA 검증계산 및 핵연료 연소도를 포함한 민감도 분석 기술
Ÿ 중요인자에 대한 민감도 평가
Ÿ 핵연료 연소이력 효과 반영 방안 도출 Ÿ 주요현상에 대한 현상파악 및
스케일링 효과 검토를 위한 개별 효과 실험계획 수립
Ÿ 핵연료 연소 이력 효과 반영 방법론 도출
Ÿ IBLOCA 최적해석을 위한 불확실도 정량화 방법론
Ÿ 개별효과 실험 수행
Ÿ 핵연료 연소도 효과가 고려된 IBLOCA 불확실도 정량화 방법론 평가
Ÿ 핵연료 연소도 효과가 고려된 IBLOCA 불확실도 정량화 방법론 수립
하고 있음.
○ 다양한 형태의 핀을 구비한 열교환기에 대한 실험 및 해석 연구가 수행됨.
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국외 기술개발 수준 및 현황
○ 러시아의 VVER1200, 중국의 HPR1000 등 iPOWER 경쟁 노형들도 유사한 PCCS 설계를 채택하여 중대사고 조건에서 장기 잔열제거 기능을 확보함.
○ 열교환기 표면의 응축막 형태와 표면 상태에 따른 응축수 제거 성능에 대한 연구를 수행함.
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미래동향 예측
○ PCCS 성능 평가 및 설계에 필수적인 응축 모델의 불확실도가 상당히 존재 하므로 관련 연구가 활발히 수행되고 있음.
○ PCCS는 미래형 경수로의 핵심 안전 계통으로 냉각 성능이 우수하고 응축수 를 회수하는 기능이 향상될 경우 장기간 냉각성능 확보가 가능함.
○ CFVS 등의 동작에 따라 응축수 용량이 감소하는 경우 이를 외부에서 보충 할 수 있는 설계 개념의 도입이 필요함.
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기술개발 수행체계
○ PCCS 열전달 특성을 확인하는 기초 실험 및 열전달 성능 향상을 위한 기반 연구가 필요하며, 설계 반영을 위한 산학연 연계 수행 체계가 필요함.
○ 사고 조건 확인 및 CFVS 동작 영향 등을 고려하기 위해 열수력 모델링 및 사고 해석 기술과의 연계가 필요함.
○ 산⦁학⦁연 공동연구체계
- 1단계(2년) : 표면 응축 열전달 향상 기술 개발 및 정량적 분석
- 2단계(3년) : 열교환기 설계에 따른 응축수 회수율 향상 및 냉각 성능 정량적 분석
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세부기술의 구성 및 주요 내용
항목 주요 내용 개발대상 핵심 요소기술
Ÿ PCCS 성능 향상 기술
Ÿ 표면 응축 열전달 향상 기술 개발 Ÿ PCCS 열교환기 설계 기술 개발 Ÿ PCCS 자연순환 향상 및 특성 평가
Ÿ 응축 열전달 상세 실험 및 모델링
Ÿ PCCS 설계 최적화 Ÿ 장기냉각 실패
실질적 배제 설계
Ÿ 원자로 공동 냉각과 원자로건물 대기 냉각 향상을 위한 설계 개념 연구
Ÿ 피동안전냉각계통 개념 개발
1.3 원전 중대사고 예방 기술 1.3.1 개요
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이슈 및 문제점
○ 원전의 중대사고를 예방하기 위한 핵심 기술로써, 핵연료와 관련된 기술, 원전의 안전 체계를 이루는 기기의 생존성을 보장하기 위한 기술, 다중고장 사고 범주의 해석 및 실증 실험, 그리고 사고 대응의 인적 수행도 향상과 함 께 혁신 개념의 안전 기술을 포함하였음.
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기술개발 필요성
○ 후쿠시마 사고 이후 설계확장조건 시 비상노심냉각 특성에 대한 관심은 고조 되고 있으나 이를 종합효과실험에서 모의하여 안전성을 입증한 바는 없음.
○ 설계확장조건에 대한 실증실험을 통한 안전해석기술의 고도화 및 중대사고 진입방지 원천 기술을 확보함.
1.3.2 다중고장사고 환경 기기 생존성 평가 기술 가. 기술 개요
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이슈 및 문제점
○ 후쿠시마 원전 사고 이후 원전의 안전에 대한 패러다임 크게 변화됨에 따라 설계기준뿐 아니라 설계기준초과사고 조건에서 원전 기기와 설비에 대한 건전성 확보 및 건전성 보장을 위한 평가가 요구됨.
- 원전의 안전정지, 정지상태 유지, 그리고 사고 완화에 필수적인 안전 관련 핵심 기기와 설비에 대해서는 설계기준사고뿐 아니라 설계기준초과사고 조건에서도 고유의 기능과 성능 유지 필요
- IAEA는 설계기준의 범위를 벗어나는 설계확장조건(DEC) 개념을 도입하여 설계기 준을 초과하는 극한사고 조건에서 원전의 안전관리 방안 수립 요구
Ÿ 보조 냉각수 계통 설계 및 평가 Ÿ 설계기준사고 및 다중고장사고 관리
전략 타당성 평가
Ÿ 피동냉각, 피동 안전주입, 원자로건물 여과배기 동작에 대한 시나리오 별 안전해석
○ 최근 10여년 사이에 일본 등의 일부 원전에서 설계기준을 초과하는 지진을 경험함에 따라 설계기준초과지진 조건에서 원전의 지진 안전성 재평가 및 내진성능 상향에 대한 요구가 증가함.
○ 특히 국내에서는 경주 및 포항지진 이후 원전의 지진 안전성에 대한 관심이 증폭됨에 따라 신규 설계 원전뿐 아니라 가동 중인 원전에 대해서 지진 안 전성 재평가 요구하고, 설계기준을 초과하는 지진 조건에 대한 내진성능 평 가를 요구함.
○ 정상운전과 설계기준사고 조건뿐 아니라 설계기준을 초과하는 극한사고 조 건에서 안전관련 주요 기기와 설비에 대한 구조건전성 및 생존성 확보가 필 요함.
○ 현재 설계기준초과사고 조건에서 원전 주요 기기와 설비에 대한 구조건전 성과 생존성 평가를 위한 평가 방법 및 절차, 기술기준, 규제요건 등이 확립 되어 있지 않음.
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기술개발 필요성
○ 원전의 안전에 대한 패러다임 변화에 따른 안전성 확보 및 강화, 그리고 중 대사고의 예방과 대처를 강화하기 위해서 설계기준초과사고 조건에서 안전 관련 주요 기기와 설비에 대한 구조건전성 평가와 생존성 평가 방법, 절차, 기술기준, 규제요건 등의 개발이 필요함.
○ 설계기준초과사고 조건에서 안전관련 핵심 기기와 설비에 대한 구조건전성 평가와 생존성 평가를 위한 방법, 절차, 기술기준, 규제요건 등의 개발을 위해 서는 여러 분야의 기술개발이 필요하지만 특히 아래의 기술 개발이 필요함.
- 설계기준초과사고 하중 조건에서 기기 및 설비의 구조건전성 평가기술 확립 - 설계기준초과사고 환경에서 기기 및 설비의 생존성 평가기술 확립
○ 설계기준초과사고 조건에서 원전 기기 및 설비의 신뢰성 있는 구조건전성 평가를 위해서는 원전 기기 및 설비에 미치는 설계기준초과사고 하중의 특 성이 적절히 반영된 평가 방법과 절차 개발이 필요함.
○ 설계기준초과사고 조건에서 기기 및 설비의 기능/성능 확보 여부를 평가하 기 위해서는 설계기준초과사고 환경에서 기기 및 설비의 재료물성과 손상 거동이 적절히 반영된 생존성 평가 방법과 절차를 개발할 필요가 있음.