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2015 안전해석심포지움
2015. 7. 16
문상기
([email protected])
한국원자력연구원
Thermal Hydraulics Safety
Research Division
목차
 연구개발 환경 변화
 국외 연구 동향 및 전망
 국내 연구 동향 및 전망
 안전해석기술 발전 방향
 맺음말
2
연구개발 환경 변화 (1) - 일반 동향
후쿠시마 사고 교훈
중대사고 예방조치 강화와 대처능력 향상의 중요성 인식
- 중대사고 방지 위해 설계기준초과사고에 대해서도 안전기능 강화 필요
가동/신규 원전의 심층방어(DiD) 개념의 강화
- 장기간의 SBO 및 Loss of Ultimate Heat Sink에 대비 필요
- 격납용기의 건전성 확보
설계 안전성 및 비상대응 체계의 강화
안전성 평가기준 변화
원자력 안전 패러다임의 변화
- 설계확장조건(DEC: Design Extension Condition) 적용
- 중대사고를 포함하는 DBA의 확장
- LOCA/핵연료 인허가 및 안전 기준 패러다임 변화: LBLOCA 재정의 등
선진형 안전해석체계 구축
다중스케일, 다분야 통합 범용 고정밀 안전해석 기술 개발
이의 평가·검증을 위한 고정밀 실험 및 연계기술 개발 병행
3
연구개발 환경 변화 (2) - 선진 안전해석기술 개발
선진 안전해석 체계 - 다중스케일
(Bestion, 2011)
기기-국소스케일 실험
고정밀 국소스케일 실험
경험적 모델링
기구학적 모델링 (Real 3D)
4
연구개발 환경 변화 (3) - 선진 안전해석기술 개발
 다중스케일 다물리 연계 통합해석
 CATHARE + DRACCAR (EU Framework Program)
 STAR-CCM+ + DeCART + MAMBA (CASL)
 STAR-CD + DeCART (I-NERI)
 RELAP5-3D + FLUENT (INL)
Neutronics
CFD
System T/H
Fuel behavior
Chemistry
CASL VERA System (J. Gehin, 2013)
5
연구개발 환경 변화 (4) - 선진 안전해석기술 개발
 설계확장조건(Design Extension Conditions) 영향
 DEC 조건의 사고유형, 해석방법, 해석모델, 허용요건 등 정립 필요
 기존 해석 범위 확대로 다양한 핵연료 손상을 모의한 최적 해석 필요
 설계기준사고와 중대사고 사이의 노심용융 전 단계에 대한 연구 강화
Operational states
Normal
operation
Anticipated
operational
occurrences
Accident conditions
Design Basis
Accidents
Design Extension Conditions
without core melt
severe accidents
(IAEA, SSR-2/1, 2011)
 State of Core (Haste 2011)
Intact (no damage)
Local clad damage
Local assembly damage
Significant degradation
Total core degradation
6
연구개발 환경 변화 (5) - 사고노심 냉각성
 LOCA/핵연료 인허가 및 안전기준 패러다임 변화
 현재의 LOCA 허용기준 개정 연구 착수(NRC, IRSN)
 변형노심에서 핵연료 재배치로 인한 비상냉각성능은 미해결 현안
 사고노심의 비상냉각성능에 대한 안전규제 강화 예상
 후쿠시마 사고로 신개념 비상노심 냉각계통 개발 및 평가 연구 대두
 LB-LOCA에서 SB, MB-LOCA시의 중고압 조건의 비상냉각성능 관심
(Couturier et al., 2007)
(Moreno et al., 2005)
7
연구개발 환경 변화 (6) - 고정밀 국소 열수력 실험
 계통/기기 안전해석 예측 능력 강화 및 적용성 확장
 계통코드의 다차원, 다중스케일, 다물리 해석 능력 제고
 계통코드와 고정밀 해석코드 연계
 기기 및 CFD급 해석기술 개발 실험 수요 (NEPTUNE, CATHARE-3)
 차세대 고정밀 상세 실험 및 기구학적 모델링 개발
 범용성, 다중 스케일, 고정밀 특성을 갖춘 차세대 안전해석
 기기 및 CFD급 해석기술의 검증 평가 실험
 기구학적 모델 개발을 위한 검증 평가 실험: DNB, PTS, LOCA, 국소비등
 다차원 기구학적 모델 개발
8
국외 연구 동향 (1)
 IRSN, France (Fichot 2007; Ruyer et al. 2011)
 Reflood of a degraded core: coupling of T/H code with core degradation code
 Non damaged core, partly damaged core, fully damaged core
 DRACCAR code: 3D simulation of thermo-mechanical deformation and reflood
 PRELUDE, PEARL: reflood in debris bed (severe accident)
 COAL: Reflood with large blockage with fuel relocation
3000
Temperature (K)
2500
2000
1500
Initial state
1000
500
Clad swelling
and burst
Zr oxidation
Melting and
dissolution
Molten
material
relocation
Molten pool
debris bed
9
국외 연구 동향 (2)
 NURISP, IRSN, France (Zimmermann, 2009)
 Coupling of fuel-mechanics code with thermal-hydraulic code (LOCA)
 Fuel-mechanics code: DRACCAR
Simulation of 3D thermo-mechanical deformation and coolability during LOCA
 System code: CESAR, CATHARE-2
10
국외 연구 동향 (3)
+
11
국외 연구 동향 (4)
 설계기준초과사고, 중대사고 QUENCH Program (Sepold et al. 2007)




Severe fuel damage experiment
Hydrogen source term
High temperature behavior (~2500 K)
LB LOCA, debris coolability, SFP, ...
 Severely degraded core researches
 QUENCH, CODEX, PARAMETER, PBF,
PHEBUS, CORA, LOFT
12
국외 연구 동향 (5)
 NUEPTUNE_CFD 실험 프로그램 (Bestion, 2012)
 CFD investigations of DNB
DEBORA-TESS
Adiabatic 5x5 rod bundle flow with spacer grids
Micro-visualization of convective boiling
 CFD investigations of PTS
TOPFLOW-PTS
 CFD application to all flow regimes
REGARD
 CATHARE-3
REGARD hot leg entrainment and deposition, hot leg bend, upper plenum
3D core: flow regimes, interfacial area, interfacial friction
3D core: friction tensors and radial transfers
13
국외 연구 동향 (6)
 Proposal of experimental programs for core T/H (Bestion, 2012)
 Two-phase flow regimes in a rod bundle
Effect of flow geometry (rods, spacers): limitations of tube based models
Characterization of bubble size distribution (0.2 <  <0.8)
Air-water, steam-water or Freon in 8x8 or 6x6 rod bundle
 3D effect in core
1-D models extrapolated to 3D → Real 3D physical modeling
Radial transfers: cross-flow, momentum and enthalpy mixing (dispersion,
diffusion)
3D formulation of friction tensors (non isotropy): Interfacial and wall friction
tensors
14
국외 연구 동향 (7)
 다물리 연계 해석
 CASL: 3D prediction of CRUD deposition (Petrov et al., 2013; Manera)
피복재 온도 분포
CRUD 형성 분포
15
국내 연구 동향 (1)
국내 연구 동향
사고노심의 안전기준 개발에 대한 기반연구는 빈약
- 안전성 평가 방법론의 개발에 많은 투자
- 핵연료의 사고시 거동에 대한 기반 실증 연구가 부족
- 핵연료 손상 및 노심냉각성능 기준에 대한 제한적 논의
사고노심에 대한 LOCA 허용기준 및 노심냉각 재평가 필요성 대두
- 변형 사고노심에 대한 국내 연구는 수행된 바 없음
- 비변형 사고노심에서 액적거동, 지지격자 영향 평가 열전달 연구 수행
LOCA 허용기준 전면 개정을 대비한 과제 수행 중
- "피복관 수소 취화를 고려한 LOCA 해석 방법론 개발 및 실증시험" (KNF, 지경부)
- 핵연료 파손 거동에 관한 재료 연구 착수 (KAERI, 교과부)
- "비상노심냉각계통 성능 기준 평가기술 개발" (KINS, 교과부)
16
국내 연구 동향 (2)
 미래부 제4차 원자력연구개발사업('12 ~ '16)
안전해석기술 선진화 및 미래수요 안전기술 핵심역량 확보에 기여
다중스케일-다분야 통합해석 핵심기술 개발
및 비상냉각능력 향상방안 실증
비상냉각 안전관심사 실증 평가 및
안전성 향상 핵심기술 확보
기기스케일 열수력 해석코드 개발 및 다중
스케일-다분야 통합해석 핵심기술 확보
1)
고정밀 통합
열수력 해석
핵심기술
개발
• 다중스케일 해석
핵심기술 확보
• 다중스케일-다분야
통합 고정밀 안전성
평가기반 확보
• 신안전성 평가체계
구축에 기여
다중스케일/다분야 통합
고정밀 안전성 평가
핵심기술 확보
2)
국소 열수력
거동 고정밀
실험 및 모델
개발
• 고유 안전계통
핵심현상 고정밀
실험
• 다차원 국소 열수력
거동 상세 평가
• 국소 현상 기반의
기구학적 물리모델
개발 및 평가
고유 안전계통 핵심현상
고정밀 평가DB 및 상세
예측모델 확보
3)
경수로 비상냉각
열수력 안전성
최적평가
종합효과 실험
4)
사고노심
비상냉각 안전성
실증 및 평가
• 설계기준초과사고
안전성 종합평가
• 전원완전상실 기인
복합사건 모의
종합효과 실험
• MBLOCA 안전성
종합평가 실험
• 변형노심 비상냉각
특성 평가 핵심기술:
설계기준초과사고
열수력 안전성 최적평가
능력 확보
중대사고 진입방지
사고노심 비상냉각특성
실증평가 능력 확보
핵연료 재배치 효과 고려
• (사용후핵연료저장조
비상냉각특성 평가)
• 고압조건 노심
비상냉각특성
실험평가
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국내 연구 동향 (3)
 Revision of LOCA Acceptance Criteria
 Coolability in partially blocked core with fuel relocation
One of the important T/H safety issues in the revision of current LOCA
acceptance criteria (LB LOCA aspect)
 Coolability in partially blocked core in medium and high pressure
conditions (SB and MB LOCA aspect)
Unresolved T/H safety issue
Core cooling behavior in Fukushima incident?
Gas
Intact core
Deformed core
Droplet
Deformed core
+ fuel relocation
(Imperial College, UK)
18
국내 연구 동향 (4)
 사고노심의 냉각성 평가
 LOCA 허용기준 (10 CFR 50.46)
 LB LOCA 조건에서 노심의 냉각성능 유지
 핵연료 재배치 효과와 중고압 사고노심의 비상냉각성능은 미고려
 변형노심(Deformed Core), 핵연료 재배치(Fuel Relocation)
 고온에서 핵연료 피복재의 팽창 발생
 팽창 부위에 핵연료가 축적되면 국부적 출력 증강 발생 - 핵연료 재배치
 중대사고 진입 방지, 중대사고 완화
 건전노심과 중대사고 진입 사이의 비상냉각성능 평가
 비상냉각성능 확보를 통해 중대사고 진입 방지
Clad ballooning and burst
(Dr. JONES, British Energy)
FR2 test results (KfK, 1983)
19
국내 연구 동향 (5)
Emergency Core Cooling in Deformed
Fuel with Fuel Relocation
(LB LOCA)
Emergency Core Cooling in Medium and
High Pressure Condition
(SB, MB LOCA)
LOCA Acceptance Criteria
Effect of Fukushima Incident
Secure Emergency Core Cooling Performance for the Accidental Core
20
국내 연구 동향 (6)
 LOCA 허용기준 개정
21
국내 연구 동향 (7)
 부분 폐쇄 노심에서 핵연료 재배치 효과
 선출력이 큰 경우에는 재관수 PCT가 증가하는 효과
Blockage ratio 90%, blockage length 200 mm, local power increase 160%
22
국내 연구 동향 (8)
 OECD/NEA Int’l Benchmarking Exercise (IBE-2)
 5X5 봉다발 구조 난류혼합거동 (MATiS-H)
 LDV, PIV 레이저 광학기법을 활용한 국부 난류구조 실험 DB 구축
 2가지의 표준형상의 그리드 자체고안 적용
 CMFD 평가용으로 향후 활용성 높음
 Blind CFD 예측 수행 및 결과 종합평가
 OECD/NEA 12개국, 20기간, 25그룹의 독립적 참여 및 분석
 CFD4NRS-4 특별세션과 연계하여 국제적 리더쉽 제고
2D LDA Sub-Assembly
Test
 LES 등 최신개발된 난류모델의 성능이 좋은것은 맞으나, 물리적인 모델의
Impact보다는 사용자 의존성이 큼.
 Practice Guideline을 따른 해석절차필요
Space Grid Downstream Lateral Velocity and
Turbulent Intensity
2-Type S.G. (Split & Swirl)
23
국내 연구 동향 (9)
 다차원 이상유동 계면구조
 4X4 봉다발 조건 계면구조 (MATiS-V)
 광섬유 미세센서 독자개발, 피토튜브 활용을 통한 국부인자
 1000포인트 이상의 상세 지점정보 정량화
 기포율, 기포속도, 물속도, 기포크기, 계면면적밀도
 CMFD 평가 및 고유모델 개발 발전계획
 고 기포율 계면구조, 상세난류구조
 실제와 유사한 협소 부수로 스케일에서의 정밀실험
 다차원 유동모델 개발 실험/모델연구
–
Z
3D Friction, 난류확산 모델 등
 CUPID 개발 및 CFD 코드 평가에 활용
0.3
0.26
0.22
0.18
0.14
0.1
0.06
0.02
0.2
0
X
Y
-10
0.085
0.075
0.065
0.055
0.045
0.035
0.025
0.015
0.005
-10
Y(
0
0
m
m
)
X(
10
0
Void Fraction [-]
0.05
-10
-10
Y(
m
m
)
4X4 봉다발구조
및 프로브측정지점
Y
Void Fraction [-]
Z
X
)
m
m
10
기포율 20% 조건의
기포율 2차원 및 선분포
0
0
X(
10
)
mm
10
기포율 5% 조건의 기포율 2차원 및 선분포
24
국내 연구 동향 (10)
 37봉 & 61봉 노심열유체 불확도평가
 마찰계수 측정실험
 집합체 내 부수로별 유동분포 결정
 유량 및 압력강하 측정을 통한 마찰계수 결정
 유량 측정법 : Iso-kinetic (등속채취)법 독자개발
 혼합계수 측정실험
유량에따른 압력강하(좌) & 부수로 번호별 유
량
 혼합계수 : 내부 부수로에서 반경 방향 열전달에 관여
 cross flow에 의한 농도 변화 측정을 통한 혼합계수
 임피던스기법(Wire Mesh) 및 광학 LIF기법 활용
 PGSFR 인허가에 직접반영예정
4.0
View
Direction
3.5
3.0
LIF
WM
Intensity
2.5
2.0
1.5
1.0
0.5
0.0
-0.5
-0.04
-0.02
0.00
0.02
0.04
Position (m)
37봉 WM실험 및 LIF 선분포비교
61봉 WM실험 및 CFD해석비교
Iso-Kinetic Probe 독자개발
25
노심 열수력 안전해석 기술 발전 방향
 중대사고 진입방지를 위한 안전성 평가 및 실증 기술 강화
 가동/미래형 원전의 원자로 비상냉각능력 확장으로 안전성 향상 기술 개발
 설계기준초과사고 혹은 설계확장조건 확장에 필요한 기반기술 개발
 고정밀 국소 열수력 해석기술 확보로 선진형 안전해석 체계 확보
 고정밀 열수력 해석 기술 및 이를 위한 고정밀 실험기법의 개발
 차세대 안전해석 선진화 및 고유성 기여 핵심 자료 확보
 기구학적 선진 물리 모델 개발 및 불확도 정량화
 다중스케일 다물리 연계해석을 통한 노심 안전해석 기술
 열수력, 노심동특성, 핵연료, 중대사고, 수화학 종합 연계 연구 체계 구축
 다물리-다중스케일 연계 해석 및 불확도 평가 기술 개발
 미래형 원전의 안전해석에 대한 적용성 확장 및 기술 수요 대비
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노심 열수력 안전해석 기술 발전 전략
 국제 경쟁력 있는 국소 열수력 검증 기술 도출 및 집중
 단기 핵심기술 분야의 국제적 리더십 확보
 고부가가치 실험 DB 및 독자적 국소 열수력 검증 체계 구축
 미래 기술수요의 핵심기술에 중기적 개발 검증 지원 실험
 안전성 확인, 안전 현안 평가, 신형 원전 평가 신속 해결 독자적 체계
 다분야 및 유관기관 연계성 강화
 열수력-중대사고, 열수력-재료, 열수력-구조, 열수력-수화학 등
 학계, 연구계, 산업계, 규제기관의 역할 부여 및 장점 활용
 국내 유관기관의 협력 강화로 활용성 및 파급효과 극대화
 국외 협력 프로그램 적극 추진
 상호보완적 공동 협력 연구 추진으로 시너지 효과 창출
 부족 기술 확보, 고가의 대형 고정밀 실험 공동 수행
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맺음 말
 연구개발 환경의 변화
 후쿠시마 사고, 설계확장조건 등으로 기존 안전 패러다임 변화
 중대사고 진입방지를 위한 안전성 강화, 해석 능력 및 대처능력 향상
 다중스케일 다물리 범용 선진형 고정밀 안전해석 체계 개발
 차세대 고정밀 노심 열수력 안전해석
 차세대 안전해석 선진화 및 고유성 기여 핵심 자료 확보
 선진 계측기술 및 실험기술의 지속적인 개발 노력 필요
 기구학적 고유 물리 모델 개발 및 불확도 정량화
 다중스케일, 다분야 통합 해석을 위한 고정밀 실험 및 연계기술 개발
 미래형 원전에 대한 적용성 확대 및 핵심 기술 개발
 국내외 다분야 및 유관기관의 연계 및 협력의 강화가 더욱 필요
28
참고문헌

송철화, 안전해석코드의 실증실험: 현황 및 발전방향, 제8회 원자력 안전해석 심포지움 (2010).

정재준, 미래형 안전해석코드의 발전방향, 제8회 원자력 안전해석 심포지움 (2010)

Bestion, D., Status and perspective for a multiscale approach to light water reactor thermalhydraulic simulation,
NURETH-14 (2011).

Couturier, J. et al., Contribution of Research Reactors to the Programmes for Research and Technological
Development on Safety, Int. Conf. on Research Reactor (2007).

Fichot, F., Modeling of a degraded core: modeling and experimental needs, QUENCH Workshop (2017).

Gehin, J., CASL: The consortium for advanced simulation of light water reactors, North American Workshop on
Beta-delayed Neutron Emission (2013).

Haste, T.J., Core degradation - summary of phenomena (2011).

IAEA, Safety of nuclear power plants: design, IAEA Safety Standard Series No. SSR-2/1 (2012).

Manera A. et al., http://www.umich.edu/~nuclear/labs/ecmf/research/research_ECMFL.html.

Moreno, R. O. et al., Fuel Relocation Effects in BWR LOCA Conditions, 2005 Water Reactor Fuel Performance
Meeting (2006).

Petrov, V., Kendrick, B., Walter, D., Manera, A., Impact of 3D spatial variations in fluid flow on the prediction of
crud deposition in a 4x4 PWR sub-assembly, NURETH-15 (2013).

Seiler, N. et al., Validation methodology for the evaluation of thermal-hydraulic sub-channel codes devoted to
LOCA simulations, NURETH-14 (2011).

Sepold, L. et al., Severe fuel damage experiments performed in the QUENCH facility with 21-rod bundles of LWRtype, Nucl. Eng. Des., 237, 2157 (2007).

Zimmermann, M.A., NURISP-SP3 Status, NURISP Open General Seminar (2009).
29
경청해 주셔서 감사합니다.
Thermal Hydraulics Safety
Research Division