중대사고및핵분열생성물 원자력안전연구실조용진 KINS
발표순서 개요 증기폭발평가방법론개발 외벽냉각평가방법론개발 격납건물여과배기계통평가방법론개발 고압중대사고시자연순환평가방법론개발 핵분열생성물평가기술개발 맺음말
개요 (1/) 국내외원자력환경 후쿠시마사고로인하여원전중대사고에대한대처능력확보요구증대 국내에서는설계단계에서중대사고대처능력확보방안반영혹은후쿠시마후속조치를통해중대사고대처능력개선이행중 연구필요성 중대사고대처능력확보여부를확인하기위해서는설계에반영된중대사고대처능력확보방안혹은후쿠시마후속조치로이행예정인설비를포함한중대사고관리전략에대한평가기술개발이필요 또한후쿠시마사고와유사한장기간소내정전사고시사고관리전략의유효성및수소연소폭발안전성을확인하기위한평가기술개발필요
개요 (/) 국내외기술동향 국내에서는설계단계에서중대사고대처능력확보방안반영혹은후쿠시마후속조치를통해중대사고대처능력개선이행중 신규원전에는국내에처음적용되는개념인 IVR-ERVC를주요중대사고관리전략으로채택하였고이와관련한주요현안인증기폭발및원자로용기외벽냉각에대해규제차원에서연구수행된바없음. 후쿠시마후속조치로가동원전에설치요구되는격납건물여과배기계통또한국내에처음도입되는계통으로규제평가방법론에대한연구가필요함. 미국에서는 AP1000에대해 IVR 전략을제한적으로승인한바있으며, CFVS의경우는체르노빌사고이후주로유럽에설치되어규제요건등이당시의기술수준에서설정되었음. 후쿠시마사고이후일본과 OCED/NEA를중심으로실제중대사고진전과정을벤치마킹하려는노력이진행중이며, 이를위해서는실제현상을모의할수있는상세모델개발이필요함. APR1400 원전의수소연소관련연구는이전에수행되어 DDT 발생가능성평가방법론등이개발되었으나수소폭발하중평가를위한후속연구가필요함.
원전증기폭발평가방법론개발 원전증기폭발평가방법론개발 국내외증기폭발해석현황조사 증기폭발연구현황 / 규제현황분석수행 TEXAS-V 도입및설치후확인계산수행 불확실성평가방법론에대한연구수행 원전증기폭발위해도평가를위한요소기술조사 / 분석 / 평가 증기폭발평가를위한확률론적평가방법론 ( 안 ) 개발 자동화프로그램개발 : MOSAIQUE 및 interface 프로그램개발 Thermal properties Unit TMI O.layer M.layer TEXAS-V Melting temperature K 650 700 1600 850 Density kg/m3-8450 6890 8450 Thermal conductivity W/m-K - 5.3 5.5 5.3 Specific heat kj/kg-k 0.4 0.51 0.778 0.51 Heat of fusion kj/kg 35 36 70 36 Thermal expansion coefficient 10-4 /K 0.5 10.5 1.1 10.5 Thermal diffusivity 10-6m /s 4.5 1.3 4.76 1.3 Viscosity mpa-s - 5.3 4. 5.3 Surface tension N/m - 0.45 0.45 0.45 Emissivity - - 0.86 0.45 0.86 melt velocity m/s - 5.0 5.0 Repeat n times Load Sampling : x1, x, x3 Code Calculation y(i) Strength KINS 최적평가방법론 비고 증기폭발 ROAAM 1 사고시나리오결정 Bounding Approach 로서가장많은노심용융물이하부헤드로재배치되는경우를가정 대상원자력발전소선정 동일함. - 증기폭발단일현상을모델링하기위하여개발된전산코드이므로중요하지않음. 3 주요현상의선정및순위화 - 그러나, 어떤변수들이계산결과에영향을주는지에대한 Ranking은필요함 4 해석코드의선정 TEXAS-V 버젼확정 1 해석코드의선정 5 코드적용성평가증기폭발용코드를사용하므로필요없음. 코드모델평가 6 코드평가매트릭스구성 TEXAS-V 를활용하기때문에많은사항들이요구조건을충족하고있으나, 다음사항을확인할필요있음. - 모델의정확도 - Scale-up 능력 3 불확실성변수및변위결정 코드의주요현상및모델과주요변수에대한일관성있는불확실성의정량화수 7 원자력발전소계산모델결정행필요함. 4 원자력발전소계산모델결정 8 코드 / 모델평가및변위결정경계치활용 5 변수영향평가 9 원자력발전소기본계산 정량화계산시에는실험자료의부족및코드의결점으로보수적인방향으로의경 10 코드 / 모델정확성영향평가계치를적용후, 최종결과에직접가산하는방법을적용함. 11 축척효과평가축적에따른불확실성은각실험시설에대한평가결과를실제발전소 scale까지외삽하는방법을활용하여어느정도축척의영향을평가 1 원자로계통변수영향평가단일변수민감도분석수행 6 계산매트릭스결정 / 계산수행 13 불확실도결합및바이어스평가 7 불확실도결합및바이어스평가 14 최종불확실도결정 8 최종불확실도결정
[CFR 0.001] Injection mode(110) Injection mode(111) Injection mode(11) Injection mode(10) [CFR 0.00] Injection mode(110) Injection mode(111) Injection mode(11) Injection mode(10) [Experiment] Experiment result 0% Error Lower boundary 0% Error Upper boundary 원전증기폭발평가방법론개발 원전증기폭발평가방법론개발 증기폭발실험평가 (TS-,3,4) 기공율, 냉각수단면적등민감도분석수행 단일변수민감도분석 증기폭발에서중요도선정을위한평가수행 용융물방출속도, 용융물온도, 용융물방출반경, 원자로공동냉각수온도, 압력등 < 단일변수민감도분석결과 > 민감도분석인자 / 값 압력 [MPa] 충격량 [kpa-s] 1 16. 34.08 < 증기폭발실험평가결과 > Test ID TS- TS-3 TS-4 Melt Mass(kg) 1.5 15.9 14.3 Melt Temperature(K) 3063 3107 3011 Melt Superheat(K) 8 7 171 Melt Composiotion(wt%) UO /ZrO /Zr/U/Fe O 3 /FP 68.0/3.0 71.0/ 9.0 81.0/ 19.0 Water Depth(m) 1.0 1.0 1.0 Water Temperature(K) 334 331 333 Sub-cooling(K) 61.7 65.1 64.0 System Pressure(MPa) 0. 0. 0. Fall Distance(m) 1.0 1.0 1.0 Jet Diameter(mm) 50 50 50 Triggering Time After Release(ms) 875 875 1040 Location of Melt Leading Edge at Trigger Time(m) 0.4 0.4 0.4 Void at Triggering(vol%) 3 14-4 Max. Pressure(MPa) 10 1 0 Impulse(N s) >8000 9000 >>9000 Steam Explosion S/E S/E S/E Conversion Ratio(%) 0.8 0. 0.35 노심용융물방출속도 m/s 3 30.85 76.45 4 38.84 104.76 5 43.80 115.39 6 48.71 131.05 7 53.1 141.53 9 85.5 181.93 870 35.06 8.07 Pressure (MPa) 0 18 16 14 1 10 8 6 4 [TEXAS-V] #3(0.15 m) #4(0. m) #8(0.4 m) #1(0.6 m) #16(0.8 m) [Experiment] Max. pressure(10% Error range) Impulse at Bootom (kpa s) 5 0 15 10 5 TEXAS-V Experiment(IVDL101) [10% Error range] 900 38.36 91.56 노심용융물온도 K 950 41.7 111.71 3000 43.80 115.39 3050 46.78 17.46 0 0 5 10 15 0 Time (msec) [TEXAS-V] 0 #3(0.15 m) #4(0. m) 0 0.000 0.005 0.010 0.015 5 Time (sec) TEXAS-V Experiment(IVDL101) [10% Error range] 노심용융물방출반경 m 3150 51.55 148.79 0.1 6.3 63.80 0.15 36.1 96.16 0.15 43.80 115.39 0.175 50.36 14.56 0. 56.88 151.63 Pressure (MPa) 18 16 14 1 10 8 6 4 #8(0.4 m) #1(0.6 m) #16(0.8 m) [Experiment] Max. pressure(10% Error range) Impulse at Bootom (kpa s) 0 15 10 5 0.5 81.17 71.88 0.3 98.39 34.35 0 0 5 10 15 0 Time (msec) 0 0.000 0.005 0.010 0.015 Time (sec) 93 43.83 113.79 303 43.80 115.39 50 [CFR 0.001] Injection mode(110) Injection mode(111) Injection mode(11) 원자로공동냉각수온도 K 33 45.40 1.4 343 40.83 106.61 363 34.73 79.60 383 53.86 87.60 0.1 43.1 113.70 Peak Pressure (MPa) 00 150 100 원자로공동압력 MPa 0. 43.80 115.39 0.3 4.34 118.63 50 0.4 43.67 107. 0 0 5 10 15 0 5 30 35 40 Energy Index Injection mode(10) 50 [CFR 0.00] Injection mode(110) Injection mode(111) Injection mode(11) Injection mode(10) [Experiment] Experiment result 0% Error Lower boundary 0% Error Upper boundary Peak Pressure (MPa) 40 30 0 10 0 0.0 0.1 0. 0.3 0.4 0.5 0.6 0.7 0.8 0.9 1.0 Energy Index
원전증기폭발평가방법론개발 원전증기폭발평가방법론개발 원전증기폭발시구조물건전성평가 철근콘크리트균열결과 ( 재료비선형모델 ) 원자로공동구조물건전성평가 원자로용기들림평가 격납건물관통부건전성평가 연구현황 : 원전구조물구조건전성평가 ; 구조물및관통부 ( 배관포함 ) 모델링 (CivilFEM 13.0) Analysis Results Deformation scale factor: 100 Case no. Max. y-direction displacement (mm) 1 1 0.35 0.34 0.81 0.81 3 1.74 1.74 4 N/A 5 N/A 6 3.90 3.89 7 N/A 8 N/A 9 1.78 1.78 10 3.95 3.95
원자로용기외벽냉각평가방법론개발 원자로용기외벽냉각평가방법론개발 원자로용기외벽냉각규제평가기본틀개발 LPM 전산코드개발 (AIR, AIR-3Layer) 외벽냉각시노내용융물거동에대한예비분석 MELCOR 를이용한외벽냉각평가 원자로용기하부헤드건전성평가를위한요소기술개발 LPM 코드를이용한불확실성평가방법론개발 외벽냉각개념도 100 1000 Esmaili result AIR Heat Flux to Water (kw/m ) 800 600 400 00 0 0 0 40 60 80 Angle (degrees) 0.6 Esmaili result AIR 0.4 q " ves ( )/q" CHF ( ) 0. 0.0 0 0 40 60 80 100 Angle (degrees)
원자로용기외벽냉각평가방법론개발 원전증기폭발및원자로용기외벽냉각평가방법론개발 MELCOR를이용한외벽냉각환경에서의노심손상과정및하부헤드열거동분석 Lumped Parameter 코드와비교분석수행
원자로용기외벽냉각평가방법론개발 원자로용기외벽냉각평가방법론개발 외벽냉각평가방법론개발 DOE 평가방법론 (AP600 및 AP1000) 및 NRC 심사평가방법론조사 평가방법론 ( 안 ) 개발및 AP1000에대한벤치마크계산을통한검증완료 시작 Configuration 결정 ( or 3-layer) 초기값및 uncertainty distribution 결정 T m as T initial 외벽열속외벽열속 < 임계열속 Yes IVR 성공 No IVR 실패 1.0 0.9 0.8 CFP (oxide layer)=0[0]; CFP (metal layer)=0.15[0.18] Bottom of Oxide Layer Top of Oxide Layer Top Metal Layer 수학적모델 T new δ a < T Yes No Cumulative Probability 0.7 0.6 0.5 0.4 0.3 0. Ref.[1] Present work 0.1 0.0 0.0 0. 0.4 0.6 0.8 1.0 1. 1.4 1.6 1.8 Q/Q CHF
격납건물여과배기계통평가방법론개발 격납건물여과배기계통 (CFVS) 평가방법론개발 여과배기설비성능요건및배기절차적합성검토기술개발 여과배기설비설치영향평가를위한요소기술조사 / 분석 / 평가 여과배기설비설치영향평가를위한요소기술개발 여과배기설비기술현황분석수행완료 여과배기설비성능요건조사완료 : 상위요건및상세요건 여과배기안전현안 Decay Heat Deposition in Pool Hydrogen Concentration in FCVS Pool Depth and Decontamination Factor Pool Temperature and Decontamination Factor Pool Coolant Refill and Recirculation Venting Timing
격납건물여과배기계통평가방법론개발 격납건물여과배기계통 (CFVS) 평가방법론개발 여과배기설비설치영향평가를위한요소기술개발 LACE-ESPANA 실험평가 ~4기압의포화온도부근의실험 Quasi-Steady 실험에서제염계수 (DF) 비교 고온의경우 MELCOR 전산코드는잘예측하지못함. Category ID DF (Real) Smaller Ptcl, Bubble regime Larger Ptcl, Bubble regime Smaller P. Jet regime Larger P. Jet regime DF DF DF DF (MMD based (MMD based (Sectional (CMD) on CMD) on AMMD) Distribution) RT-SB-1/13 444-70 486 490 16 1 RT-SB-08/09 16-0 677 69 1078 3 RT-SB-04/05 168-169 339 337 7 5 RT-SB-00/01 19-54 N/A N/A 64 Failed RT-SB-14/15 5-53 39 38 8 4 RT-SB-10/11 677 568 569 6093 19 RT-SB-06/07 419-858 1015 1019 15 11 RT-SB-0/03 569-9 Failed 1651 118 Failed RT-SC-01/0 116-18 40 40 5 6 RT-SC-P/01 491-56 106 106 5 8 Smaller P. RT-MB-01/0 173-913 5801 5610 18738 1 Multi orifices ID Injection 실험초기조건 Temperature ( ) Pool Vessel Atm. Pressure (bar(g)) Injection Vessel atm. RT-SB-1/13 167.6 109.5 107.7.8 1.98 RT-SB-08/09 153.0 111.9 109.4.3 1.96 RT-SB-04/05 164.7 109.4 107.6.9 1.91 RT-SB-00/01 140.4 775.0 108.8.9 1.99 RT-SB-14/15 144.9 109.5 108.0.38 1.98 RT-SB-10/11 14.1 11.4 110.3.35 1.89 RT-SB-06/07 157.7 110.1 107.7.41 1.96 RT-SB-0/03 140.8 109.7 107.3.37 1.98 RT-SC-01/0 165.3 109.4 108.8.43 1.99 RT-SC-P/01 158.9 109.8 109.1.40.00 RT-MB-01/0 171.3 109.3 109.0.49 1.8 RT-SC-01/0 계산비교 RT-SB-1/13 계산비교
격납건물여과배기계통평가방법론개발 격납건물여과배기계통 (CFVS) 평가방법론개발 여과배기설비설치영향평가를위한요소기술개발 수소현안에대한평가기술개발 THAI-HM 실험에대한 MELCOR 및 CFD 계산수행 MELCOR 및 CFD 계산에대한민감도분석수행 MELCOR 계산결과 CFD 계산결과 - CFX 실험 -MELCOR-CFD 계산결과비교 압력거동 압력거동 <Coarse Mesh> <Fine Mesh> 수소농도거동 THAI HM- 실험모의해석시사용된격자시스템 상세압력거동 MELCOR 민감도분석 수소농도거동
907 908 909 910 911 91 913 914 915 916 918 919 90 91 38 901 90 903 904 905 130 FL38 FL383 고압중대사고시자연순환평가방법론개발 APR1400 원전소내정전사고시 MELCOR 자연순환분석모델개발 MELCOR 입력모델개선 ( 한수원설계도면활용 ) 중대사고대처설비모델링 MELCOR 입력모델검증 APR1400원전소내정전사고시사고관리조치분석 소내정전사고시자연순환현상 60 5 53 54 55 56 57 4 4 4 5 5 5 5 5 5 5 58 7 8 9 0 1 3 4 5 6 199 59 00 6.07m 4.85m 3.57m 중대사고예방 / 완화설비 Mass Flow Rate (kg/s) 1.0 0.8 0.6 0.4 0. 1 차및 차계통압력 1 차및 차계통수위노심출구냉각재온도 RCP Seal Leakage 3 5 40 41 3 6 3 7 4 43 3 8 3 9 44 45 4 0 4 1 46 47 4 4 3 48 49 4 4 51 0.57m DC 130 46 IRWST 513 SG Compartment 0.0 0 10 0 30 40 50 Time (hrs) 원자로냉각재펌프씰누설량 1 차측비상냉각수외부주입유량 차측비상냉각수외부주입유량 181 18 R1 851 183 184 R 85 185 186 R3 853 187 188 R4 854 189 190 R5 855 180 Bypass 180-0.7491m
고압중대사고시자연순환평가방법론개발 APR1400 원전의정전사고시일차계통파손확률분석 MELCOR Creep 파손분석 LM-CREEP 값 1.0 되면크립파손발생으로간주. 별도모델분석 (CREC 코드 ) 시간, 증기발생기전열관, 가압기밀림관, 고온관노즐의온도 (K), 압력 (Pa) 및구조물두께입력에대해몬테칼로방법이용 1000 회계산수행 소내정전사고 Case 크랙발생평가결과 ( 소내정전사고 ) Case 붕괴열생성량 (0.934~1.066) 전열관개수 (1179~1310) 1 1.03 165 0.98 1863 3 1.04 198 4 0.946 1744 5 1.006 1506 6 0.958 1310 7 1.066 1179 8 0.994 1030 9 1.054 1149 10 0.934 11911 11 1.018 168 1 0.97 1387 Case 전열관파손횟수 밀림관파손횟수 고온관파손횟수 1 0/0/154 0/0/0 1000/1000/846 0/0/100 0/0/0 1000/1000/900 3 0/0/91 0/0/0 1000/1000/909 4 46/881/1000 0/0/0 954/119/0 5 34/961/1000 0/0/0 766/39/0 6 65/90/1000 0/0/0 935/98/0 7 0/0/88 0/0/0 1000/1000/91 8 /744/999 0/0/0 998/56/1 9 0/0/101 0/0/0 1000/1000/899 10 0/0/1 0/0/0 1000/1000/878 11 0/0/91 0/0/0 1000/1000/909 1 0/0/115 0/0/0 1000/1000/885 합계 347(.9%)/3488(9.1%)/ 0(0%)/0(0%)/ 11653(97.1%)/ 4861(40.5%) 0(0%) 851(70.9%)/7139(59.5%) < 미확인크랙깊이 30%/50%/70% 값 >
고압중대사고시자연순환평가방법론개발 고압사고시사고관리조치효과성평가 원전사고관리평가방법개념도 중대사고관리현황파악 국내외중대사고관리관련연구자료조사 중대사고관리지침검토 PSA 결과검토 고압사고시중대사고관리평가방법개발 중대사고관리평가방법알고리듬정립 PSA 결과활용, Excel DataBase 형태로전환 전체중대사고리스크분포도작성 리스크분포상태 / 특성파악 고압사고시중대사고관리평가방법활용 중대사고완화계통 / 설비 / 운전원조치등의개선 / 변경에의한리스크영향평가 방사선원항중심의방법론확장 중대사고현상의불확실성평가방안개발 PSA 결과활용 분석대상사고경위선정 중대사고예방기능 / 완화기능식별 중대사고예방기능 / 완화기능값계산 분산형차트개발 재평가대상사고경위선정 개선방안결정 선정된사고경위에대한예방 / 완화기능개선방안도출및재계산
핵분열생성물거동평가기술개발 OECD-STEM 실험자료확장및아이오딘거동연구최근근황 당해년도실험자료확보 LD, AER, START 실험결과보고서확보 각실험평가에대한상세사항파악 아이오딘및루테늄관련기술동향분석 아이오딘거동 루테늄거동 격납건물여과배기계통및핵분열생성물제어계통규제기술현황 U.S.NRC FP 평가방법에대한조사
핵분열생성물거동평가기술개발 중대사고시아이오딘거동모델 (RAIM) 개선 RAIM 코드의기체상아이오딘거동모델개발액체상모델재평가, 기체-액체종합, 실험분석및기체상모델개선 STEM LD1, 3등 7건모의 RAIM 개선방안연구 MELCOR1.8.6-RAIM 접속, 실험분석 Phebus FPT3 등 9건모의 VolI (g) (mol) 10-6 10-7 10-8 10-9 10-10 10-11 Experimental VolI (g) Anal_consider steam effect & activation energy Anal_consider steam effect Normalized concentration (M) 10 1 0.1 1 10 8 6 ph ph Experiment RAIM RAIM-1 RAIM- RAIM-3 Normalized concentration 10 1 0.1 0.01 1E-3 1 10 8 6 ph ph Experiment RAIM RAIM-1 RAIM- RAIM-3 10-1 0 5000 10000 15000 0000 5000 30000 35000 Time (sec) 0.01 0.0 0. 0.4 0.6 0.8 1.0 4 Normalized Time 1E-4 4 0.0 0. 0.4 0.6 0.8 1.0 Normalized time
핵분열생성물거동평가기술개발 MELCOR에의한 APR1400 핵분열생성물거동평가 주요중대사고경위선정 SOARCA 방법및 APR1400 PSA 결과검토 격납건물 FP 거동분석 : SBO, MELCOR1.8.6 핵분열생성물원자로손상시점방출되며Te와Ce는Cavity에서많이방출 방출분율 : Xe, Cs, CsI: 90~100% ; Te:~65% ; Ba, Mo: ~10% ; Ru, Ce: 0.1~ 0.35% ; La, U: ~0.01% 민감도분석 원자로공동충수 (CFS) 영향 : 격납대기중 Cs, CsI 크게감소 비상냉각수외부주입영향 : 핵종방출량증가 격납건물격실수영향 : 차이없음 외부주입시 : I 감소, CH3I 증가 격납건물우회사고분석 : ISLOCA, MSGTR, MELCOR v1.8.6 Event Time(hr) SBO 발생 0.0 원자로정지 0.0 주급수정지 0.0 RCP 정지 0.0 보조급수공급시작 0.0 보조급수공급중단 8.0 ADV 개방 8.5 증기발생기수위고갈 9.4 노심노출 15.1 노심수위고갈 16.8 증기발생기세관파단. 핵분열생성물환경방출시작. 핵분열용융시작 5.1 핵연료붕괴 9.4 핵종 TI-SGTR 사고전개과정 TI-SGTR 방출분율 초기질량 (kg) 환경방출질량 (kg) 환경방출분율 Xe 399.50 38.74 0.89 Cs.70 94.07 0.44 Ba 175.30.41 0.0137 I 17.1 - - Te 35.05 3.66 0.6749 Ru 46.50 3.75E-06 1.5E-08 Mo 90.80 4.53 0.0844 Ce 513.00 6.49E-05 1.6E-07 La 476.00 0.07 1.37E-04 U 1.01E5 10.49 1.03E-04 Cd 1.16 0.06 0.0509 Sn 6.61 0.5 0.0781 CsI 35.3 6.66 0.7567 Event Time(hr) 정지냉각계통배관파단 (ISLOCA 발생 ) 0.0 노심노출 11.0 RCP 정지 53.0 주급수정지 58.0 원자로정지 58.0 핵분열생성물환경방출시작 60.0 SIT 주입 10.0 SIT 고갈 40.0 노심수위고갈 1356.0 핵연료용융시작 1388.0 핵연료붕괴 190.0 원자로용기하부관통부파손 441.0 MCCI 발생 441.0 핵종 ISLOCA 사고전개과정 ISLOCA 방출분율 초기질량 (kg) 환경방출질량 (kg) 환경방출분율 Xe 399.50 37.58 0.936 Cs.70 104.58 0.4696 Ba 175.30 4.68 0.067 I 17.1 - - Te 35.05 19.10 0.5450 Ru 46.50 0.003 1.16E-05 Mo 90.80 0.5 0.0696 Ce 513.00 0.007 1.39E-05 La 476.00 0.9 5.99E-04 U 1.01E5 47.31 4.66E-04 Cd 1.16 0.13 0.1086 Sn 6.61 0.7 0.1096 CsI 35.3 17.19 0.4879
국제협력 기타 : 국제협력 MELCOR Workshop 개최및 AMUG* 회의개최 (014.10.13 ~ 10.17) 참가국 : 한국, 일본, 대만, 중국 ( 매년개최 ) MELCOR.1에대한교육과정개최 ( 한국, 일본, 대만, 중국 55명참가 ) CSARP** 협약갱신 한-미원자력협정중 "C-1 중대사고연구협력 " 의이행협약 추진기간 : 016.3 ~ 01. (5년) 주관기관 : 미국원자력규제위원회 (US Nuclear Regulatory Commission) THAI-3 국제공동연구과제협약 OECD/NEA 주관으로중대사고시격납건물내의수소거동과요오드및에어로졸거동에대한공통현안에대해연구및논의 THAI-3는 PAR 실험, 수소연소실험, FP 방출실험및종합실험등이계획되어있음. (016 ~ 018, 13,000 EURO/ 년 ) * AMUG : Asian MELCOR User Group ** CSARP : Cooperative Severe Accident Research Project
맺음말 중대사고에대한현안중일부에대한연구가진행되고있음. 증기폭발, 외벽냉각, 격납건물여과배기 고압중대사고시원전거동, 핵분열생성물중요오드거동 나머지중대사고현안에대한연구도필요함. 노심용융물-콘크리트상호작용, 노심용융물냉각성 수소농도 / 수소폭발 격납건물극한내압거동 격납건물선원항최적거동, 격납건물우회사고평가 다수호기중대사고평가등 원천기술확보및대외신인도향상을위해필요한기초기술에대한연구도일부수행되고는있으나인적, 물적투자가부족함. 핵종거동,( 격납건물내부, 외부거동포함 ) 현상모델링개발, 검증실험, 등 보완을위해많은노력이필요함.