2015 원자력안전해석심포지움
코드개발 코드요건개발구성모델개발 - 이상유동 / 보조방정식 - 특수열수력현상 / 기기모델통합및확인데모버전생산실증실험 검증 / 인허가준비 SPACE / CAP 검증 (1D) - 개별 / 기기 / 종합효과검증 - 발전소운전자료검증안전해석방법론개발 - LB/SB/Non-LOCA SPACE 사용환경개발 제 3 자독립평가 실증실험 인허가취득 인허가질의답변 SPACE/CAP 3D 개선 - 3D 기능개선 / 검증 - 축소모듈개발 / 검증원전적용체계확대구축 - APR+ 안전해석방법 - M/E, SLB/BDF 해석방법 - SPACEUP 3D 모듈개발 06.10 10.3 12.12 15.12-3-
KHNP 서울대 / 포항공대 /KINGS 코드독립검토 / 교육프로그램 안전해석코드개발 안전해석방법론개발 KHNP KEPCO E&C KAERI FNC GNP Sys. SENTECH I/O, 코드통합, 형상관리지배방정식, 수치해법보조방정식, 실증실험 CAP 코드개발사용통합환경개발 SPACE3D 검증환경구축 -4- KHNP 소형파단냉각재상실사고안전해석방법론 KEPCO NF 대형파단및비냉각재상실사고안전해석방법론개발 KEPCO E&C 비냉각재상실사고및질량 / 에너지방출해석방법론개발 Doosan 증기관 / 급수관파단취출부하, BDF 해석방법론개발
- SPACE (TR 제출, 13.11.8) - CAP (TR 제출, 13.11.8) - LBLOCA (TR 제출, 13.08.28) - SBLOCA (TR 제출, 13.08.28) - Non-LOCA (TR 제출, 13.07.26 ) - 증기발생기 FLB 취출부하해석방법론 -5-
- 축소모듈 (6 eqs.) 개발 - SPACE-3차원동특성코드연계 - 3차원모듈개발 - 3차원사용환경개발 (SPACEUP) - 입력변환프로그램개발 (SPACEIN) - ME 방법론개발 - SBLOCA 최적안전해석방법론개발 - SLB 및 BDF 취출부하해석방법론개발 -6-
SPACE 축소모듈 (6 eqs.) 개발 / 검증 검증대상 Non-LOCA IETs(6 종 ) SGTR(ATLAS, LSTF), FLB(ATLAS), SLB(ATLAS, LSTF), NC(Semiscale) 발전소운전자료 (4 종 ) 울진 4 호기 RCP 정지에의한원자로및발전정지등 LSTF SGTR NC-02 한울 4 호기 RCP -7-
Reactivity [dk/k] Total Power [MW] SPACE-3 차원동특성코드연계 3500 3258.85MW @ 6.3s OECD/NEA MSLB problem TMI-1(2loop PWR, 2772MWt) 3000 2500 2000 SPACE (Point) SPACE (3-D) 1500 1000 380.84MW @73.7s SPACE RAST-K 500 System Analysis Core outlet condition 0.01 0.00 0 0 20 40 60 80 100 SPACE (point) SPACE (3-D) Time [s] -0.01 Heat structure for nuclear fuels Local power Core inlet condition 3-Dimensional Kinetics and Core Thermal hydraulics -0.02-0.03-0.04-0.05-0.06-0.0014 dk/k @ 73.2s -0.0480 dk/k @ 8.6s 0.000-0.005 70 80 90-0.07 0 20 40 60 80 100 Time [s] -8-
SPACE 3D 모듈개발 수평판상분리 (3X1X19) (3D 기능확인개념문제 ) 초기전체기포율 0.4 상분리 Problem time 1000 초, dt_max =0.01 결과 : 상분리상태유지 296 0 초 1 2 3 9 999 초 -9-
Liquid Fraction SPACE 3D 모듈개발 초기상부물 하부로낙하 (3D 기능확인 ) Wall friction, Interfacial friction 1.0 0.8 SPACE MTD MARS-1D SPACE-1D 0.6 0.4 Liquid Fraction of bottom(03) node 0.2 0.0 0 2 4 6 8 10 Time (sec) -10-
1D-3D 연계확인 (APR1400 LOCA 시취출, 재관수모의 ) 원자로용기 : 직교좌표계, 3차원 Branch 하향유로 : 원통좌표계 HL/CL, U-tube, SG 2차측 : 1차원격자 -11-
Void Fraction SET (RPI Vertical Slab Test) for void distribution 0.9144x0.9144x0.0127 m 액체주입 기 - 액혼합물주입 기포율? 1.0 0.8 0.6 0.4 0.2 0.0 1.0 0.8 0.6 0.4 0.2 0.0 1.0 0.8 0.6 0.4 0.2 0.0 topexp topspace middleexp middlespace bottomexp bottomspace 0 10 20 30 40 50 60 70 80 Lateral Position (cm) -12-
Peak Cladding Temperature (K) SBLOCA 최적해석방법론개발 LBLOCA 최적해석방법론 (KREM) 기반 1200 1100 DVI Break (0.4 ft 2 ) Hot Rod Temperature - 124 SRS Calculations 1000 900 800 700 600 500 KREM flowchart 400 200 225 250 275 300 Time (sec.) SPACE v2.14 SBLOCA 124 회 SRS 계산 -13-
LOCA M/E 방출해석 KIMERA 방법론과동일 ( 코드대체 ) RELAP5 -> SPACE, CONTEMPT4 -> CAP EOPR(End of Post-Reflood) 이전 : SPACE/CAP 연계 EOPR 이후 : SPACE 코드 Long Term M/E 모델 /CAP 연계 SLB M/E 방출해석 KIMERA 방법론과동일 ( 코드대체 ) RCS 체적공차및열팽창고려 (3%) 배관파단면적 (1.03 2/3 ) SG/MFIV, SG/MSIV 사이증기체적고려 주증기격리전까지파단측 SG 로주급수최대유량공급가정 -14-
Pressure (Psia) Temperature (degree F) Containment Pressure (psia) Containment Temperature ( o F) LOCA M/E 해석결과 100 80 Temp : EQ-Curve Temp : SPACE LOCA bp Temp : SPACE LOCA P/T Pressure : EQ-Curve Pressure : SPACE LOCA bp Pressure : SPACE LOCA P/T 600 500 80 EQ P-curve 550 500 60 400 70 60 KIMERA PSAR 450 400 40 20 300 200 100 50 40 30 20 EQ T-curve sump temp PSAR KIMERA 350 300 250 200 150 10 100 10 0 10 1 10 2 10 3 10 4 10 5 10 6 10 7 10 0 10 1 10 2 10 3 10 4 10 5 10 6 Time (sec) Time (sec) SPACE/CAP(100% 출력 ) KIMERA(102% 출력 ) -15-
SLB M/E 해석결과 격납건물압력 (102%, MSIVF) 격납건물온도 (102%, MSIVF) -16-
추진경과 (1/2) 13.07~11: 특정기술주제보고서 (TR) 5 종인허가제출 안전해석코드 (SPACE) TR( 13.11.08) 격납건물성능분석코드 (CAP) TR( 13.11.08) 대형냉각재상실사고 (LBLOCA) TR( 13.08.28) 소형냉각재상실사고 (SBLOCA) TR( 13.08.28) 비냉각재상실사고 (Non-LOCA) TR( 13.07.26) 14.01.07: SPACE/CAP TR 심사계획서접수 심사기간 : 14.1~ 15.12 (24 개월 ), 질의 / 답변 : 총 4 회 14.02.20~21 코드 / 방법론인허가설명회 14.03.18~19 SPACE 코드검증평가설명회 -18-
추진경과 (2/2) 14.05.07~27: 1차질의접수 14.08.05~29: 1차질의답변서제출 14.08.06~07: 1차답변설명회 15.01.06~20: 2차질의접수 15.04.02~22: 2차질의답변서제출 15.05.14~15: 2차답변설명회 15.05.21: 2차답변현안협의 -19-
인허가질의 특정기술주제보고서 1차질의 2차질의비고접수일질의수접수일질의수 Non-LOCA TR 14.05.27 123 15.01.20 60 감소 LBLOCA TR 14.05.07 45 15.01.02 35 SBLOCA TR 14.05.07 27 15.01.02 28 SPACE 코드 TR 14.05.07 116 14.12.31 104 CAP 코드 TR 14.05.07 36 14.12.31 72 증가 합계 347 299-20-
TR 개정현황 구분 2013년 2014년 2015년 SPACE Rev.0 ( 13.11) Rev.1 ( 15.04) CAP Rev.0 ( 13.11) Rev.1 ( 15.03) LBLOCA Rev.0 ( 13.08) Rev.1 ( 14.08) Rev.2 ( 15.03) SBLOCA Rev.0 ( 13.08) Rev.1 ( 15.07 예정 ) Non-LOCA Rev.0 ( 13.07) Rev.1 ( 14.11) Rev.2 ( 15.04) -21-
적용대상원전 : 국내가압경수형원전 APR1400형, OPR1000, WH형 해석범위 설계기준사고및설계기준외사고 격납건물질량및에너지방출등 개발환경 HW/OS: PC/WS, Windows 전산언어 : C++ -22-
SPACE 2.14 구성 I/O Solver Models & Correlation Component Heat Structure Kinetics Models 등 Solver 질량, 운동량, 에너지보존방정식 ( 연속액체, 기체, 액적 3 유동장 ) FVM, Semi-Implicit Scheme 붕소수송방정식 Start transient_advance() Time < EndTime? Update temporal boundary conditions Calculate coolant properties of cells and faces Call thermohydraulic model and correlations Update trip status Time step control inner loop Call component and special process module Call heat structure solver Calculation of thermohydraulic conservation equations Update control status Print thermohydraulic properties End transient_advance () Time advance loop Check fail flag -23-
2 차질의 : 104 건 SPACE 코드 / 모델의보수성 ( 발전소사고해석측면 ) 최적안전해석코드 연소도모델 ( 연소도효과 ), 산화막모델 ( 과도상태 ), 크러드모델 ( 과도상태 ), 소결체용융모델, 접촉열전도도모델, 소결체열팽창모델등 사용자입력처리 -24-
방법론에서사용하지않는모델삭제요청 장기적으로 SPACE 발전성고려다음과같이정리 모델 관련질의 TR 본문 TR 첨부 ( 이론매뉴얼 ) TR 첨부 ( 평가매뉴얼 ) 터빈모델 II-SP-3.4-54 삭제유지유지 습분분리기모델 단순 II-SP-3.4-55 유지유지유지 기구삭제삭제삭제 수위추적모델 II-SP-3.4-56 삭제 유지 삭제 성층화도너모델 II-SP-일반-102 추가 추가 추가 워터패킹완화모델 II-SP-일반-102 추가 추가 추가 ECC Mixer 모델 삭제 유지 유지 -25-
코드정확도평가 ( 정확도판단기준, 정확도등 ) FFTBM 이용 SPACE/RELAP5 Mod3.3K 비교 -26-
답변 / 보완진행중사항 코드개발문서보완 (QA) Droplet Field 관련추가실험 / 검증 시험장치구성, 실험 / 검증추진중 (~11월) Experiment 1: Adiabatic air-water annular flow Experiment 2: Post-CHF heat transfer in round tube ( 측정 ) droplet size, velocity, number density 등 -27-
답변 / 보완진행중사항 핵연료봉모델추가 ( 피복관변형및파열모델 ) NUREG-0630 /CR-0344(FRAPTRAN) 모델 ( 최신 ) 파열시코드정지및경고메시지 ( 온도 / 시간?) - 산화반응열모델수정 (Cathcart-Pawel 모델 ) 연료봉모델검증 연료봉모델을개선후최종검증 (2015 년후반 ) 피복관파열온도및변형률 : Halden IFA650.4 실험검증 -28-
분석범위 : 격납건물온도 / 압력, 수소분포 격납건물건전성평가, 비상노심냉각계통성능평가, 기기검증범위분석등 CAP 구성및기능 I/O, 지배방정식, 보조방정식, 상태방정식 / 물성치, 열전도체모델, Trip 및제어모델 공학적안전설비, SPACE-CAP 연계 ( 기능 ) 독자 P/T 분석, 타코드연계 P/T 분석 대상원전 : 국내가압경수형원전 ( 가동 / 건설 ) -29-
2 차질의 : 72 건 질량 / 에너지오차및 Time Step 질량및에너지오차, Time Step 결정과의연관성등 집중체적모델및수치해석 Upwind Scheme, 가상질량과안정성등 액적및격납건물살수 액적장지배방정식, 액적모델등 SPACE-CAP 연계 최소압력분석시액적상처리, MPI 연계방식의 V&V 등 PIRT 및 CAP 개발방향 PIRT 개발근거, 중요현상에대한모델 CAP 검증 타코드검증현황및검증 matrix 최대 PT 평가 격납건물내부압력해석관련적용현황 -30-
답변 / 보완진행중사항 수면열전달 수면에서잠열열전달검증, 현열열전달현상검증 침수열전도체및대류열전달 열전달모델을이용한침수열전도체대류열전달검증 수소분포성능및검증 CAP 의수소농도예측 CAP 적용범위명확화및범위별추가평가 격납건물최소압력분석, 격납건물설계평가 ( 최대압력 / 온도 ), 격실압력분석, 설계기준사고시수소농도분석, 격납건물내내환경조건분석 TR 개정시반영 -31-
최적평가모델 : SPACE + KREM KREM (RELAP5 +KREM) RELAP5 Mod3.1k/Mod3.3, CONTEMPT4 WH 3 루프원전 (2002), OPR1000 (2007), UPI (2007), APR1400 형원전 (2010) 에대해승인 주요현상확인및순위결정, 코드적용성평가, 실험자료커버링확인등 3 요소 14 단계로구성 SPACE + KREM SPACE 2.14, CAP 2.2 + KREM 대상원전 : APR1400 형원전 -32-
기존 APR1400 KREM 대비변경사항 파단크기 / 형상을불확실도변수로처리 FD-SIT 유로저항을불확실도변수로처리 발전소노딩일부변경 원자로용기상부플레넘및상부헤드 (UGS) 를 2 채널 원자로용기강수관을원주방향으로 4 채널 코드변경에따른불확실도변수재정의등 -33-
2 차질의 : 36 건 모든실험의모든피복재온도거동커버링 ( 전기간 ) 파단면적 / 위치를불확실도변수취급시보수성보장여부 보수적측면에서제외 ( 단, 규제지침위반은아님 ) 임계유동모델방출계수선정근거및범위의적절성 발전소계산에서 DFE 및관련상관식의예측적절성 계산된액적정보 ( 부피분율, 속도, 온도 ), DFE 상관식동작기간, 유동형태, 안전변수영향 ( 민감도분석 ) 민감도분석 불확실성변수 (TR 에반영요청 ) APR1400 강수관노딩민감도등 격납건물분석방법론 SPACE-CAP 계산압력의보수성 -34-
답변 / 보완진행중사항 SIT 모델 (PIPE 모델 ) VAPER, 신고리 3 호기실험검증 LBLOCA IET 실험평가계산정확도 LOFT, CCTF, UPTF-21D LBLOCA PCT 거동 Blowdown Quenching(SPACE 2.16 해결 ) Blowdown Cooling(RELAP 과비교 ) Reflood Quenching(LOFT, 발전소 ) -35-
SPACE sem RELAP sem OPR1000 SBLOCA 방법론 (sem: SBLOCA Evaluation Model) RELAP5/Mod3.3 + 보수적평가모델 (5 종 ) SPACE sem ( 보수적평가모델반영 ) ANS73 붕괴열 Baker-Just Metal-water reaction Break flow: HF-Moody Lookup Table CHF correlation: B&W, Barnett, Modified Barnett, Modified Zuber Groeneveld Film Boiling 5.7 대상원전 : APR1400 형원전 -36-
2 차질의 : 총 28 건 방출현상및모델 Marviken 평가에서단상 / 이상파단유동구분시점 HF 모델및 Moody 모델에서의 Cd 적용의미와효과 적용된방출모델의보수성제거및발전소계산결과비교 노심열전달및수위 Bennett, RIT, GE level swell 실험의노딩민감도 루프실뚫림평가 UPTF 루프실실험의노딩민감도및적용타당성 발전소적용계산및민감도 발전소최소파단면적에서의민감도 MSSV 개도, 방출유량변화및최근현안 (MSSV 개방특성 ) 반영 / 분석 -37-
답변 / 보완진행중사항 CEFLASH 등기존코드와결과 / 민감도비교 참조원전인허가문서와보수성정도비교 / 제시 SBLOCA 주요현상 TR에기술 TR 개정시반영 SPACE sem 방법론의주요현상에대한보수성확인 -38-
SPACE Non-LOCA 방법론 사고별기존인허가코드 (CESEC-III) 계산결과와비교 / 평가, 원전적용성확인 대상원전 : APR1400 분석사고 주증기계통배관파단사고 등 13 종사고 -39-
2차질의 : 총 60건 Non-LOCA 종합효과실험검증추가 1차질의 (123 개 ) 답변을 SPACE 2.16 으로재계산제출 SPACE 버전별결과비교 (2.13, 2.14, 2.16) 노드민감도분석 ( 표준노드타당성 ) 초기조건민감도분석 간극전도도생산 / 적용방법 ( 최소 / 최대 ) CEAE 안전성분석방법 HERMITE/SPACE 검증비교 ( 고온수로열속 ) STRIKIN-II/SPACE 검증비교 ( 피복재노드수영향등 ) -40-
Pressurizer Pressure [Pa] Pressurizer Level [%] 가압기모델검증 (6.30 제출 ) 국내 CE 형원전중가압기압력이크게변동된사례로검증 신고리 2 호기출력상승시험중가압기고압력에의한자동정지 출력상승시험중터빈정지 / 자연순환냉각기능시험수행 ( 12.3.4) 19:27 : 100% 출력운전중 Reactor Power Cutback System 우회전환 19:30:27: 터빈수동정지 ( 시험착수 ) 19:30:36: 원자로정지 ( 가압기고압력, 설정치 : 167.5 kg/cm 2 ) C520 Spray C522 Spray 17000000 70 C620 Pressurizer 8 7 6 5 4 3 2 1 16500000 16000000 15500000 15000000 14500000 Plant SPACE 2.16 RETRAN 60 50 40 Plant SPACE 2.16 RETRAN C630 Surgeline 3 2 1 C105 Flow BC 14000000 13500000 0 200 400 600 800 1000 1200 Time [s] -41-30 20 0 200 400 600 800 1000 1200 Time [s]
답변 / 보완진행중사항 적용대상노형에서의실측자료기반검증 신고리3호기시험지연에따라 OPR1000 대상검증추진 제어계통모델검증 SLB에서 MTC 계수 ( 비대칭사고동일 MTC 적용타당성 ) -42-
TR 5 종인허가답변적기수행 / 취득 SPACE/CAP 고도화및적용범위확장 단기 (~ 15.12) 장기 SPACE/CAP 3D 검증 SPACE 적용해석방법론확장 ME, SBLOCA 최적해석, SG SLB/BDF 취출부하해석방법론 DEC (BDBA) 분석능력확장및적용방법론개발 적용노형확장 : 중수로, SMART 등 SPACE 사용자그룹운영및코드개선 Feedback 22 개기관연구협력협정체결 ( 14.11) 2015 년사용자모임 : 11 월중 ( 예정 ) SPACE 홍보 : 국제공동연구참여, 논문등 -44-
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