2014 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 / 검증원전적용체계확대구축 - APR+ 안전해석방법 - M/E, SLB/BDF 해석방법 - SPACEUP 3D 모듈개발 06.10 10.3 12.12 15.12
KHNP 서울대 / 포항공대 /K-INGS 코드독립검토 / 교육프로그램 안전해석코드개발 안전해석방법론개발 KHNP KEPCO E&C KAERI FNC GNP Sys. SENTECH I/O, 코드통합, 형상관리지배방정식, 수치해법보조방정식, 실증실험 CAP 코드개발사용통합환경개발 SPACE3D 검증환경구축 KHNP 소형파단냉각재상실사고안전해석방법론 KEPCO NF 대형파단및비냉각재상실사고안전해석방법론개발 KEPCO E&C 비냉각재상실사고및질량 / 방출해석방법론개발 Doosan 증기관파단및취출부하해석방법론개발
- SPACE 2.14 (TR 제출, 13.11.8) - CAP 2.2 (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
규제기관설명회개최 1차 (2.20-21): TR 5종 2차 (3.18-19): SPACE 검증, LB/SBLOCA 실험평가 1 차질의접수 : 총 347 건 특정기술주제보고서 접수일 질의수 SPACE 코드이용 Non-LOCA TR 14.05.27 123 SPACE 코드이용 APR1400 형원전 LBLOCA TR 14.05.07 45 SPACE 코드이용 APR1400 형원전 SBLOCA TR 14.05.07 27 원전설계용 SPACE 코드 TR 14.05.07 116 원전설계용 CAP 코드 TR 14.05.07 36
적용대상원전 : 국내가압경수형원전 APR1400형, OPR1000, WH형 해석범위 설계기준사고및설계기준외사고 격납건물질량및에너지방출등 검증및품질 / 형상관리 PIRT, 검증 Matrix 사업관리절차서, 형상관리절차서, 코드독립검토 개발환경 HW/OS: PC/WS, Windows 전산언어 : C++
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
보조방정식 유동맵 계면면적, 계면열물질전달상관식, 계면 - 벽면마찰상관식, 액적의이탈및점착상관식, 벽면 - 유체열전달모드와상관식등 기기및특수현상모델 펌프, 가압기, 밸브, 습분분리기, 안전주입탱크, 터빈 임계유동, 대향류제한, 급속유로면적변동, Offtake, 수위추적모델등 열구조체 / 통특성모델 1/2 차원열전도모델, 핵연료봉모델 점통특성모델, 붕괴열모델등
Temperature (K) Pressure [MPa] 코드검증 ( 검증 matrix) 기초검증문제 (13 세트 ) 열수력현상검증 (SET, 63 세트 ) 기기모델검증 (CET, 14 세트 ) 사고시나리오검증 (IET, 15 세트 ) LOCA, SLB 등 발전소운전자료검증 (6 세트 ) 사고유형 IET 실험설비 ATLAS LOFT LSTF PKL Semiscale 원전 LOCA LB IB / SB Non- SLB LOCA FLB SGTR 자연순환 ATWS 급수상실 붕소희석 기타 부분충수 운전과도 1200 1100 1000 900 800 700 600 500 400 FUEL CLADDING TEMPERATURE AT NODE 7 vs. TIME LBLOCA SPACE MARS-KS Dot3ed Lines = L25 Exp 0 20 40 60 80 SBLOCA 17 16 15 14 13 12 11 10 9 8 7 6 Break Rx. trip SI signal RCP trip HPSI into upper plenum HPSI into coldleg LSTF SB-SG-06(Exp.) RELAP5/MOD3.1 RELAP5/MOD3.2b SPACE Non-LOCA Pzr aux. spray started RCP restarted 5 0 1000 2000 3000 4000 5000 Time [s] Time (s)
규제기관 1차질의 : 총 116건 코드개발일반사항 컴퓨터기종, 운영체제영향 코드개발요건적용 (Reg. Guide 1.203, KINS/RR-731 등 ) 코드신뢰성 : 수치안전성, 정확성, 효율성등 지배방정식 Droplet Field Equation (DFE) 사고해석결과에미치는영향, 코드수렴성 / 안전성 / 정확도영향 모델 / 상관식수정사항 (2Field 3Field) DFE 모델의작동적정성확인 / 분석자료제출 합차운동량방정식, 특이점처리, 이산화 / 선형화과정오차 수치해석수렴판별기준등
보조방정식 기존안전해석코드대비유동맵, 모델 / 상관식등차이 차이에따른사고해석결과영향및발전소적용적절성등 특수현상모델 임계유동모델등 : 2Field 3Field 로확장 / 적용 핵연료모델및열구조체모델 타안전해석코드와차이점, 수치안전성 ( 추가검증 ) 할덴 IFA 실험활용핵연료중심선온도, 파열온도 / 변형율등검증 ( 모델추가 ) 지르코늄산화막및크러드모델, Fuel Relocation 모델, 소결체반경방향출력분포등추가
코드검증 ( 기초개념문제, 주요열수력현상검증, 기기모델등 ) 타코드 / 실험결과와의차이설명 해석결과 ( 차이 ) 가타당하다는정량적허용기준 현안문제반영및 SPACE 확대적용 안전계통가스축적문제적용여부 / 검증 연소된소결체열전도도현안 SMART 원자로특성반영 (Helical coil SG 등 )
대상원전 : 국내가압경수형원전 ( 가동 / 건설 ) 분석범위 : 격납건물온도 / 압력 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
지배방정식 3 Field Model ( 기체, 연속액체, 액적 ) FVM, Semi-implicit scheme 보조방정식 유동맵 : 수조 / 대기 (Pool/Drop) 유동양식 계면면적, 상간열및물질전달, 상간운동량전달 벽면열전달 / 운동량전달등 공학적안전설비 Pump/Fan, Valve/Door, Spray, Cooler/Heater, Heat Exchanger, Fancooler
Pressure (Pa) Total Pressure (kpa) Pressure [kpa] CAP 검증 기본현상검증 500 신고리 3,4 FSAR 주요현상검증 400 SKN FSAR CAP Calculation 실증실험검증 타코드비교 300 200 100 최대압력 (MSLB) 1 Spray Initiation @ 126 sec 800k 700k 600k BMC Steam/Water Blowndown 250 225 0.1 1 10 100 1000 Time [sec] SKN 3/4 FSAR CAP 500k 200 400k 300k 200k R1 R3 R5 EXP. CAP GOTHIC 100k 0 5 10 15 20 25 30 35 40 Time (sec) 175 150 125 100 75 0 50 100 150 200 250 300 Time (sec) 최소압력 (LOCA)
규제기관 1 차질의 : 총 36 건 지배방정식 질량, 에너지, 운동량보존확인방법 Upwind Scheme 타당성, 난류항 / 점성항 Source Term 제외사유등 보조방정식 계면면적 ( 액체 - 액적 ), 살수효율결정등 CAP 검증 matrix 최소압력측면의코드검증표제시 적용노형에적합한종합열수력평가 / 결과제시등 APR1400 노형 PT 분석노딩, 조건, 해석결과제시 최대 / 최소압력측면에서의보수성 SPACE 코드연계 SPACE ME data 를각상의생성항으로넘기는방법등
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
단계별 SPACE 코드적용 / 평가 제 1 요소코드적용성결정 사고시나리오명시 대상발전소선정 주요현상확인, 순위결정 (PIRT) 1 2 3 최적코드의선정 코드서류정비 4 5 코드적용성결정 6 제 2 요소코드평가및불확실도변수변위결정 코드불확실도변수및 변위결정 평가매트릭스구축발전소노딩결정및실험평가개별 / 종합효과실험 DB 7 스케일바이어스평가를위한코드변수와변위결정 8 실험자료커버링확인 커버링만족? NO 9 스케일바이어스평가 10 YES 발전소입력불확실도변수및변위결정 11 불확실도및바이어스결합 12 제 3 요소민감도분석및불확실도평가 14 노딩변경? NO 최종불확실도정량화 YES DB, 코드등의제한에따른추가여유도포함 13
기존 APR1400 KREM 대비변경사항 파단크기 / 형상을불확실도변수로처리 FD-SIT 유로저항을불확실도변수로처리 발전소노딩일부변경 원자로용기상부플레넘및상부헤드 (UGS) 를 2 채널 원자로용기강수관을원주방향으로 4 채널 코드변경에따른불확실도변수재정의등 최종결과 PCT= 1256.1 K < 1477 K 피복관산화도 = 2.37% < 17% 노심최대수소생성량 < 1%
규제기관 1 차질의 : 총 45 건 기존방법론 (RELAP5+KREM) 과비교 발전소초기조건 / 가정, PIRT, 열전달모델등의차이, 노딩영향 파단크기 / 유형 / 방향등을불확실도변수처리이유 Droplet Field Eq. 이안전변수에미치는영향 ( 민감도, 정확도 ) 모델불확실도, 노딩등의 LBLOCA 영향 노딩영향 ( 강수관, 상부헤드, 저온관연결등 ) 핵연료모델불확실도 ( 소결체간극열전도도등 ) SIT, k-factor, cross flow 저항등 CAP 연계 : 최소압력분석방법 현안및 LBLOCA 확장 / 개선계획 SIP 유량하한치사용 ( 불확실도변수 X), TCD 현안개선사항 Shutdown/Midloop LOCA, LTC 방법론, 모델 / 상관식개선계획등
SPACE sem 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
평가 matrix 현상 실험종류 SBLOCA 관련성 SETs 임계유량 Marviken (15/20/22/24) 아냉각및 2상 Edward Pipe 유체임계유량 노심열전달 Bennett(5358,5294,5394), RIT(16 종 ), THTF3.07.09 B/H/N/W, THTF3.09.10 I/J/K/L/M/N, Christensen 9, 15 임계열속, 막비등열전달, 아냉각비등 노심수위 / 비등 GE Level Swell 1004-3, THTF3.09.10 I/J/K/L/M/N/AA/BB/CC/DD/EE/FF 노심수위, 노심비등 루프실뚫림 UPTF Loop Seal Test 루프실뚫림 IETs TMI Action Items LOFT L3-1 (CLB 2.5%) 계통거동, Semiscale S-UT-08 (CLB 5%) PCT ATLAS ATLAS SB-DVI-08 (DVIB 100%)
Cladding temperature [K] Mean residual water level in LS (h/d) Temperature [K] 평가 / 검증결과 UPTF-TRAM A5 900 850 800 Assessment : Semiscale S-UT-08 (Heater Temperature) Exp. Data SPACE w/o EM SPACE EM 0.6 Exp. Data SPACE (Wf : 15 kg/sec) RELAP5 (Wf : 15 kg/sec) 750 700 0.4 650 600 0.2 0.0 0.05 0.10 0.15 0.20 0.25 0.30 0.35 0.40 0.45 Wallis parameter for gas [J * ] g 발전소적용계산 최대피복재온도 : 1079.9K < 1477 K 피복재최대산화도 : 2% 미만 < 17% 최대수소생성량 : << 1% 550 500 0 50 100 150 200 250 300 350 400 900 800 700 600 500 Time (sec.) ATLAS SB-DVI-08 Exp(G3) SPACE EM(Hot) SPACE BE(Hot) ATLAS-DVI-08 400 0 50 100 150 200 250 300 350 400 450 500 550 Time[sec]
규제기관 1차질의 : 총 27건 SBLOCA 열수력현상및보수적예측타당성 Reg. Guide 1.203, KINS/GT-N007-1 요건적용 열수력현상예측정확도개선후보수성확보 PCT 영향 ( 민감도 ) 분석 실험 / 발전소노딩차이, 원자로강수관 6ch 루프실거동영향 RCS 초기압력 / 온도 / 유량, TDF/ 공칭유량, PZR 수위 노심압력강하, 원자로용기 / 노심우회유량율 SG 초기압력 / 유량 / 수위 공학적안전설비작동설정치, SIP 유량 / 온도등 적용범위확대 SBLOCA 후붕소희석사고, 정지중 LOCA
SG Pressure, kg/cm 2 A Break Flow, kg/sec Break Flow, lbm/sec SG Pressure, psia 대상원전 : APR1400 ( 신고리 3,4) SPACE Non-LOCA 방법론 사고별기존인허가코드 (CESEC-III) 계산결과와비교 / 평가, 원전적용성확인 분석사고 주증기계통배관파단사고 등 13 종사고 12 8 Moderator SPACE CESEC III 90.0 80.0 70.0 SPACE CESEC III 1200 1000 4500 4000 3500 SPACE CESEC III 7000 6000 Reactivities, % 4 0-4 -8 Total Doppler Rod Boron 60.0 50.0 40.0 30.0 20.0 10.0 800 600 400 200 3000 2500 2000 1500 1000 500 Unaffected SG Affected SG 5000 4000 3000 2000 1000-12 0 100 200 300 400 500 600 Time, Seconds 0.0 0 0 100 200 300 400 500 600 Time, Seconds 0 0 0 100 200 300 400 500 600 Time, Seconds
규제기관 1 차질의 : 총 123 건 SPACE 코드 / 방법론일반사항 Reg. Guide 1.203 에따라방법론정립 인허가완료후방법론관리방안 사용하는 SPACE 기능, 모델, 사용자선택사항, 수치해법 SPACE 상관식적용범위및과도중벗어날경우처리방법 실험결과와비교 (CESEC-III 과비교만으로는부족 ) CESEC 과비교 / 차이점분석 사고별벽면열전달 ( 계수 )/ 증배계수, 임계유동모델 / 방출계수, RCP 모델 / 관성서행등비교 / 타당성 노심상하부유동혼합모델, 살수등가압기모델비교 / 타당성 노심출구경계조건, 동적간극열전도도 제어봉이탈사고시소결체엔탈피산출 노심모델검증 (HERMITE, STRIKIN-II 등비교 ) 등
민감도분석및보수성입증 원자로강수관및하부공간, SG 등노딩영향 Non-LOCA 사용모델 / 상관식, 증배계수 가정, 초기조건 / 경계조건, 우회유량, 압력손실계수, 보조급수공급개시점및유량등 사고별 RCP 모델, 제어계통모델, 원자로정지신호모델링 ( 고국부출력밀도, RCP 저유량정지등 ) 연료봉모델초기조건, 출력, 연소도, 물성모델, 핵연료온도계수, 붕괴열, 간극과재소결밀도, 산화막및크러드모델등 주증기안전밸브등각종밸브모델링및압력방출계수등 사고평가 ( 추가 ) 단일제어봉인출사고
- 안전해석코드 (2 종 ) 및안전해석방법론 (3 종 ) - 코드사용자그룹결성 (~10 월 ) 및운영 - SPACE/CAP 3D 검증 - SPACE 1D 6eqs. 모듈개발 / 검증 - APR+ 적용코드및방법론확장개발 - ME 방법론, SLB 취출부하및 BDF 해석방법론등개발