신형원전 안전해석을 위한 실험 프로그램 김한곤 원자력안전해석심포지엄

Presentation on theme: "신형원전 안전해석을 위한 실험 프로그램 김한곤 원자력안전해석심포지엄"— Presentation transcript:

1 신형원전 안전해석을 위한 실험 프로그램 김한곤 2015. 07. 16 2015 원자력안전해석심포지엄
~17, 대천 한화리조트 파로스 신형원전 안전해석을 위한 실험 프로그램 김한곤

2 2015 원자력안전해석심포지엄 목 차 Ⅰ. 개 요 Ⅱ. APR+ 실험 현황 Ⅲ. 피동계통 실험 현황 및 계획 Ⅳ. 맺음말

3 Ⅰ. 개 요 APR1400 이후 신형원전 개발 전략 단기 전략 APR1400 시장 확대 : US-APR1400, EU-APR
2015 원자력안전해석심포지엄 APR1400 이후 신형원전 개발 전략 1990s 2000s 2010s 2020s Main PWR Localized OPR1000 APR1400 APR+ Innovative PWR* US-APR1400 APR+1000 EU-APR Small & Medium PWR * 미확정 단기 전략 APR1400 시장 확대 : US-APR1400, EU-APR 한국형 원전의 경쟁력 지속 : Gen III+ PWR (APR+) 개도국 진출을 위한 중형 GEN III+ PWR 개발 : APR+1000 장기 전략 안전성의 획기적인 개선 : Evolutionary  Revolutionary Core Technology (PECCS, PCCS)

4 Ⅱ. APR+ 실험 현황 APR1400 기준으로 새롭게 채택된 ADF 중 안전해석이 요구되는 사항들
2015 원자력안전해석심포지엄 Ⅱ. APR+ 실험 현황 APR1400 기준으로 새롭게 채택된 ADF 중 안전해석이 요구되는 사항들 피동보조급수계통 (PAFS) : 기존 능동보조급수계통을 대체 Emergency Core Barrel Duct (ECBD) : 안전주입수 우회를 원천적으로 차단 노심입구 유량분배판 개선 : 노심입구유량분포 불확실도 저감

5 Ⅱ. APR+ 실험 현황 1. PAFS 안전성/성능 입증 실험 PAFS 개요
능동형 보조급수계통을 피동형 보조급수계통으로 완전 대체 설계 12" 8" LO AF Modulating Valve M Isolation Feed Water Tank A SG A B SG B Motor Driven Turbine -4 Steam Line 중력, 자연대류, 응축 등 자연력 이용 APR 1400 보조급수계통 개략도 PAFS(Passive Aux. Feed-water System) 개략도

6 Ⅱ. APR+ 실험 현황 1. PAFS 안전성/성능 입증 실험 PAFS 설계 개요 수평형 열교환기 채택
수격현상 등 유동 불안정성 방지 설계 독립된 4계열 (50%/계열)/기동밸브 다중 설계 단일고장기준 만족, 8시간 내 SC 운전 진입 PCHX 최대 138 MW열제거, 비응축성 기체 최대 51 cc, 배기라인 설계 표준설계인가시 변경된 설계 수행중

7 Ⅱ. APR+ 실험 현황 1. PAFS 안전성/성능 입증 실험 개별효과 실험 준정상상태 실험 전 운전영역 냉각 성능 검증
[200·300·400·540·650·750kw] 측정 : PCHX 열 제거량, 계통 압력/온도/유량 결과 : 전 운전영역 운전 가능, 수평 성층류 유지(수격 방지요건 만족) PCCT 수위변화 실험 300→750kw 열출력 조건 실험 조건: 정상수위 → 3.5 m(PCHX상부) 결과 : 수격 없이 자연대류 원할 기동실험 기동 초기 배관내 응축수 영향고려 안정화 여부 조건 : 540kw, 7.85Mpa에서 기동밸브 개방 결과 : 기동 후 약 300초에서 안정화 됨 PCHX 길이 방향 온도 PCCT 수위변화 시간에 따른 PAFS 유량

8 Ⅱ. APR+ 실험 현황 1. PAFS 안전성/성능 입증 실험 개별효과 실험 천이운전 실험
개별효과 실험 천이운전 실험 MSSV 개방에 따른 PAFS 성능 및 건전성 확인 계통 압력/유량 및 열전달율 측정 10초 : 영향 없음, 200초 : MSSV 닫히면 정상 상태로 바로 복귀하여 자연순환 유지 기동밸브 개도 변화 실험 기동밸브 개도 변화시 영향 평가 540kw에서 밸브개도 100% → 30%까지 조절 50% ~ 30%사이에서 조절 가능 비응축성 가스 영향 실험 PAFS 초기 기동시 비응축성 가스 최대 질량분율 0.63% 보수적으로 1.01% 질량 분율 실험 약 3% 정도 응축열전달 계수 감소/거의 영향 없음 증기/응축수 유량 응축수 유량 변화

9 Ⅱ. APR+ 실험 현황 1. PAFS 안전성/성능 입증 실험 종합효과실험 기존의 ATLAS 설비에 PAFS 추가 설치
PAFS 작동시 RCS의 종합적인 거동 평가 목적 FLB, SLB, SGTR시 PAFS 성능 검증 모든 경우 자연순환 유량 안정적 형성 모든 경우 8시간 이내 정지냉각 계통 진입 SGTR시 유체온도 FLB시 유체온도 SLB시 유체온도

10 Ⅱ. APR+ 실험 현황 1. PAFS 안전성/성능 입증 실험 사고 및 성능 해석 보조급수 유량 및 엔탈피 산출
사고 및 성능 해석 보조급수 유량 및 엔탈피 산출 CESEC III 해석의 Boundary 데이터 제공을 위해 각 사고 별 유량 및 엔탈피 곡선 생산 (RELAP) 설계기준 사고 해석 (CESEC-III) : 모든 사고 및 과도상태 조건에서 허용기준 만족 해석 결과 예 : 주급수 파단사고 거동 비교[APR1400 – APR+] 향후에는 SPACE 통합해석 필요 사고 초기 PAFS의 냉각능력이 더 우수해서 초기 온도 상승이 나타나지 않음 - 사고후 30분 후에도 AFWS 대비 우수한 냉각 능력 보유 APR1400 SSAR APR+ SSAR

11 CEA Ejection [via Secondary)
Ⅱ. APR+ 실험 현황 1. PAFS 안전성/성능 입증 실험 안전성 향상 DBA 사고시 안전성 향상 보조급수 작동기간 중 MSSV 개방 없음 : MSSV 개방 고착 가능성 감소 과압사고시 방사선량 저감 : 예비 PSA 결과 신고리 3,4대비 노심 손상빈도 (CDF) 약 50% 감소 예상 사고 APR1400 SSAR(mSv) APR+ SSAR(mSv) FLB (EAB 2hr, PIS) 5.72 0.058 RCP Locked Rotor (EAB) 19.3 11.1 CEA Ejection [via Secondary) 50.8 7.23 SGTR (EAB 2hr, PIS) 10.1 6.59

12 Ⅱ. APR+ 실험 현황 2. 노심입구 유동분포 성능 실험 노심유동분포 시험 개요
향상 시험 개요 입구유량인자분포는 핵비등이탈률 제한치 설정시 중요한 인자임 (Thermal Margin에 중요한 인자) OPR1000 대비 APR1400은 입구유량 불확실도 5배 증가 OPR1000 : ← 시험 측정치 APR1400 : ← 시험결과 외삽 APR1400 대비 APR+ 노심 설계 차이 유량 약 3.5% 감소 (노심 16F/A, RCP 3% 증가) 노심 Tave 증가 HIPER 연료 사용 노심유동분포 시험장치 구성

13 Ⅱ. APR+ 실험 현황 2. 노심입구 유동분포 성능 실험 1/5 모의 핵연료 설계
1/5 Scale 핵연료집합체 시뮬레이터 설계 및 제작 Full Scale 3-핵연료집합체 횡유동 실험 실험데이터를 이용한 핵연료집합체 CFD해석 방법론 개발/검증 1/5 핵연료집합체 시뮬레이터 설계 3-FA 횡유동 실험장치 개요 횡유동에 대한 실험/CFD 결과비교 시뮬레이터 설계

14 Ⅱ. APR+ 실험 현황 2. 노심입구 유동분포 성능 실험 노심유동분포시험장치 제작 노심유동분포 시험장치 제작
1/5-scale, 상온, cold water test 핵연료시뮬레이터(257개) 제작 및 교정 모의노심, 계통 및 계측설비 제작 주요 측정인자 각 핵연료집합체의 입구유량 및 출구압력 분포 계통 내 각 지점의 압력, 고온관 유속분포 등 핵연료 시뮬레이터 계통구성 1/5축척 원자로용기

15 Ⅱ. APR+ 실험 현황 2. 노심입구 유동분포 성능 실험 노심유동분포 시험결과 주요결과
평형/비평형조건에서 노심유동분포 차이는 크지 않음 Downcomer 및 lower-plemum에서의 평탄화 때문임. 노심 각 핵연료집합체의 유량/압력분포 측정 시험오차 검토 노심입구유량의 최대오차(계산치) : 0.6% 벤츄리 방출계수(실측치) 표준편차 : 0.36% 유량(실측치) 표준편차 : 최대 0.035% 정밀한 측정이 되었음을 확인함 노심입구유량 분포 (4-pump)

16 Ⅱ. APR+ 실험 현황 2. 노심입구 유동분포 성능 실험 시험결과 활용 노심평가 입력자료의 표준편차 감소량
변 수 구 분 기존 설계값 (APR 외삽) 시험 결과값 비고 노심 입구유량 분포 4-펌프 0.057 0.0082 - 86% 3-펌프 0.062 0.0102 - 84% 노심 출구압력 분포 0.009 0.0019 - 79% 0.014 0.0051 - 64% 표준편차 기준으로 64 ~ 86% 감소 DNBR SAFDL 감소에 의한 열적여유도 증가 노심외곽 유량 증가에 따른 최적화 설계/실험 수행중

17 Ⅱ. APR+ 실험 현황 3. ECBD 성능 검증 실험 ECBD 개요 ECBD의 개선효과
2015 원자력안전해석심포지엄 Ⅱ. APR+ 실험 현황 3. ECBD 성능 검증 실험 ECBD 개요 Core Barrel에 Duct를 설치하여 LBLOCA시 ECC 우회를 원천적으로 차단 4-EDG 설계 구현시 안전 요건 만족 가능 안전여유도 향상 또는 SIP 최적화 가능 ECBD의 개선효과 ECBD

18 Injection Velocity (m/s)
2015 원자력안전해석심포지엄 Ⅱ. APR+ 실험 현황 3. ECBD 성능 검증 실험 Full Scale Duct 주입실험 ECC Duct shape Injection Velocity (m/s) Spillage (%) Elliptical 1.792 12.102 1.641 5.886 1.566 4.770 Circular 1.757 4.013 1.584 3.181 1/1-Scale

19 Ⅱ. APR+ 실험 현황 3. ECBD 성능 검증 실험 1/5 Scale 종합 우회 실험
2015 원자력안전해석심포지엄 Ⅱ. APR+ 실험 현황 3. ECBD 성능 검증 실험 1/5 Scale 종합 우회 실험 어떤 조합에서도 우회율이 기존 설계대비 현저히 낮은 결과 도출

20 III. 피동계통 실험 현황 및 계획 피동 원자로 개념 도출 RCS 배치 : 한국형 원전의 배치 준용 (2Loop)
2015 원자력안전해석심포지엄 피동 원자로 개념 도출 RCS 배치 : 한국형 원전의 배치 준용 (2Loop) 건물배치 : IRWST 상향, Top-Mounted ICI, 고온관이하 침수 피동안전계통 : 피동보조급수계통 (PAFS) 피동비상노심냉각계통(PECCS) 피동원자로건물냉각계통(PCCS) 피동중대사고대처설비 등

21 III. 피동계통 실험 현황 및 계획 1. PECCS 개발을 위한 Hybrid SIT 성능실험
2015 원자력안전해석심포지엄 III. 피동계통 실험 현황 및 계획 1. PECCS 개발을 위한 Hybrid SIT 성능실험 PECCS 개요 목적 : 기존의 안전주입계통을 대체 계통 구성 SIT 2대/Hybrid SIT 2대 LBLOCA시에는 4대의 SIT 모두 작동 Hybrid SIT는 SIS 신호에 의해 저온관과의 압력평형으로 작동 가압기 POSRV를 이용하여 다단계 압력 방출 고온관에 대형 압력방출밸브 장착 고압 (100기압)에서의 압력평형시 H-SIT내의 국부적 거동 및 종합거동에 대한 실험 필요

22 개별효과실험장치 예비계산 (MARS-KS code 이용)
2015 원자력안전해석심포지엄 III. 피동계통 실험 현황 및 계획 1. PECCS 개발을 위한 Hybrid SIT 성능실험 개별효과 실험 목적 : 압력평형배관 개방시 증기응축에 의한 압력평형 유지 여부 OV-PBL1 200 kW Heater 개별효과실험장치 예비계산 (MARS-KS code 이용) 개별효과시험 장치 개념도

23 III. 피동계통 실험 현황 및 계획 1. PECCS 개발을 위한 Hybrid SIT 성능실험
2015 원자력안전해석심포지엄 III. 피동계통 실험 현황 및 계획 1. PECCS 개발을 위한 Hybrid SIT 성능실험 개별효과 실험 Test Matrix No 목적 노즐 SIT 가압기 압력 배관/밸브 일정 온도 수위 압력 길이 위치 Phase I 1 base case 없음 - 완료 2 배관 길이 영향 (압력손실) short 3 노즐 영향 있음 ~ 2015/06 4 보수적 조건 저 고 5 Phase II SIT 온도 ~ 2015/08 SIT 수위 압력차 ~ 2015/09 밸브 위치 I ~ 2015/10 6 밸브 위치 II 중간 기타 추가시험 필요 시 ~ 2015/12

24 가압기(PT-HPZR-101) & 혼합형 SIT(PT-HSIT-101) 압력 변화
2015 원자력안전해석심포지엄 III. 피동계통 실험 현황 및 계획 1. PECCS 개발을 위한 Hybrid SIT 성능실험 개별효과 실험 결과 가압기(PT-HPZR-101) 압력은 설정압력인 MPa에 대해 MPa의 평균오차 범위 내에서 적절하게 모의됨. 가압기(PT-HPZR-101) & 혼합형 SIT(PT-HSIT-101) 압력 변화 가압기와 혼합형 SIT의 압력평형 경향 주입된 증기의 열혼합 현상에 의해 생성된 열성층화 영역은 120 mm 이하 과도영역 전 구간에서의 온도변화가 2.0 ℃ 내외 SIT 수직 위치별 유체온도 SIT 열전대 수직 위치 및 수위 변화

25 III. 피동계통 실험 현황 및 계획 2. PCCS 개발을 위한 열교환기 성능실험 (계획)
2015 원자력안전해석심포지엄 III. 피동계통 실험 현황 및 계획 2. PCCS 개발을 위한 열교환기 성능실험 (계획) PCCS 개요 열교환기가 격납건물 내부에 위치한 간접 응축방식 수직형 열교환기 사용 및 격납건물 Dome 영역에 위치 33% 용량의 열교환기 집합체를 4 Train으로 구성 Mission Time : 72시간 (일주일까지 연장 목표) 〈 열교환기 개념안 〉 〈 PCCS 1train 개념안 〉 〈 PCCS 개념안 〉

26 IV. 맺음말 APR1400 개발시에는 완성된 설계의 성능을 입증하기 위한 실험이 대부 분이었음
2015 원자력안전해석심포지엄 IV. 맺음말 APR1400 개발시에는 완성된 설계의 성능을 입증하기 위한 실험이 대부 분이었음 APR+ 개발시에는 초기 설계와 실험을 병행 수행 : 설계자료를 생산하기 위한 실험 설계/실험 일정의 차이, 표준설계인가 이후의 설계변경 등에 따라 최초 원전 건설시 추가 확인 필요 노심입구 유량분배판 설계 개선에 따른 유량분포 ECBS 성능 추가 확인을 위한 1/5 Scale 실험 결과 SPACE를 이용한 PAFS 통합해석 (PAFS 열전달 모델 추가) 피동안전계통 개발을 위한 핵심기술 개발 및 성능 실험 수행중 실험결과에 따른 해석 모델 추가 및 다차원 해석 방법론 필요

27 27