Assessment of Safety Analysis Code through Thermal-Hydraulic Integral Effect Test Facility

Abstract

Localization of NPP safety analysis code is the one of the core factors to export NPP abroad including UAE. To achieve this, the SPACE(Safety and Performance Analysis CodE) is currently under development by various nuclear energy agencies such as KHNP, KEPCO and KAERI. Unlike existing safety analysis code, the SPACE is based on the three-field governing equations; vapor, continuous liquid and droplet. It improves the accuracy by solve the mass, energy, and momentum conservation equations for each phase and adopt the approved numerical methods as well as the models for diverse thermal hydraulic phenomena. In this study, the governing equations of the SPACE are reviewed compared with the existing code such as MARS and RELAP. And the integral effect test is analyzed to assess the SPACE. To validate and verify the SPACE, more than thirty separate effect tests have been carried out as well as conceptual problems. The conceptual problems consist of fundamental thermal hydraulic problems. Each problem is analyzed by both hand calculation and SPACE calculation. The performance of the SPACE is verified by comparing the results from each method. The major thermal hydraulic phenomena contain the important parameters that can affect the accuracy of code calculations when simulating the accidents. The analyses of separate effect test have been performed sufficiently, but the analyses of integral effect test are not enough. Because the main purpose of safety analysis code is the analyzing of integral effect test facilities like NPPs, analyzing of integral effect test is essential. So the SNUF(Seoul National University Facility), manufactured by nuclear thermal hydraulic laboratory in Seoul National University, is selected for the object target. It is the only integral effect test facility made by local university in Korea. The SNUF is a reduced-pressure and reduced-height integral effect test facility to simulate the primary loop of APR1400(Advanced Power Reactor 1400MWe). APR1400 adopts the DVI(Direct Vessel Injection) for the ECCS(Emergency Core Cooling System) while existing NPPs use the cold leg injection. So it needs additional researches for LOCA(Loss of Coolant Accident) on DVI line. There are four DVI lines simulated in SNUF; One is broken and the others are intact. Because the experiment has been conducted under this condition as well as analysis by the MARS, that condition was selected as the target scenario. The results of the analysis by the SPACE showed reliable agreement compared with experimental data on seal clearing phenomena. It predicts well the start point of downcomer seal clearance and loop seal clearance. In the DVI system, downcomer seal clearing is more important than loop seal clearing because the vapor generated from core flows through downcomer to broken DVI line. So the core collapsed level increases as the vapor pressure decreases in the core. But the results of the analysis cannot fit the variation of primary pressure and temperature. The SPACE predicts the primary pressure drop more rapidly compared with experiment. It is because the SPACE calculates the break flow largely. The amount of break flow are determined by the critical flow model and discharge coefficient.

원전 안전 해석 코드의 국산화는 UAE는 물론 차후 원전 수출에 있어 핵심적인 요소이다. 이를 위해 현재 개발 중인 SPACE는 기존의 RELAP, MARS와 같은 규제용 원전 안전 해석 코드에서 검증된 수치 해법과 열수력학적 모델을 바탕으로 만들어진 코드이다. 기존 코드와는 달리 증기, 연속 액체의 2상에 액적을 더해 3상을 바탕으로 지배방정식을 구성하였으며 각 상에 대해 질량, 운동량, 에너지 보존 방정식을 개별적으로 풀어냄으로써 코드의 예측 능력을 한층 개선하였다. SPACE의 검증을 위해 기존 코드와 차이점을 위주로 코드 구조를 살펴보고 열수력 현상 해석 능력을 평가하기 위해 종합 효과 실험 장치를 선정하여 해석하였다. 현재 SPACE를 이용한 개별 효과 실험의 해석은 많은 부분이 진행되었으나 종합 효과 실험의 해석은 미미한 실정이다. 안전 해석 코드의 주 목적은 발전소와 같은 일종의 대형 종합 효과 장치의 해석이므로 SPACE를 이용한 종합 효과 실험의 해석은 필수적이다. 그 일안으로 서울대학교 열수력 연구실에서 제작한 SNUF(Seoul National University Facility)를 대상 실험 장치로 선정하였다. SNUF는 APR1400의 1차계통을 모의하기 위한 소형 열수력 종합효과 실험 장치로 원형과 동일한 배관 구조를 가지고 있다. 기존의 원자로가 비상 노심냉각 계통(ECCS, Emergency Core Cooling System)으로 저온관 주입 방식을 사용하는데 반해 APR1400은 원자로 용기 직접 주입 방식(DVI, Direct Vessel Injection)을 채택하고 있어 저온관 파단 냉각재 상실 사고 외에 DVI 파단 냉각재 상실 사고에 대한 안전해석이 추가적으로 필요하다. 서울대학교 열수력 연구실에서는 SNUF에 3개의 건전 DVI관과 1개의 파단 DVI관을 구성하여 DVI관 파단 냉각재 상실 사고를 모의하였고 MARS를 이용하여 해석을 수행한 바 있다. 따라서 이를 대상 사고 시나리오로 선정하고 DVI관 파단 사고에 영향을 미칠 수 있는 변수들을 정리하여 SPACE를 통해 해석을 수행하였다. 또한 그 결과를 SNUF의 실험 결과, MARS를 이용한 해석 결과와 각각 비교 분석함으로써 코드의 해석 능력을 평가하였다. 본 연구를 통해 SPACE의 열수력 solver를 검토하고 해석 능력을 확인하였다. 이 연구결과는 SPACE의 예측 능력을 향상시키고 추후 차세대 원전의 안전성 분석을 위한 자료로 활용될 수 있을 것이다.