초록 ▼

본 연구는 경수로 사용후 핵연료를 중수로에 재활용하기 위한 경중수로 연계핵연료 주기(DUPIC fuel cycle) 기술 중 DUPIC 핵연료와 기존 중수로와의 양립성을 평가함을 목적으로 하고 있다. 2단계 연구 기간에는 DUPIC 핵연료의 원자로 안전성에 미치는 영향분석, DUPIC 핵연료의 노심설계 기술개발, 최적조성DUPIC 핵연료물질 공급 기술 개발 그리고 DUPIC 핵연료 실용화 타당성 및 인허가 가능성 평가를 수행하였다
연구 결과, 원자로 안전성을 평가한 결과, 단일 사고시 원자로 격납 건물 및 주민 피폭 선량 기

본 연구는 경수로 사용후 핵연료를 중수로에 재활용하기 위한 경중수로 연계핵연료 주기(DUPIC fuel cycle) 기술 중 DUPIC 핵연료와 기존 중수로와의 양립성을 평가함을 목적으로 하고 있다. 2단계 연구 기간에는 DUPIC 핵연료의 원자로 안전성에 미치는 영향분석, DUPIC 핵연료의 노심설계 기술개발, 최적조성DUPIC 핵연료물질 공급 기술 개발 그리고 DUPIC 핵연료 실용화 타당성 및 인허가 가능성 평가를 수행하였다
연구 결과, 원자로 안전성을 평가한 결과, 단일 사고시 원자로 격납 건물 및 주민 피폭 선량 기준을 만족하는 것으로 나타났다. 그러나 이중 사고시에는 안전 기준을 초과할 가능성이 있으므로 안전 해석의 보수성 및 과도 상태시 핵연료 거동 해석 방법등에 대한 추가적인 분석이 필요한 것으로 판단된다. 그러나 DUPIC 핵연료는 전반적으로 원자로 안전성을 만족할 것으로 예상된다. 노심 설계를 위한 설계 방법론 검토 및 노심 설계 검증 자료 평가 결과 현재 노심 해석에 사용되는 전산 코드 체계는 타당성이 있는 것으로 나타났다. 그리고 원자로 양립성 평가 및 제조 결과를 분석한 결과 DUPIC 핵연료는 기술적으로 타당한 것으로 나타났다. 그러나 DUPIC 핵연료의 실용화 시 요구되는 항목, 핵연료봉 및 다발 설계의 인허가를 위한 항목 및 DUPIC 핵연료의 장전을 위한 제시된 항목에 대해서 추가적인 연구가 필요하다. 이러한 사항들에 대한 연구가 수행되고 만족할만한 결과를 얻는다면 DUPIC 핵연료의 타당성이 입증될 것이며, 인허가 가능성을 제시할 수 있을 것이다

Abstract ▼

The purpose of this study is to assess the compatibility of DUPIC (Direct Use of Spent PWR Fuel in CANDU Reactors) fuel with the current CANDU 6 reactor, which is one of the technology being developed to utilize the spent PWR fuel in CANDU reactors. The Phase II study of this project includes the an

The purpose of this study is to assess the compatibility of DUPIC (Direct Use of Spent PWR Fuel in CANDU Reactors) fuel with the current CANDU 6 reactor, which is one of the technology being developed to utilize the spent PWR fuel in CANDU reactors. The Phase II study of this project includes the analysis of impact on the reactor safety, the development of core design technology, the development of fuel supply technology of optimal composition, and feasibility analysis on localization and license of DUPIC fuel. From the reactor safety analysis results, it is known that DUPIC fuel satisfies the safety limit of reactor containment and public dose for single failure. But, the safety limit may be exceeded for dual failure.
Therefore, more analysis is needed for the removal of excessive conservatism in accident analysis methodology and modification of transient fuel behavior analysis methodology, The results of the validation calculations of core design methodology have confirmed that the current core analysis system is acceptable for the feasibility study of the DUPIC fuel compatibility analysis. The results of compatibility and fuel fabrication have shown that DUPIC fuel is technically feasible. For practical use and licensing, however, more research items required in the practical use, fuel rod and bundle design and fuel leading are should be performed. When these items are performed and resolved, the compatibility of the DUPIC fuel is achieved, and, eventually, the possibility of DUPIC fuel licensing can be confirmed

목차 Contents

• 제 1 장. 서 론...48
• 1.1. 연구개발이 필요성...51
• 1.2. 연구개발의 목적 및 범위...51
• 1.3. 국내외 기술개발 현황...54
• 1.3.1. 외국의 경우...54
• 1.3.2. 국내의 경우...55
• 1.3.3. 연구개발사례에 대한 자체분석 및 평가결과...55
• 1.4. 세부 기술사항의 검토 분석결과...57
• 1.4.1. 외국의 경우...57
• 1.4.1.1. 원자로 안전성 평가...57
• 1.4.1.2. 노심 설계 기술 개발...57
• 1.4.1.3. 최적 조성 핵연료 물질 공급 기술...57
• 1.4.1.4. DUPIC 핵연료 실용화 타당성 및 인허가 가능성 평가...58
• 1.4.2. 국내의 경우...58
• 1.4.2.1. 원자로 안전성 평가...58
• 1.4.2.2. 노심 설계 기술 개발원자로 계통 양립성 평가...58
• 1.4.2.3. 최적 조성 핵연료 물질 공급 기술...58
• 1.4.2.4. DUPIC 핵연료 실용화 타당성 및 인허가 가능성 평가...59
• 1.5. 참고문헌...60
• 제 2 장. DUPIC 핵연료의 원자로 안전성에 미치는 영향 평가...62
• 2.1. 핵연료 손상기준 제안 및 평가...64
• 2.1.1. DUPIC 핵연료 손상기준 제안...64
• 2.2. SDS2 독극물 주입시 농도장 해석 및 검증...68
• 2.2.1. 독물질 주입과 제트의 성장...68
• 2.2.1.1. 주입계통 모델링...68
• 2.2.1.2. 계산 결과 및 검증...68
• 2.2.2. 해석 모델 개발 및 타당성 검토...69
• 2.2.2.1. 모델링...70
• 2.2.2.2. 인도 BARC SDS-2 주입 실험의 제트 모사...71
• 2.2.2.3. Gentilly-2 LISS Test 제트 모사...72
• 2.2.3. 독물질 주입계통의 유동 및 농도 해석...73
• 2.2.3.1. 모델 및 계산 조건...73
• 2.2.3.2. 유동 특성 및 농도 분포...74
• 2.3. 대형파단 냉각재 상실사고 해석...143
• 2.3.1. 원자로 노물리 모델 구축...143
• 2.3.2. 평형노심의 유동 및 출력 특성, CPR특성 및 최소 CPR 채널, CATHENA Circuit 해석모델개발...143
• 2.3.3. 초기 조건의 가정사항 및 1/4 노심 F.G. 재고량 및 전체 F.P. 재고량 산정...143
• 2.3.4. 출력 펄스해석 및 원자로 입, 출구 모관의 열수력조건 해석...144
• 2.3.5. 원자로출구 모관 100% 파단 LOCA 장기해석...144
• 2.3.6. 격납건물내 방사성핵종 거동분석 및 방사성물질의 대기확산, 주민피폭 해석...144
• 2.3.6.1. 연계자료 접수 및 평가작업개요...145
• 2.3.6.2. 방사성핵종 거동분석 방법론...145
• 2.3.6.3. 방사성물질의 대기확산 및 주민피폭 해석방법...146
• 2.3.7. 격납건물 및 주민피폭 선량 해석 결과...146
• 2.3.8. ECC 미작동시 LOCA 해석...147
• 2.3.8.1. 개요...147
• 2.3.8.2. 모델...149
• 2.3.8.3. 결과...155
• 2.3.9. 요약...157
• 2.4. DUPIC 열수력 노심 평가...211
• 2.4.1. 입력 및 운전조건...211
• 2.4.1.1. 주입기...211
• 2.4.1.2. 핵연료 채널 및 핵연료...212
• 2.4.1.3. 헤더간 경계조건...213
• 2.4.2. 결과 및 논의...213
• 2.4.2.1. 채널출력 분포...213
• 2.4.2.2. 채널유량...214
• 2.4.2.3. 임계채널출력...214
• 2.4.2.4. 임계출력비...215
• 2.4.2.5. 채널출구건도...215
• 2.4.3. 임?? 원인...215
• 2.4.3.2. 반경방향 수정 및 불확실성...217
• 2.4.4. 모델과 코드의 유효성...218
• 2.4.4.1. NUCIRC 코드의 드라이아웃 모델...218
• 2.4.4.2. ASSERT 코드 검증...219
• 2.4.5. 요약...220
• 2.5. 임계열유속의 반경방향 출력 영향...237
• 2.5.1. 열수력 부수로 해석 방법...238
• 2.5.1.1. DUPIC 핵연료다발...238
• 2.5.1.2. 부수로 해석 코드...239
• 2.5.1.3. 입력자료...239
• 2.5.2. 해석 결과 및 검토...248
• 2.5.2.1. 핵연료채널 출력...248
• 2.5.2.2. 축방향 최소 임계열유속 발생 위치...249
• 2.5.2.3. 부수로 엔탈피 분포...250
• 2.5.2.4. 축방향 CHF 발생지점의 부수로 질량유속 분포...251
• 2.5.2.5. 부수로별 최소 임계열유속 발생 위치...252
• 2.5.2.6. 최소 임계열유속비...253
• 2.5.2.7. DUPIC 핵연료다발의 열수력적 평가...253
• 2.5.3. 요약...254
• 2.6. 요약...270
• 2.7. 참고문헌...271
• 제 3 장. DUPIC 핵연료의 노심 설계 기술개발...274
• 3.1. 노심 설계를 위한 설계 방법론 확립...277
• 3.1.1. 노물리 설계 요건...277
• 3.1.1.1. 출력 조절 능력...277
• 3.1.1.2. 정상 및 과도상태에서의 설계 제한치 추종성...278
• 3.1.1.3. 반응도 제어 능력...278
• 3.1.1.4. 원자로 정지 계통...279
• 3.1.1.5. On-line 중성자속 Mapping...279
• 3.1.1.6. 국부 과출력 보호 계통...279
• 3.1.2. 노물리 해석 방법론...280
• 3.1.2.1. DUPIC 핵연료 단면적 생산...280
• 3.1.2.2. DUPIC 노심 계산...282
• 3.2. 노심 설계 검증자료 평가...289
• 3.2.1. DCA에 대한 MCNP-4B 검증계산...290
• 3.2.1.1. DCA의 특성...290
• 3.2.1.2. 컴퓨터 코드와 라이브러리...291
• 3.2.1.3. DCA의 검증계산...292
• 3.2.1.4. 요약...298
• 3.2.2. 노물리 시운전 시험(PHASE-B) 자료에 대한 검증계산...299
• 3.2.2.1. 전산 코드 및 핵자료 단면적...300
• 3.2.2.2. CANDU 노심 해석 전산모델...302
• 3.2.2.3. 노심 해석 코드의 검증계산...308
• 3.2.2.4. 요약...318
• 3.3. 요약...402
• 3.4. 참고문헌...404
• 제 4 장. 최적 조성 DUPIC 핵연료 물질 공급 기술 개발...408
• 4.1. 핵연료 조합 방안 개발...410
• 4.1.1. DUPIC 핵연료 혼합 절차...410
• 4.1.1.1. 사용후 경수로 핵연료 특성...410
• 4.1.1.2. 물리적 모델...410
• 4.1.2. 최적 조합 방안...411
• 4.1.3. 핵연료 조성 조절...412
• 4.2. 조성 오차 요건 평가...432
• 4.2.1. DUPIC 핵연료 조성 분석...432
• 4.2.2. 결정론적 방법에 의한 비균질도 해석...433
• 4.2.3. 통계적 방법에 의한 비균질도 해석...434
• 4.3. 요약...451
• 4.4. 참고문헌...453
• 제 5 장. DUPIC 핵연료 실용화 타당성 및 인허가 가능성 평가...454
• 5.1. DUPIC 핵연료의 원자로 양립성 및 제조 결과 분석...456
• 5.2. DUPIC 핵연료 실용화를 위한 기술적 문제점 및 해결 방안...464
• 5.2.1. 핵연료 다발 설계...464
• 5.2.2. 핵연료 제조...464
• 5.2.3. 핵연료 취급...465
• 5.2.4. 원자로 운전...466
• 5.2.5. 핵연료주기 경제성...467
• 5.3. 핵연료 설계 인허가 문제점 파악...468
• 5.3.1. 핵연?가를 위한 요구 사항...470
• 5.3.2. 핵연료다발...473
• 5.3.2.1. 설계기준...473
• 5.3.2.2. 설계자료 및 재료...476
• 5.3.2.3. 인허가를 위한 요구 사항...476
• 5.4. 장전 인허가 요건 파악...484
• 5.4.1. 시범 다발의 상용로 시범 장전시 주요 연구 업무...484
• 5.5. 요약...487
• 5.6. 참고문헌...488
• 제 6 장. 연구개발 목표 달성도 및 향후업무...490
• 6.1. 연구개발 목표 달성도...492
• 6.1.1. 세부 연구 목표별 주요실적...493
• 6.1.2. 세부 연구 목표별 요약 및 의견...493
• 6.1.2.1. DUPIC 핵연료의 원자로 안전성에 미치는 영향분석...493
• 6.1.2.2. DUPIC 핵연료의 노심설계 기술개발...494
• 6.1.2.3. 최적조성 DUPIC 핵연료물질 공급 기술 개발...495
• 6.1.2.4. DUPIC 핵연료 실용화 타당성 및 인허가 가능성 평가...495
• 6.1.3. 연구 성과물...497
• 6.1.3.1. 총괄표...497
• 6.1.3.2. 논문 게재 및 발표...498
• 6.1.3.3. 기술(현황분석) 보고서...500
• 6.2. 향후 업무 계획...501
• 6.2.1. 연구개발결과 활용방안...501
• 6.2.1.1. 경제적 측면...501
• 6.2.1.2. 사회적 측면...501
• 6.2.1.3. 기술적 측면...501
• 6.2.2. 추가 연구 항목...501
• 6.2.2.1. 원자로 안전성...501
• 6.2.2.2. 핵 설계 및 노물리 해석...502
• 6.2.2.3. DUPIC 핵연료 실용화 및 인허가...502