초록 ▼

핵비확산을 목적으로 시작된 저농축 연구시험로(RERTR) 프로그램에서는 1996년부터 재처리 처분이 용이하며 고성능 연구로 핵연료로 사용 가능한 고밀도U-Mo 핵연료로 전세계 연구로의 핵연료를 대체하고자 연구하고 있다. 한국원자력(연)에서 창안 개발한 원심분무 핵연료 기술은 저농축 우라늄 고밀도 U-Mo 핵연료분말 제조에 최적이므로, 실용화 연소시험 결과 우수한 성능평가가 나올 경우, 실용화에 적용될 가능성이 크다. 그 뿐만 아니라, 재저리 가능한 U-Mo 분산 봉상 핵연료를 하나로에 실용화 개발하면, 향후 하나로 기술 수출 가능성

핵비확산을 목적으로 시작된 저농축 연구시험로(RERTR) 프로그램에서는 1996년부터 재처리 처분이 용이하며 고성능 연구로 핵연료로 사용 가능한 고밀도U-Mo 핵연료로 전세계 연구로의 핵연료를 대체하고자 연구하고 있다. 한국원자력(연)에서 창안 개발한 원심분무 핵연료 기술은 저농축 우라늄 고밀도 U-Mo 핵연료분말 제조에 최적이므로, 실용화 연소시험 결과 우수한 성능평가가 나올 경우, 실용화에 적용될 가능성이 크다. 그 뿐만 아니라, 재저리 가능한 U-Mo 분산 봉상 핵연료를 하나로에 실용화 개발하면, 향후 하나로 기술 수출 가능성이 높아지고, 외국에서 건설되는 하나로 type 연구로에 원심분무 U-Mo 봉상 핵연료를 계속적으로 수출할 수 있다.
본 연구에서는 재처리 처분 가능 U-Mo 봉상 시험핵연료를 시제조하여 노내 조사시험을 수행하였다. U-Mo 입자/AL기지와의 반응 문제를 개선하는 신형상 U-Mo 핵연료를 설계하고 조사시험 안전성을 예측하였으며, 신 U-Mo 핵연료 공정을 개발하여 조사시험 핵연료를 시제조하였다. 핵비확산성 실용화 U-MO 핵연료 성능 실증을 위한 노내 조사시험자료를 입수하여 분석하였으며, U-Mo 핵연료 상용화에 원심분무 U-MO 분말 활용방안을 강구하였다.

Abstract ▼

RERTR program for non-proliferation has propelled to develop high-density U-Mo dispersion fuels, reprocessable and available as nuclear fuel for high performance research reactors in the world. As the centrifugal atomization technology, invented in KAERI, is optimum to fabricate high-density U-Mo fu

RERTR program for non-proliferation has propelled to develop high-density U-Mo dispersion fuels, reprocessable and available as nuclear fuel for high performance research reactors in the world. As the centrifugal atomization technology, invented in KAERI, is optimum to fabricate high-density U-Mo fuel powders, it has a great possibility to be applied in commercialization if the atomized fuel shows an acceptable in-reactor performance in irradiation test for qualification. In addition, if rod-type U-Mo dispersion fuel is developed for qualification, it is a great possibility to export the HANARO technology and the U-Mo dispersion fuel to the research reactors supplied in foreign countries in future.
In this ptoject, reprocessable rod-type U-Mo test fuel was fabricated, and irradiated in HANARO. New U-Mo fuel to suppress the interaction between U-Mo and AL matrix was designed and evaluated for in-reactor irradiation test. The fabrication ptocess of new U-Mo fuel developed, anf the irradiation test fuel was fabricated. In-reactor irradiation data for practical use of U-Mo fuel was collected and evaluated. Application plan of atomized U-Mo powder to the commercialization of U-Mo fuel was investigated.

목차 Contents

• 제1장 연구개발과제의 개요 ... 46
• 제2장 국내외 기술개발 현황 ... 49
• 제1절 분산형 핵연료 ... 49
• 1. 분산형 연료 ... 49
• 2. $U_3$$O_8$-Al ... 50
• 3. Uranium silicide-Al ... 51
• 4. U-Mo 합금 분말 분산 핵연료 ... 53
• 제2절 Monolithic U-Mo 핵연료 ... 61
• 제3장 연구수행 내용및 결과 ... 62
• 제1절 재처리 처분 가능 U-Mo 봉상 핵연료 개발 ... 62
• 1. 하나로 핵연료를 U-Mo 핵연료로 교체할 경우에 대한 노심 해석 및 영향 평가 ... 62
• 2. Coating 방법으로 핵연료 표면 내부식성 개선 ... 67
• 3. 제 2차 노내 조사시험 ... 69
• 4. 제 2차 노내 조사시험 핵연료 PIE ... 95
• 5. 최적의 U-loiding density 선정 ... 120
• 6. 내부식성 향상기술 조사시험핵연료 적용 ... 120
• 7. 제 3차 U-Mo 핵연료 노내조사시험 ... 121
• 제2절 U-Mo 입자/Al기지와의 반응 문제를 개선하는 신형상 U-Mo 핵연료 개발 ... 130
• 1. U-Mo 순물질 고온연소 특성자료 수집 및 분석 ... 130
• 2. U-Mo 입자와 Al기지와의 반응 문제를 해소하는 핵연료 형상 설계 ... 131
• 3. 다심핵연료에 대한 온도 분포 계산 및 성능 예측 ... 141
• 4. 열수력 시험 및 결과 분석 ... 144
• 5. 신 U-Mo 핵연료 공정 개발 ... 146
• 6. 신 U-Mo 핵연료 시제조 ... 163
• 7. 노심해석 및 노내조사시험 안전성 평가 ... 183
• 제3절 핵비확산성 고성능 연구로용 저농축 핵연료 개발 ... 195
• 1. 실용화 U-Mo 핵연료 성능실증을 위한 노내 조사시험자료 입수 분석 ... 195
• 2. U-Mo 핵연료 상용화에 원심분무 U-Mo 분말 적용 방안 강구 ... 211
• 제4장 연구개발 목표 달성도 및 관련 분야에의 기여도 ... 215
• 1. 원심분무 $U_3$S$i_2$ 분산 핵연료 재료의 연소 특성 평가 ... 215
• 2.우라늄 고밀도 U-Mo 분산 핵연료(8$\sim$9 g-U/$cm^3$)개발 ... 215
• 3. U-Mo 분산 핵연료 시제조 및 노외 특성평가 ... 215
• 4. 재처리 처분가능한 U-Mo 분산 봉상 핵연료 개발(5$\sim$6 g-U/$cm^3$) ... 215
• 제5장 연구개발결과의 활용계획 ... 217
• 제6장 연구개발 과정에서 수집한 해외 과학기술정보 ... 219
• 제7장 참고 문헌 ... 236
• 부록 ... 238