초록 ▼

1. 노심설계 기술개발 본 단계에서는 Gen IV 기술목표 중 하나인 핵확산저항성이 획기적으로 향상된 600 MWe급 KALIMER-600 노심개념을 개발하였다. 블랭킷을 사용하는 경우 여기서 고순도 플루토늄의 생산이 가능하다. KALIMER- 600에서는 블랭킷을 아예 사용하지 않음으로써 고순도 플루토늄의 생산을 원천적으로 봉쇄하였으며 나아가 블랭킷을 사용하지 않고서도 사용된 핵연료만큼 증식이 가능하도록 함으로써 잉여 플루토늄의 생산을 억제한 breakeven 노심을 구성하여 핵확산저항성 향상을 이루었다.3단계 1차년도(‘02)에

1. 노심설계 기술개발 본 단계에서는 Gen IV 기술목표 중 하나인 핵확산저항성이 획기적으로 향상된 600 MWe급 KALIMER-600 노심개념을 개발하였다. 블랭킷을 사용하는 경우 여기서 고순도 플루토늄의 생산이 가능하다. KALIMER- 600에서는 블랭킷을 아예 사용하지 않음으로써 고순도 플루토늄의 생산을 원천적으로 봉쇄하였으며 나아가 블랭킷을 사용하지 않고서도 사용된 핵연료만큼 증식이 가능하도록 함으로써 잉여 플루토늄의 생산을 억제한 breakeven 노심을 구성하여 핵확산저항성 향상을 이루었다.3단계 1차년도(‘02)에는 기준노심을 구성하였다. 노심은 반경방향으로 균질형태의 환형으로 설계목표 및 설계기준을 만족하도록 설정하였다. 유효 노심높이가 100cm로 우선 KALIMER-150 breakeven 노심의 연료봉 및 집합체 설계제원을 기초로 하여 설계하였다. 기준노심에 대한 핵특성분석 결과 노심의 소듐기화반응도가가 8.0＄ 정도로 나타나 3단계 2차년도('03)에는 소듐기화반응도가를 감소시킬 수 있는 방안에 대해서 연구하였다. 첫 번째 접근방법은 노심높이를 감소시키는 것이다. 노심높이의 감소는 축방향 중성자누설의 증가로 인하여 소듐기화반응도를 감소시킬 수 있 는 것으로 잘 알려져 있다. 그러나 과도한 축방향 중성자누설의 증가는 결국 노심증식비를 감소시켜 증식비가 1.0이하로 감소하여 fissile 물질이 외부에서 공급되어야 한다. 두 번째 방법은 환형(annular) 형태의 노심을 구성하여 중앙영역의 집합체에는 연료물질이 아닌 냉각재/구조재로 된 dummy 집합체를 사용하거나 반사체와 동일한 집합체를 사용하는 것이다. 이렇게 함으로써 노심을 통한 중성자누설을 증가시켜 소듐기화반응도가를 감소시키는 접근이다. 마지막 방법은 중성자의 누설을 증가시키기 보다는 노심의 중성자 스펙트럼을 softening 시킴으로써 소듐기화반응도를 양으로 만드는 주요한 원인인 중성자 스펙트럼 hardening 에 의한 효과를 감소시키려고 하였다. 결과론적으로 보면 이 방법이 설계인자의 최소한의 변경으로 소듐기화반응도가를 감소시키는 데 가장 효과적인 것으로 나타났다. 3단계 3차년도(‘04)에는 핵주기 단순화를 위하여 블랭킷 집합체를 사용하지 않으면서 단일농축도 핵연료를 사용하는 노심개념을 개발하였다. 단일농축도 핵연료 사용으로 인하여 보다 단순한 핵연료 주기가 가능한 이점이 있는 반면에 이전과 같이 노심영역별 농축도 변경을 통해 출력분포를 조절을 할 수 없기 때문에 단일농축도의 경우에는 출력 Peaking Factor가 증가하는 문제가 있다. 이 문제를 해결하기 위하여 핵연료 집합체 내부에 B4C 봉, Moderator 봉, Vacancy 봉을 사용하여 출력 Peaking Factor를 조절하였다.KALIMER-600을 이용하여 장반감기 핵분열생성물질 연소능력을 분석하였다. 감속재가 포함된 LLFP 집합체를 사용하여 자체적으로 생산된 Tc-99와 I-129를 핵변환하면서, 연료관점에서 Breakeven을 달성할 수 있다. 특히 환형의 LLFP 표적개념을 사용함으로써 40% 이상의 높은 LLFP 방출연소도를 달성할 수 있었다. 또한 LLFP 집합체를 내부 노심에 장전함으로써 단일농축도를 쉽게 달성할 수 있음을 확인하였다. 국내 가압경수로의 사용후핵연료 관리를 위한 기초 자료를 제공하기위해 PWR/KALIMER/HYPER의 연계성 검토가 수행되었다. 국내 장기전 원개발계획에 의하면 우리나라의 원자력에 의한 전력 수요 증가 전망은2000년 원자력에 의한 전력생산은 13.72 GWe이고, 2004년에는 15.72 GWe 이고, 2015년에는 25.24GWe이 필요할 것으로 예상된다. 따라서 앞으로도 새로운 경수로의 지속적인 건설이 예상되고 사용후핵연료 저장조 용량 및 중간 저장 시설 확보의 어려움을 고려하면, 적어도 2015년경부터 재처리를 시작하는 것이 바람직하다. 또한 2030년경에는 액체금속로를 도입하기 시작하여 경수로와 함께 원자로공원 내에서 액티나이드 연소와 핵변환을 꾀하며, 연소로와 경수로의 비를 적절히 배분하여 연소로의 효율을 최적화하는 것이 바람직하다. 이러한 가정아래 동적 핵주기 모델링과 분석이 가능한 DYMOND 코드를 이용하여 국내의 PWR 와 CANDU에서 연간 발생하는 사용후핵연료 양을 토대로 KALIMER 연소로와 HYPER를 이용한 경우에 대해 사용후핵연료 양의 변화추이를 분석하였다. 핵확산저항성 노심 핵연료인 MA 함유 금속연료봉의 설계요건을 분석하였으며, 3원합금 원소재분배 모델을 개발하여 금속연료 현안인 금속연료심 원소재분배를 분석하였다. 또한 연료봉 성능 및 집합체 열기계적 거동을 분석하여 KALIMER-600 연료봉 및 집합체 spec을 생산하였다. 출력에 따른 초장주기 노심 가능성을 파악하기 위하여 1000 MWe, 500 MWe, 300 MWe 3가지 출력에 대하여 초장주기 노심을 구성하고 설계인자를 탐색하였다. 초장주기 노심은 원자로 수명기간 동안 재장전이 필요없이 주기초에 한번의 장전으로 계속 운전하므로 핵연료 물질의 재처리 및 이동이 없으므로 핵확산저항성을 가지는 고속로로서 그 의미를 가진다.반경방향으로 분리된 농축도 영역으로 이루어진 균질노심을 구성하여 각 영역별 농축도와 핵연료 체적비 변화에 따른 노심 핵특성 변화를 탐색하여 초장주기 노심을 구성하였다. 500 MWe 노심이 설계특성이 가장 좋게 나타났으며 이를 대상으로 단순 핵연료 재가공을 통해 핵연료 피복관을 교체한 후 노심에 재장전하면서 원자로 수명기간 동안 노심 특성을 분석하였다. 2. 노심설계 전산체제 개발유효단면적 생산시 정확도를 향상시키기 위한 목적으로 집합체의 비균질효과를 고려할 수 있도록 MC2 -2 코드를 개선하였다. 그리고 입력자료처리 및 MC2 -2 코드 연계 자동화를 위하여 군축약모듈과 연계모듈을 개발하였다. 집합체 간의 비균질에 의한 방향성별 누출 영향을 고려할 수 있도록 방향종속 확산계수를 생산하는 기법을 개발하였고, 집합체의 비균질이 노심전체에 미치는 영향을 평가하였다. K-CORE 전산체제를 검증하기 위해서 수송이론에 입각한 몬테칼로 방법의 계산 결과를 참고값으로 놓고 K-CORE의 계산 결과를 비교분석하여 K-CORE 전산체제를 검증하였다. 이를 위해 먼저 MCDEP 코드로 노심 연소계산 체제를 수립하고 K-CORE 계산체제와 몬테칼로 코드를 연계하는 프로그램을 개발하였다. 다음으로 K-CORE 전산체제의 정확도를 검증하기 위하여 BFS-73 임계실험 노심과 KALIMER-150 노심을 대상으로 K-CORE 계산 결과와 몬테칼로 코드의 계산 결과를 비교 분석하였다. 또한, 수송이론 보정 노심 반응도 분석체제 개발을 위하여 BN-600 원자로 노심과 BFS-73 임계실험자료, KALIMER-150, KALIMER-600을 대상으로 수송, 확산이론에 의한 각종 반응도계수를 비교, 분석하였다. 부수로 해석코드와 다공성매질 해석 코드를 연계한 전노심 해석체제개발을 위하여 KALIMER 150MWe 설계노심에 대해 프랑스의 부수로 해석코드인 CADET와 비교계산을 수행하여 그 정확성을 확인하였으며, 핵확산저항성 특성을 갖는 600MWe 설계노심에 대하여도 에너지 모델을 사용한 SLTHEN 코드와의 비교 계산을 통하여 MATRA-LMR코드에 대한 개념설계를 위한 부수로 해석코드로서의 적용 가능성을 확인하였다. 또한, 부수로 해석코드인 MATRA-LMR과 다공성 매질해석 코드인 COMMIX-1AR/P의 연계 계산에 요구되는 입출력 자료를 비교·분석하여 연계계산 체제를 설정하였다. 연료봉 성능해석 개발 분야에서는 금속연료봉의 성능해석 정확성을 향상시키기 위해 온도해석에 영향을 미치는 인자/모델 개선, 전 연소기간 출력이력을 반영할 수 있는 모듈 개발, 팽윤 및 핵분열생성가스 방출 모델등 보완하여 정밀도를 향상시켰고 연료심과 피복관의 복합적인 응력/변형을 예측하기 위해 일반평면변형을 적용한 금속연료봉의 기계적 변형 모듈을 개발하여 보수적 해석을 지양하였다. 개발한 팽윤 모듈과 다차원 변형해석 모듈을 MACSIS 코드내에 연계하여 연료봉 설계에 토대가 될 수 있는 해석체계를 구체화하였다.

Abstract ▼

1. Development of Core Design Technology To develop the core concept for the proliferation resistance and to design the core which the Gen IV core design condition is satisfied the requisite establishment and concept were developed after the presently submitted various Gen V reactor concepts were co

1. Development of Core Design Technology To develop the core concept for the proliferation resistance and to design the core which the Gen IV core design condition is satisfied the requisite establishment and concept were developed after the presently submitted various Gen V reactor concepts were considered. To develop the reactor concept for the proliferation resistance the core design employs the minimized blanket assemblies in which the conversion of high purity Pu is possible. Even if the previous designed 150MWe core is excellent in aspects of the safety and the proliferation resistance, some weak point is existed because the capacity for generation power is small so that the core design was performed for the increased power rating up to 600MWe and the minimized blanket assemblies with the maintenance of the core design condition of the previous 150MWe core. To improve the proliferation resistance, a breakeven core having no blanket assemblies is conceptually designed and its neutronic characteristics are analyzed. In the core design, the core generating 600MWe/1589.3MWt has no need of external feeds of fissile materials and the complete removal of blanket assemblies makes it possible to exclude the production of weapon-grade plutonium. The core is a radially homogeneous annulus. The active core height is set to 100.0cm as in KALIMER-150 breakeven core. The basic design parameters of fuel and assembly are determined based on those of KALIMER-150 breakeven core. From the results of core analysis, it is shown that the reference breakeven core satisfies all design constraints but has its sodium void worth of 8$ for voiding in the ～ sodium flowing region of active core. Therefore, the design technologies to reduce the sodium void worth are studied. The first approach is to reduce the active core height in order to increase the axial neutron leakage. However, the drastical reduction of the active core height can lead to the significant reduction of the core breeding ratio and hence some of external feed of fissile materials can be required. The second approach is to use non-fissionable dummy assemblies in the center of core in order to increase the radial neutron leakage. This approach also reduces the core breeding ratio and hence the considerable changes of fuel and assembly design parameters are required to keep the breeding ratio. The final approach is to use the moderator rods to soften the core neutron spectrum rather than to increase neutron leakage. From the analysis, it is shown that of these three approaches the use of the moderator rods is best in reduction of sodium void worth with smallest design change from the KALIMER-150 breakeven core. For the simple fuel cycle the core which does not have any blanket assemblies and have the concept of single enrichment was developed. The adaption of the simple fuel cycle by the single enrichment was expected to improve the proliferation resistance and reduce the production costs of fuel and have the stabilized power distribution. In spite of the advantages the single enrichment core has high power peaking because they can not controlled by the enrichment change. To solve this problem the use of several B4C rods, moderator rods and vacancy rods was considered. To compensate the reduction of the breeding due to the use of the various replacement rods, fuel rods diameter was increased. In the case of 1526MWth KALIMER core, the breakeven breeding characteristic can be achieved by using the LLFP assemblies having moderator and the self-generated Tc-99 and I-129 can be transmuted in this core. In particular, the concept of the annular LLFP target makes it possible to achieve high discharge burnup over 40% of LLFP. In addition, the loading of the LLFP assemblies in core internal is very useful way to achieve the single enrichment of the fuel. In the case of that the 97% removed fuel of uranium in LWR spent fuel is used as the fuel of the transmuter, the support ratio is about 1.2. The use of the B4C burnable absorber rods with upper and lower cutbacks reduces the burnup reactivity swing by 50% and the peak fast neutron fluence resulting in longer core assembly life. To improve the LLFP transmutation rate, the double annular type target concept of Tc-99 and I-129 is devised and it is shown that this target concept gives the balanced transmutation of TRU and LLFP. In order to supply the basic data for management plan of domestic PWR spent fuels, coupling study of PWR, KALIMER and HYPER is carried out. According to long-term electricity supply plan of Korean government, the increase of electricity supply by nuclear energy is expected to reach 25.24 GWe in 2015 based on 13.72 GWe in 2000, 15.72 GWe in 2004 real records. Therefore, more PWRs will be constructed in the future and the in-site temporary storage will be full in 2018 despite the maximum expansion of interim storage. Also, considering the repository place problem for high level waste still facing, it is really recommended that starting reprocessing in 2015 and deployment of Fast Reactor in around 2030. With these assumptions, when the operation of KALIMER and HYPER are coupled with PWR, the amount change of spent fuel come from domestic PWR and CANDU plants are analysed by using DYMOND code which is able to set up dynamic modelling and analysis its dynamic result. The design requirements of the metallic fuel including MA were analyzed. The constituent migration model was developed for the ternary metallic fuel slug, and the constituent migration which is one of the issues of the metallic fuel development was analyzed by the developed model. The performance of the fuel rod and the thermo-mechanical behavior of the assemblies were analyzed. The design specifications of the fuel rod/assembly for KALIMER-600 were derived by the analyzed results. An extensive parametric study was performed on the design parameters of ultra long life core(ULLC) using metallic fuel for 1000 MWe, 500 MWe and 300 MWe liquid-metal cooled fast reactor. Once this core is initially loaded, it does not need fuel reloading over the reactor life time. The core has a radially split configuration with different enrichment zones. From the examination of the core performance parameters by varying the core fissile enrichment and fuel volume fraction for each region, a reference ULLC core has been established. 2. Development of Computer Code Systems for Core Design An analysis system which deals with heterogeneity of fuel assembly has been set up to improve the accuracy for effective cross section. A resonance escape cross section calculation method of annular geometry was applied to the MC2-2 code. To implement automation of processing code inputs and interface linkage of MC2-2, group collapsing module and interface linkage module was developed. The calculation method for generating directional diffusion coefficient was developed to consider directional leakage effects due to the heterogeneity between assemblies. A comparative analysis of reactivity coefficients was peformed by calculation of transport and diffusion theory for BN-600 and BFS-73. The verification of K-CORE computer code system is carried out through the comparison of results between the Monte Carlo code and K-CORE code calculations. The R2MCNP Ver 1.0 interface code between Monte Carlo depletion code MCDEP and K-CORE REBUS-3 code is developed to preserve the isotope number densities exactly. And the result of K-CORE system is compared and estimated in the view point of accuracy of k-eff, power distribution, isotope number density change for BFS-73 critical experiment and KALIMER-150 cores based on the reference MCDEP result. Also, In order to develop the core reactivity analysis system corrected by transport theory, a comparative analysis of reactivity coefficients was peformed by calculation of transport and diffusion theory for BN-600 core, BFS-73 critical experiment, KALIMER-150 and KALIMER-600 cores. A simple conductive heat transfer model for inter-assembly heat transfer calculation has some constraints to analyze flow redistribution and transverse inter-assembly heat transfer which may have significant effect on temperature profile or thermo-mechanical integrity of duct wall. Therefore, a coupling method of subchannel and porous medium approach is required for LMR inter-assembly core thermal fluids analysis. In this context, MATRA-LMR and COMMIX-1AR/P was chosen for subchannel analysis and porous medium approach, respectively. In order to improve prediction accuracy of performance evaluation for metallic fuel pin, the model and parameters are affected to the fuel and cladding temperature distribution, module developed to reflect axial power profile changing during the irradiation period are incorporated into the MACSIS code. And as a mechanical deformation model of the MACSIS code predicts the cladding deformation due to the simple thin shell theory, it is impossible to predict the FCMI(Fuel-Cladding Mechanical Interaction). Therefore, a mechanical deformation model used the generalized plane strain is developed. The accuracy of the program(DEFORM) is demonstrated by comparison of the DEFORM predictions with the result of another code calculations or experimental results in literature. The stress/strain distributions of elastic part under free thermal expansion condition are completely matched with the results of ANSYS code. The swelling and creep solutions are reasonably well agreed with the simulations of ALFUS and LIFE-M codes, respectively. These models are incorporated into the MACSIS code

목차 Contents

• 제출문...3
• 최종연구보고서 초록...5
• 요약문 ...9
• Summary ...21
• Contents ...35
• 목차 ...39
• 표목차 ...43
• 그림목차 ...47
• 제1장 연구개발과제의 개요...53
• 제1절 연구개발의 필요성 ...53
• 제2절 연구개발 목표 및 내용 ...54
• 1. 최종목표 ...54
• 2. 당해단계 목표 및 내용...55
• 제2장 국내$\cdot$외 기술개발 현황...57
• 제1절 국외 기술개발 현황 분석 ...57
• 제2절 국내의 경우...58
• 제3장 연구개발 수행내용 및 결과...59
• 제1절 노심설계 기술개발 ...59
• 1. 핵확산저항성 노심개념 개발...59
• 2. 핵확산저항성 노심 핵연료 설계개념 개발...152
• 3. Direct Refabrication 적용 노심개념 타당성연구 ...182
• 제2절 노심설계 전산체제 개발 ...194
• 1. 핵연료봉 및 핵연료집합체 비균질효과 해석체제 개발...194
• 2. 몬테칼로코드 활용 노심 핵설계 전산체제 검증...222
• 3. 수송이론 보정 노심 반응도 분석체제 개발...239
• 4. 부수로 해석법과 다공성 매질 해석법을 연계한 전노심 해석체제 개발...269
• 5 . 연료봉 성능해석 모델 개발...305
• 제4장 연구개발 목표 달성도 및 대외 기여도...330
• 제5장 연구개발 결과의 활용계획...332
• 제6장 연구개발과정에서 수집한 해외 과학기술정보...336