초록 ▼

- 탁월한 열적 성능 및 물질 확산 방지 성능을 갖는 꿈의 신소재 Graphene(2004년 발견, 2010년 노벨상)은 열에너지를 근간으로 물질 전달을 이용하는 원자력 산업 (첨단 열교환기, 핵연료/피복재, 구조재료 등)에 응용될 경우 그 파급 효과가 기대되어, 본 연구에서는 탁월한 열적 성능을 핵연료에 응용하는 핵심 기초 기술을 개발하는 것을 주요 목표로 함.
- $UO_{2}$/graphene 핵연료를 장전한 원자로에 대해, 안전해석 코드(MARS) 계산을 통하여, 정상 상태시 핵연료 중심온도가 크게

- 탁월한 열적 성능 및 물질 확산 방지 성능을 갖는 꿈의 신소재 Graphene(2004년 발견, 2010년 노벨상)은 열에너지를 근간으로 물질 전달을 이용하는 원자력 산업 (첨단 열교환기, 핵연료/피복재, 구조재료 등)에 응용될 경우 그 파급 효과가 기대되어, 본 연구에서는 탁월한 열적 성능을 핵연료에 응용하는 핵심 기초 기술을 개발하는 것을 주요 목표로 함.
- $UO_{2}$/graphene 핵연료를 장전한 원자로에 대해, 안전해석 코드(MARS) 계산을 통하여, 정상 상태시 핵연료 중심온도가 크게 감소함과, LOCA시 첨두 피복재 온도도 크게 감소함을 검증함.
- 원자력연구원과의 협력을 통해, $UO_{2}$/xGnP (exfoliated Graphite nanoPlate, multi-layer graphene) 혼합 핵연료 소결체를 제조, 열특성을 분석하였으며, 열확산도의 증가를 확인하였음. 하지만, 소결시 발생하는 물리화학적 bonding이 잘 이루어지지 않았으며, 다수의 기공이 형성되어 소결체의 강도가 낮아지는 현상이 발생하였음.
- 결론적으로, 적절한 소결 조건 및 기공/혼합비를 고려한 열전도도 모델을 개발한다면, 열특성을 크게 향상시킬 수 있는 핵연료 소결체를 개발 할 수 있을 것으로 기대됨.
- 현재/미래 원전 시스템 개발의 핵심 요소는 안전성 및 경제성을 함께 이룰수 있는 첨단 기술의 개발에 달려있으며, Graphene은 원자력 산업 발전(첨단열교환기, 핵연료/피복재, 구조재료 등)에 큰 기여를 할 수 있는 원천 기술을 제공 할 수 있을 것으로 기대됨.

Abstract ▼

Until the present, Graphene is a kind of carbon, which has the thinnest and the most strong new nono-sheet material in the world. Magnetic strength of Graphene is 200 times higher than steel. Because it consists of hexagonal carbon structure, it does not lose conductivity, so it is chemically stable

Until the present, Graphene is a kind of carbon, which has the thinnest and the most strong new nono-sheet material in the world. Magnetic strength of Graphene is 200 times higher than steel. Because it consists of hexagonal carbon structure, it does not lose conductivity, so it is chemically stable. These characteristics are essential key points of developing innovative nuclear technology. In this study, we study the basic concept of nuclear technology based on the new material; Graphene. For these reasons, we suggest the Graphene research contents based on the Graphene composites like below.
- A dense honeycomb of Graphene (prevention of gas diffusion) : Understanding of heat transfer surface by gas permeation experiment of tritium/helium
- High thermal conductivity (5,200 W/mK) : Improving of low thermal conductivity of $UO_{2}$ (2.5 W/mK) nuclear fuel, the possibility of improving thermal conductivity and increasing strength of nuclear fuel cladding material; Zircaloy4 and Silicon Carbide.
- Mechanical strength : Basic properties' (yield strength) experiment of Graphene composites to confirm the possibility of Graphene heat exchanger and developing structural material.
- Neutron experimental study : Neutron dpa measurement under the extreme nuclear reactor condition whether Graphene can be maintained integrity.

목차 Contents

• 표지 ... 1
• 제출문 ... 2
• 보고서 요약서 ... 3
• 요약문 ... 5
• SUMMARY ... 8
• CONTENTS ... 13
• 목차 ... 14
• 제1장 연구개발과제의 개요 ... 15
• 제2장 국내외 기술개발 현황 ... 17
• 제3장 연구개발수행 내용 및 결과 ... 19
• 제1절 MARS-KS를 통한 UO2/Graphene 핵연료 및 SiC 피복재 성능 비교 ... 19
• 제2절 UO2/xGnP 혼합 핵연료 소결체 제조 및 특성 평가 ... 45
• 제4장 목표달성도 및 관련분야에의 기여도 ... 56
• 제1절 목표달성도 ... 56
• 제2절 관련분야에의 기여도 ... 57
• 제5장 연구개발결과의 활용계획 ... 58
• 제6장 연구개발과정에서 수집한 해외과학기술정보 ... 59
• 제7장 참고문헌 ... 61
• 연구성과(연구마루 입력성과) ... 62
• 자체평가의견서 ... 63