초록 ▼

본 과제의 1, 2단계 목표 및 연구내용은 다음과 같다.
1단계와 2단계 연구목표, 각 연구목표와 결과물과의 연계성은 다음과 같다.
이중냉각핵연료 성능평가코드개발을 위해 1단계에서는 해석방법론과 주요 성능모델들을 개발하였으며, 2단계에서는 개발된 성능모델들과 방법론을 적용한 코드를 개발하고 주요 모델별 검증을 수행하여 DUOS코드(알파버전)개발을 완료하였다. 예비성능평가를 위해 OPR1000 120 출력증강용으로 설계된 핵연료를 참조핵연료로 선정하였다. 선정된 참조핵연료의 노심/열수력 특성을 분석하고 개발된 DUOS코드를

본 과제의 1, 2단계 목표 및 연구내용은 다음과 같다.
1단계와 2단계 연구목표, 각 연구목표와 결과물과의 연계성은 다음과 같다.
이중냉각핵연료 성능평가코드개발을 위해 1단계에서는 해석방법론과 주요 성능모델들을 개발하였으며, 2단계에서는 개발된 성능모델들과 방법론을 적용한 코드를 개발하고 주요 모델별 검증을 수행하여 DUOS코드(알파버전)개발을 완료하였다. 예비성능평가를 위해 OPR1000 120 출력증강용으로 설계된 핵연료를 참조핵연료로 선정하였다. 선정된 참조핵연료의 노심/열수력 특성을 분석하고 개발된 DUOS코드를 이용한 예비성능평가를 수행하였다. 이중냉각핵연료 성능평가코드 개발 목표 달성을 위한 1단계 및 2단계 연차별 세부연구내용은 다음과 같다.
이중냉각핵연료의 노내 성능검증기술 개발을 위해 1단계에서는 조사시험용 리그 개발 및 조사후시험 기술을 중점적으로 개발하였다. 이를 바탕으로 연소도 10MWd/kgU까지 조사된 환형소결체의 조사후시험을 완료하고, 연소도 30MWd/kgU 까지 사용가능한 2차 조사시험 리그를 개발하였으며, Halden과 국제공동연구를 통해 상용로 모사조건 연소시험용 계장 리그 및 시험연료봉을 개발하였다. 또한, 1단계에서 개발된 환형소결체 조사후시험기술을 활용하여 1차 연구로 조사시험이 종료된 소결체를 대상으로 한 노내 성능 검증을 완료하였다.
이중냉각핵연료 노내 성능검증기술개발 목표 달성을 위한 1단계 및 2단계 연차별 세부연구내용은 다음과 같다.
조사후 소결체의 안전성평가 시험기술개발을 위해 1단계에서는 고온소결체 가열시험 장비를 제작 완료하였으며, 큰결정립소결체/고연소도 상용소결체/환형소결체를 대상으로한 고온가열시험을 완료하였다. 피복관 안전성평가에서는 크립/취성파괴 /PCMI 모사시험 기술을 개발하고 시험수행을 완료하였다. 연소 안전성시험 기술개발 목표 달성을 위한 1단계 및 2단계 연차별 세부연구내용은 다음과 같다.

Abstract ▼

Research contents and targets of this project can be summarized as follows.
Research products of this project can be linked as follows.
At the 1st stage, analysis methodology and performance models have been developed for performance code of dual-cooled annular fuel. At the 2nd stage, the prop

Research contents and targets of this project can be summarized as follows.
Research products of this project can be linked as follows.
At the 1st stage, analysis methodology and performance models have been developed for performance code of dual-cooled annular fuel. At the 2nd stage, the proposed performance model and methodology was implemented and verification of dominant models was carried out.
To investigate the preliminary performance analysis of dual cooled annular fuel, neutronic and thermal hydraulic characteristics of reference fuel (120% power-uprated for OPR1000 reactor) were reviewed and fuel performance analysis was performed by using DUOS code. The above table shows the annual RFP(Requests For Proposal) to achieve development of performance code for dual-cooled annular fuel.
To secure a technology of in-pile performance test for dual-cooled annular fuel, design & manufacturing of irradiation test rig and PIE test technology were intensively developed at the 1st stage. Based on developed technology during stage 1, test rig which can be usable up to 30 MWd/kgU burnup has been developed. The instrumented irradiation test rig and fuel rod which can be used under simulated commercial reactor condition were also developed through international collaboration program with Halden reactor project. Using the newly developed technology of irradiation test for annular pellet, the in-pile irradiation performance tests with irradiated pellet have been completed.
The below table shows that annual RFP to achieve development of irradiation test technology for dual-cooled annular fuel's in-pile performance.
Design and manufacturing of annealing test apparatus for high burnup pellet was completed at the 1st stage to study the safety of high burnup pellet. Annealing tests of irradiated pellet such a large grain pellet, high burnup pellet and annular pellet were carried out and test DB were produced. In case of cladding safety tests, creep/brittle fracture/PCMI simulation tests were developed and performed.
The below table shows that requests for proposal annually to achieve development of safety evaluation test technology for dual-cooled annular fuel.

목차 Contents

• 표지 ... 1
• 제 출 문 ... 2
• 보고서 요약서 ... 3
• 요 약 문 ... 4
• SUMMARY ... 11
• CONTENTS ... 19
• 목 차 ... 21
• 표 목 차 ... 23
• 그 림 목 차 ... 24
• 제 1 장 연구개발과제의 개요 ... 26
• 제 2 장 국내외 기술개발 현황 ... 28
• 1절 초고연소도 고성능핵연료 성능평가 모델 및 성능평가코드 기술 ... 28
• 2절 초고연소도 고성능 핵연료 연소성능 검증시험 기술 ... 28
• 3절 초고연소도 고성능 핵연료 안전성시험 기술개발 ... 29
• 제 3 장 연구개발 수행내용 및 결과 ... 30
• 1절 핵연료 성능평가 모델 및 해석 방법론 개발 ... 30
• 1. 이중냉각핵연료 성능평가 모델 및 해석방법론 개발 ... 30
• 2. 유한요소법을 이용한 핵연료 거동평가 모델 개발 ... 31
• 2절 핵연료 조사시험 및 성능시험 ... 34
• 1. 고연소도 소결체 가열시험 기술개발 ... 34
• 2. 고연소도 피복관 기계적 특성시험 기술개발 ... 36
• 3. 큰결정립 소결체 조사시험 ... 39
• 4. FTL 시험연료봉 제작 ... 40
• 3절 환형소결체 조사거동평가 시험 ... 41
• 1. 환형소결체 조사 및 조사후시험 착수 ... 41
• 4절 이중냉각핵연료 성능평가코드 개발 ... 45
• 1. 이중냉각핵연료 코드 개발 및 예비성능평가 ... 45
• 2. 유한요소법을 이용한 핵연료 성능평가 모델 검증 ... 46
• 5절. 이중냉각핵연료 연소성능 검증시험 기술개발 ... 48
• 1. 큰결정립소결체 조사시험 및 조사후시험 착수 ... 48
• 2. 환형소결체 2차 연소시험 ... 51
• 3. 상용로 모사조건 이중냉각핵연료 조사시험 기술개발 ... 54
• 제 6 절 이중냉각핵연료 연소 안전성시험 시험기술개발 ... 55
• 1. 환형소결체 조사후시험 ... 55
• 2. 환형소결체 고온 가열시험 ... 63
• 3. 피복관-소결체 기계적 반응시험 ... 65
• 제4장 목표 달성도 및 관련분야에의 기여도 ... 68
• 1 절 목표 달성도 ... 68
• 2 절 관련분야에의 기여도 ... 70
• 제 5 장 연구개발결과의 활용계획 ... 71
• 제 6 장 연구개발과정에서 수집한 해외과학기술정보 ... 72
• 제 7 장 연구시설•장비 현황 ... 73
• 제 8 장 참고문헌 ... 73
• 부록 - 1 Effective-Stress-Function 알고리즘 ... 74
• 부록 - 2 입력/출력 변수 ... 79
• 부록 - 3 유한요소모듈의 서브루틴 ... 83
• 부록 - 4 ANSYS을 활용한 유한요소모듈의 검증 ... 87
• 서 지 정 보 양 식 ... 97
• BIBLIOGRAPHIC INFORMATION SHEET ... 98