초록 ▼

경수로는 전력생산용 원자로의 주력 노형으로서 현재로는 그 위치가 금세기 동안 계속 유지될 것으로 판단된다. 그러므로 경수로 핵연료의 성능 개선과 안전성 향상을 위해 연구 개발은 지속적으로 추진되어져야 할 것이다. 그런데 지금의 경수로 핵연료는 이미 수십 년에 걸쳐 진보되면서 이제는 거의 최적화되어 있다고 볼 수 있다. 즉 이제는 기존의 핵연료의 틀에 기반을 둔 진화로는 더 이상의 발전을 기대하기 어렵다는 것을 의미한다. 그러므로 획기적인 성능개선이 되려면 핵연료가 혁신적으로 변화되어야 한다는 것이다.
그동안 경수로 핵연료는 여

경수로는 전력생산용 원자로의 주력 노형으로서 현재로는 그 위치가 금세기 동안 계속 유지될 것으로 판단된다. 그러므로 경수로 핵연료의 성능 개선과 안전성 향상을 위해 연구 개발은 지속적으로 추진되어져야 할 것이다. 그런데 지금의 경수로 핵연료는 이미 수십 년에 걸쳐 진보되면서 이제는 거의 최적화되어 있다고 볼 수 있다. 즉 이제는 기존의 핵연료의 틀에 기반을 둔 진화로는 더 이상의 발전을 기대하기 어렵다는 것을 의미한다. 그러므로 획기적인 성능개선이 되려면 핵연료가 혁신적으로 변화되어야 한다는 것이다.
그동안 경수로 핵연료는 여러 가지 방법으로 성능이 향상되어 왔다. 그러나 원통형 핵연료봉의 형상이 변화된 적은 없었다. 최근에 MIT는 핵연료의 형태를 근본적으로 변화시켜 동일한 크기의 노심에서 높은 출력을 낼 수 있는 핵연료를 제안하였다. 이 핵연료봉은 기존의 원통형 연료봉보다 외경을 크게 한 후 내부수로를 만들어 환형봉 형상을 가지는데, 여기에 냉각수가 환형봉의 외부뿐만 아니라 내부에도 흐르도록 하였다. 이로 인해 열전달 면적의 획기적 증가와 열전도 두께의 감소로, 이중냉각 환형핵연료는 기본적으로 저온 특성을 가지고 있어 출력밀도의 상당한 증가를 수용할 수 있는 것이다.
그러나 선행 연구에서의 이중냉각핵연료는 기존 노심과 구조적인 양립성을 갖지 못해 실제적으로는 신규 원전에만 적합한 것으로 판단된다. 이러한 제한사항은 이중냉각핵연료의 활용성을 크게 낮추는 요인이 되고 있다. 또한 이중냉각핵연료의 기술현안에 대한 심도 있는 연구 및 환형소결체를 사용한 노내 조사시험까지는 이루어지지 않았다. 따라서 본 과제의 목적은 국내 표준 원자로인 OPR1000을 대상으로 원자로 내부 구조물과 완벽히 양립하는 이중냉각핵연료 집합체를 설계하고, 이들의 성능분석을 위한 노심 설계코드 체계를 정비하고, 이 핵연료가 장전된 노심(주기길이 12개월 및 18개월)이 20%의 출력증강을 수용할 수 있는지와 동시에 핵연료 온도는 기존 핵연료에 비해 30% 이상 감소시킬 수 있는지 평가하는 것이다. 아울러 이중냉각핵연료의 열수력 관련 기술현안에 대한 해결방안을 제시하고 압력손실 및 유동혼합에 대한 검증실험을 수행하는 것이다.

Abstract ▼

Pressurized Water Reactor (PWR) is a main reactor type of electricity generation all over the world. It is believed at this moment that it will continue for the rest of this century. Given this situation, we still need to continue fuel R&D activity for this reactor type. But the present PWR fuel has

Pressurized Water Reactor (PWR) is a main reactor type of electricity generation all over the world. It is believed at this moment that it will continue for the rest of this century. Given this situation, we still need to continue fuel R&D activity for this reactor type. But the present PWR fuel has almost reached its max performance over the past several decades. It means further R&D effort with conventional fuel will hardly yield much improvement in the performance and safety relative to the fuel presently being used. Therefore, it is time to take an innovative approach that will lead us to a breakthrough in the nuclear fuel performance.
The nuclear fuel for PWR has been continuously evolved in various aspects.
But its cylindrical rod geometry has not ever been changed so far. Lately, MIT has explored a drastic change in the rod geometry to achieve a substantial power increase in the same core size. This reformed fuel rod is enlarged in outer diameter and shaped as an annular to provide an inner flow channel where the peak temperature lays in the traditional solid rod. It can greatly widen the heat transfer area and shorten the heat conduction thickness, which reduce the surface heat flux and temperature of the annular fuel, respectively.
Thus the dual-cooled annular fuel is quite a promising concept as a high power density fuel for Pressurized Water Reactor power-uprate.
However, the earlier annular fuel study for Westinghouse standard 4-loop plants requires actually considerable replacements such as reactor control rod system, its related reactor internals, reactor vessel head, and so on because of structural incompatibility in rod array configurations. This requirement give it a strict constraint suitable for the new plants, and so undermines the value of the annular fuels. The purpose of this study is to demonstrate a feasibility of 20% core power-uprate with the fully compatible annular fuels applicable to the operating OPR1000s (12- and 18-month cycle) while maintaining the maximum fuel temperature lower than 30% relative to the conventional solid fuels. In addition, a measure to resolve the thermal-hydraulic issue is proposed and conducts the experiments for pressure drop and flow mixing of the dual-cooled fuel.

목차 Contents

• 표지 ... 1
• 제출문 ... 3
• 보고서 요약서 ... 5
• 요약문 ... 7
• SUMMARY ... 14
• CONTENTS ... 18
• 목차 ... 20
• 표번호 ... 23
• 그림번호 ... 26
• 제 1 장 연구개발 과제의 개요 ... 36
• 제 2 장 국내ㆍ외 기술개발 현황 ... 39
• 제 3 장 연구개발수행 내용 및 결과 ... 42
• 3-1. 이중냉각핵연료 노심 타당성 평가 ... 42
• 제1절 이중냉각핵연료 집합체 형상 설계 ... 42
• 1.1. 이중냉각핵연료 최적배열 설계 ... 42
• 1.2. 이중냉각핵연료 제원 설계 ... 43
• 제2절 출력증강 20% 이중냉각핵연료 노심 타당성 평가 ... 43
• 2.1. 이중냉각핵연료 핵적 특성 평가 ... 43
• 2.2. 이중냉각핵연료 열수력 특성 평가 ... 44
• 2.3. 이중냉각핵연료 예비 LOCA 해석 ... 44
• 2.4. 냉각성능 향상을 위한 나노 냉각수 특성 시험장치 ... 45
• 2.5. 이중냉각핵연료 예비 노심 핵설계 ... 46
• 2.6. 이중냉각핵연료 예비 노심 열수력 설계 ... 47
• 2.7. 이중냉각핵연료 예비 Non-LOCA 해석 ... 48
• 2.8. 나노 냉각수 제조 및 물성치 분석 ... 49
• 2.9. 이중냉각 환형핵연료 출력증강 노심 기본설계 ... 49
• 2.10. 이중냉각핵연료 노심 타당성 평가 (120% 출력노심) ... 50
• 2.11. 나노 냉각수 열전달 시험 및 평가 ... 51
• 2.12. 이중냉각핵연료 기술현안 및 해결방안 ... 51
• 제3절 OPR1000 출력증강 20% 경제성 평가 ... 53
• 3.1. 이중냉각핵연료 경제성 평가 ... 53
• 3.2. 이중냉각핵연료 노심 경제성 예비 평가 ... 54
• 3.3. 이중냉각핵연료 노심 경제성 평가 ... 54
• 제4절 이중냉각핵연료 분석코드 체계 구축 ... 55
• 4.1. 이중냉각핵연료 노심 및 안전해석 코드 개선 ... 55
• 4.2. 이중냉각핵연료 노심 및 안전해석 코드 정비 ... 56
• 3-2. 출력증강 장주기 노심 핵적 특성 평가 ... 56
• 제1절 개요 ... 56
• 제2절 노심 설계 ... 57
• 2.1. 노심설계코드체계 ... 57
• 2.2. 12개월 주기 노심설계 ... 59
• 2.3. 18개월 주기 노심설계 ... 103
• 제3절 경제성 평가 ... 142
• 3.1. 고정비 ... 144
• 3.2. 핵연료 주기비 ... 146
• 3.3. 경제성 평가 ... 155
• 제4절 핵적 특성 결과 요약 ... 157
• 참고문헌 ... 158
• 3-3. 출력증강 장주기 노심 안전해석 평가 ... 159
• 제1절 개요 ... 159
• 1.1. 주요사고 안전해석 인자 선정 ... 159
• 1.2. 해석 방법 및 모델 ... 160
• 1.3. 정상상태 계산 ... 166
• 제2절 사고별 안전해석 ... 169
• 2.1. 냉각재유량완전상실사고 (LOFA) ... 169
• 2.2. 대형냉각재상실사고 (LBLOCA) ... 176
• 2.3. 주증기관파단사고 (MSLB) ... 189
• 2.4. 제어봉 이탈 사고 (REA) ... 213
• 제3절 안전해석 결과요약 ... 231
• 참고문헌 ... 233
• 3-4. 출력증강 장주기 노심 열수력 평가 및 핵심 열수력 특성 평가 실험 ... 234
• 제1절 개요 ... 234
• 제2절 노심 열수력 설계 ... 237
• 2.1 이중냉각 핵연료 부수로 해석코드 (MATRA-AF) 개선 ... 237
• 2.2 노심 열수력 설계 자료 ... 239
• 2.3 노심 열수력 특성 분석 ... 254
• 2.4 노심 열수력 최적설계 ... 266
• 2.5 노심 열수력 설계 요약 ... 275
• 제3절 열수력 핵심기술개발 ... 276
• 3.1 핵연료 유동 실험장치 ... 276
• 3.2 압력손실 실험 및 평가 ... 281
• 3.3 유동혼합 실험 및 평가 ... 290
• 3.4 단일봉 실험 및 평가 ... 308
• 3.5 내부수로 입구 막힘 대처기술 평가 ... 312
• 3.6 봉다발 난류특성 최적 측정기술 개발 ... 319
• 3.7 핵연료 양립성 평가 ... 328
• 3.8 핵심기술 개발 요약 ... 332
• 제4절 전산유체역학 ... 333
• 4.1 다상유동 전산유체해석(CMFD) 기술개발 ... 333
• 4.2 봉다발 부수로 큰에디모사(LES) ... 356
• 제5절 열수력 결과요약 ... 363
• 참고문헌 ... 364
• 제 4 장 목표달성도 및 관련분야에의 기여도 ... 366
• 1. 목표 달성도 ... 366
• 2. 관련분야에의 기여도 ... 369
• 제 5 장 연구개발결과의 활용계획 ... 370
• 제 6 장 연구개발과정에서 수집한 해외과학기술정보 ... 371
• 제 7 장 연구시설·장비 현황 ... 372
• 제 8 장 참고문헌 ... 373