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.
- UO₂/graphene 핵연료를 장전한 원자로에 대해, 안전해석 코드(MARS) 계산을 통하여, 정상 상태시 핵연료 중심온도가 크게 감소함과,

- 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.
- UO₂/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, UO₂/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.
- 3가지의 소결법을 사용하여 소결에 대한 다양한 시행착오방법 적용이 필요하여 UO₂의 상사물질인 HfO2을 이용하여 HfO₂/xGnP (exfoliated Graphite nanoPlate, multi-layer graphene) 혼합 핵연료 소결체를 제조하였고, 열전도도가 향상된 핵연료 상사 소결체를 제조하였음.
- 결론적으로 10 % 농도에서, 열전도도를 39 %까지 크게 향상시킬 수 있는 핵연료 상사 소결체의 제조에 성공하였음.
- 정상 운전시 핵연료 온도를 약 400 ℃ 정도 낮출 수 있으며 사고시 첨두 피복재온도를 약 100 ℃ 낮출 수 있는 수치임. 이로 인해 핵연료 안전성에 크게 기여할 수 있음.
- 소결체의 열전도도 증가에 대한 새로운 상관식을 개발하였음.
- 현재/미래 원전 시스템 개발의 핵심 요소는 안전성 및 경제성을 함께 이룰 수 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 ▼

Ⅳ. Results of the Study
Low thermal conductivity of UO₂ limit on the LHGR (Linear Heat Generation Rate). When nuclear fuel of UO₂/Graphene composite operates in steady state, through the MARS-KS (Multi-dimensional Analysis for Reactor Safety-KINS Standard) code, it confirmed

Ⅳ. Results of the Study
Low thermal conductivity of UO₂ limit on the LHGR (Linear Heat Generation Rate). When nuclear fuel of UO₂/Graphene composite operates in steady state, through the MARS-KS (Multi-dimensional Analysis for Reactor Safety-KINS Standard) code, it confirmed that the radial temperature of nuclear fuel could be reduced. It is also noticed that the temperature of peak cladding material is reduced when the LOCA (Loss Of Coolant Accident) occurs.
UO2/Graphene composite nuclear fuel in PWR (Pressurized-Water Reactor) is able to extract the energy more quickly than UO₂ fuel from nuclear fuel rod, make the reaction time longer in accident, and enhance the saftey margin.
Zirlo and Zircaloy are outstanding materials with respect to thermal hydraulics. However, Zirconium tends to react the water easily when temperature is higher than 1,100 °C and generate hydrogen. For this reason, SiC is one of the highlighted new material which stands high temperature and high radiative condition under the nuclear fusion plant as cladding material. It means that SiC has good characteristic material in PWR. Even though SiC has many advantages, however, it has low thermal conductivity. Therefore, when SiC and UO₂/Graphene are both used in fuel composite, the fuel composite can compensate the low thermal conductivity of SiC material with the MARS-KS code.
Also, fuel pellet of UO₂/xGnP (exfoliated Graphite nanoPlate) composite was made with the help of KAERI (Korea Atomic Energy Research Institute). When we sintered between xGnP and UO₂, it was hard to improve thermal conductivity because it didn't consist of physicochemical bonding. Also, it seemed that the density of UO₂ in fuel pellet is relatively high, but fuel pellet break easily because of low strength. It is because there were many porosity in fuel pellet. It is considered that the cause of this phenomenon was the xGnP or UC. Fuel pellet of HfO₂/xGnP composite was made in UNIST (Ulsan National Institute Science and Technology). We used two sintering method for fuel pellet of enhanced thermal conductivity. HIP method that is one of sintering method showed good results in increasing thermal conductivity with ~39 % enrichment ratio corresponding ~400 °C reduction of fuel temperature in steady-state operation and ~100 °C reduction of peak cladding temperature in LOCAs.

목차 Contents

• 표지 ... 1
• 제 출 문 ... 2
• 보고서 요약서 ... 3
• 요 약 문 ... 5
• SUMMARY ... 9
• CONTENTS ... 14
• 목차 ... 16
• 제1장 연구개발과제의 개요 ... 17
• 제2장 국내외 기술개발 현황 ... 20
• 제3장 연구개발수행 내용 및 결과 ... 22
• 제1절 MARS-KS를 통한 UO2/Graphene 핵연료 및 SiC 피복재 성능 비교 ... 22
• 제2절 UO2/xGnP 혼합 핵연료 소결체 제조 및 특성 평가 ... 48
• 제3절 HfO2/xGnP 혼합 핵연료 소결체 제조 및 특성 평가 ... 59
• 제4절 HfO2/xGnP 혼합 핵연료 최적 제조법 ... 77
• 제4장 목표달성도 및 관련분야에의 기여도 ... 109
• 제1절 MARS-KS를 통한 UO2/Graphene 핵연료 및 SiC 피복재 성능 비교 ... 110
• 제2절 UO2/xGnP 혼합 핵연료 소결체 제조 및 특성 평가 ... 111
• 제3절 HfO2/xGnP 혼합 핵연료 소결체 제조 및 특성 평가 ... 112
• 제4절 HfO2/xGnP 혼합 핵연료 최적 제조법 ... 114
• 제5장 연구개발결과의 활용계획 ... 115
• 제6장 연구개발과정에서 수집한 해외과학기술정보 ... 117
• 1. D. F. Hollenbach, et al. (2010) ... 117
• 2. R. Latta, et al. (2008) ... 117
• 3. S. Kuchibhotla, et al. (2004)와 G. A. Slack, et al. (1973) ... 118
• 4. S. Yeo, et al. (2013) ... 119
• 5. Stepan foral, et al. (2012) ... 119
• 제7장 참고문헌 ... 120
• 끝페이지 ... 122