초록 ▼

제4세대 원자력시스템으로서 기술목표를 달성하기 위해 제시된 복수 후보개념에 대하여 용량, 노심형태, 피복재 합금후보, Barrier 후보, 루프수, 증기발생기전열관 형식 등의 설계사양에 대한 기술적 타당성 평가를 통해 단일 고유개념으로서의 최적후보개념을 도출하고 설계사양을 설정함. 자체순환로의 경우 용량 1,200MWe, 농축도 분리노심, 2-루프, 이중벽 증기발생기, 원자로내부 가동중검사 장수명 센서시스템 등의 고유개념을 설정하여 차기단계 개념설계 출발점으로 활용될 계획임. 또한 안전성을 확보하면서 TRU 연소를 극대화한 고유 연

제4세대 원자력시스템으로서 기술목표를 달성하기 위해 제시된 복수 후보개념에 대하여 용량, 노심형태, 피복재 합금후보, Barrier 후보, 루프수, 증기발생기전열관 형식 등의 설계사양에 대한 기술적 타당성 평가를 통해 단일 고유개념으로서의 최적후보개념을 도출하고 설계사양을 설정함. 자체순환로의 경우 용량 1,200MWe, 농축도 분리노심, 2-루프, 이중벽 증기발생기, 원자로내부 가동중검사 장수명 센서시스템 등의 고유개념을 설정하여 차기단계 개념설계 출발점으로 활용될 계획임. 또한 안전성을 확보하면서 TRU 연소를 극대화한 고유 연소로 후보 노심모형 개발을 완료하였고 이는 출력별 핵특성 분석을 통해 대형 연소로의 안전설계 가능성을 최초 확인한 것임.

선진기술 개발 분야에서는 초임계 CO₂ Brayton Cycle 개념개발을 통해 개발된 계통 및 해석방법론은 차기단계에서 적용성 평가에 활용될 예정임. 소듐환경에서 원자로구조물 가동중검사 시간을 단축하는 원자로 내부구조물 손상검사 센서시스템에 대한 수중 모형 성능시험을 수행하여 산업체에 소프트웨어 기술을 이전하였으며 국제공동연구의 한국 결과물로 보고되어 선진국과 기술경쟁이 가능할 것으로 예상되며 일본 조요 원자로에서도 사용에 관심을 갖음. 휘발성 방사성 물질을 제어할 수 있는 진공감압 용해주조장치를 개발하여 2009년에 6mm 지름과 30cm 길이를 갖는 U-Zr 금속 연료심 시제품을 제조하였으며 이는 제4세대 소듐냉각고속로용 금속연료 제조기술을 완성하는 초석이 될 것임.

기반기술 개발 분야에서는 MARS-LMR 코드 기초모델을 개발하고 적용성평가와 모델검증을 수행하여 인허가 관련 필수실험을 대치할 수 있어 예산절감 효과를 얻었음. ASME-NH 1등급 기기 설계평가 코드의 전산화 프로그램 SIE40 ASME-NH를 개발하여, 이를 산업체에 기술이전 하였으며 평가의 불확실성과 시행착오를 줄여 국내외적으로 고온 구조설계 신뢰도를 향상시킬 수 있음. 대형 시스템개발 성격의 과제특성을 반영하여 세부기술간 연계와 일정관리, 품질보증, 결과물의 효과적 관리· 활용을 위한 DB 기능을 통합 구현할 수 있는 기술관리 시스템(S-RIMS)을 구축하여 연구개발 과정에는 처음 시도· 적용하였고 연구개발 절차서를 수립·적용하여 전산관리 개념을 도입한 것은 혁신적 사례임.

(출처 : 보고서 요약서 4p)

Abstract ▼

IV. Results of the Research and Development
o Technical specifications such as power capacity, type of core, clad alloy, clad barrier material, number of loops, type of SG tube have been evaluated and a optimal design concept has been identified to satisfy the technology goals of Generation IV nu

IV. Results of the Research and Development
o Technical specifications such as power capacity, type of core, clad alloy, clad barrier material, number of loops, type of SG tube have been evaluated and a optimal design concept has been identified to satisfy the technology goals of Generation IV nuclear systems. The concept for breakeven design is featured by the heat capacity of 1,200 MWe, enrichment-separated core, 2-loop, double-walled SG tube, and a long-life sensor system for in-service inspection.

o For the establishment of preliminary concepts for a TRU burner core, conservative design limits with respect to fuel enrichment and sodium void reactivity were suggested since the TRU burner core is going to be introduced first in the era of SFR deployment.
Preliminary burner core concepts were made, with the axial height variation as a reference option, to have region -wise cladding thickness variation, the number of within -FA rods in variation and sodium bond thickness variation. After a comprehensive study on each design concept, it was finally concluded that TRU contend is a deciding factor in determining the TRU transmutation amount irrespective of the design feature.
Among the candidate designs, the cJadding thickness variation and sodium bonding fraction variation proved most promising. The optimized final TRU burner core can incinerate TRUs contained in the spent fuels from 1.5 PWRs of equal core power.

o In response to the growing concerns on spent PWR fuel managements, the study for the core design of the burner was promoted, and also the study of core function change from the breakeven core to the burner core was studied. Specially, to compensate for the aggravation of the core safety upon the core altered to a TRU burning mode, various means were investigated to improve the reactivity coefficients such fuel temperature coefficient and sodium void coefficient. In conclusion, the sodium bonding fraction variation was the choice.

o Methodology to establish the plant heat balance of a super - critical CO₂ Brayton Cycle was developed for the conceptual design research of the super - critical CO₂ Brayton Cycle. It was used to develop system concept of 1,200MWe SFR which adopts the super-critical CO₂ Brayton Cycle as an energy conversion system, and optimum flow rate split between a main compressor and an auxiliary compressor was determined through sensitivity analysis using the methodology.

o Conduction of performance test of under- sodium damage inspection system for reactor internals, which can enhance economy to reduce an in- service inspection time, in water environment and technology transfer of corresponding software to industries. Performance of a preliminary application study of high temperature LBB technique for G91 steel sodium piping to demonstrate the elimination of the potential Double Eneded Guillotine Break, which can results in large amount of sodium leakage, and economy and safety enhancement as a necessary consequence.

o The construction of main test facility started in 2009. The power supply system for the STEF (Sodium Thermal-hydraulic Experimental Facility) (4.5 MW power supply panel, 2.5MW low-power panel) and the underground facilities as a base facility have been constructed. Liquid sodium of 18 tons has been purchased and a sodium reservoir of 25-tons of capacity has been in stalled. Regarding the component performance test sodium loop (CPTL) the test requirement was specified, and scoping analysis and basic design were performed. P&ID(Piping and Instrumentation Diagram), list of I&C and components, drawings for main components, and technical specifications were prepared.

o The advanced fuel slug casting system which can control vaporization of volatile radioactive elements during casting was developed and U -Zr metallic fuel slug of 6 mm in diameter and 30 mm in length was fabricated in 2009. Seven advanced cladding alloys which have higher temperature creep strength than the conventional HT9 alloy were developed and applied for the patent. Models to predict metallic fuel behavior were developed and a barrier concept to prevent the fuel-cladding interaction was developed.

o The MATRA-LMR!FB code, which is applicable to the analysis of a flow blockage and a enrichrnent error, has been developed and a draft topical report has been prepared.
Basic models for MARS-LMR code have been developed for the analysis of system transients such as a transient overpower (TOP) and a loss-of-flow (LOF) and its applicability has been evaluated with assessment for model validation.

o From the fiscal year '07 to '09, the three critical physics experiments (BFS-73-1, BFS-75-1, BFS-55-1) were subject to the new evaluation against the four recently released basic nuclear data libraries (ENDF-B/VII.0, JEFF- 3.1, JENDL- 3.3, JENDL-AC2008) in terms of accuracy in predicting physics parameters. It was found out that the U-235 capture cross section of JENDL-3.3, the scattering cross section of JEFF-3.1 and the inelastic scattering cross section of U-238 had significant effects on the resulting accuracy of predicted criticality parameters.

o Development of SIE40 ASME-NH computation code, which can be used effectively for structural integrity evaluation of SFR high temperature Class 1 structures exposed to over 500℃, by implementing complex ASME- NH Class 1 Component in Elevated Temperature Condition and completion of corresponding technology transfer to industries.

o The prototype of acoustic leak detection was manufactured. It was possible to detect a leak up to S/N=1/100(-20dB) above the steam leak rate of 0.1 g/sec. Also, the direction and plan for double wall tube for steam generator(DWTSG) development were set up through the analysis of technical issues of DWTSG. The new concept DWT was designed and fabricated, and an experiment was carried out for the on- line leak detection method in the atmospheric temperature condition. Also a experimental facility was designed for the feasibility test of the DWT.

o A technology management system named S-RIMS, which enables interface control between several sub-projects, schedule control, quality assurance, integrated database management, has been constructed. This is the first application of this kind of system in the field of technology R&D, which functions highly effectively in the management of a large project for system development. With the progress of the project, a tremendous amount of deliverables (including several kinds of design documents) about 2,500 have been included in the system to provide effective function of database which enhances the applicability of the products.

(출처 : SUMMARY 12p)

목차 Contents

• 표지 ... 1
• 제출문 ... 3
• 보고서 요약서 ... 4
• 요약문 ... 5
• SUMMARY ... 11
• CONTENTS ... 17
• 목차 ... 19
• 표목차 ... 21
• 그림목차 ... 23
• 제1장 연구개발과제의 개요 ... 27
• 제1절 연구개발의 필요성 ... 27
• 제2절 연구개발 목표 및 내용 ... 28
• 1. 최종목표 ... 28
• 2. 1단계 목표 및 내용 ... 28
• 제2장 국내·외 기술개발 현황 ... 33
• 제1절 국외 기술개발 현황 ... 33
• 제2절 국내 기술개발 현황 ... 35
• 제3절 국내·외 기술개발 현황에서 차지하는 위치 ... 39
• 제3장 연구개발수행 내용 및 결과 ... 45
• 제1절 제4세대 소듐냉각 고속로 고유개념 설정 ... 45
• 1. 고유개념 설정 ... 45
• 제2절 선진기술 개발 ... 66
• 1. 경제성 향상 선진기술 개발 ... 66
• 2. 안정성 입증 기반실험 ... 76
• 3. 금속연료심/신피복재 제조 원천기술 확보 ... 79
• 제3절 국내 기반기술 개발 ... 89
• 1. 전산코드 고유화 ... 89
• 2. 국부손상 사고해석 특정기술주제보고서 초안 작성 ... 100
• 3. 기술 및 품질 관리 ... 102
• 4. 소듐기술 개발 ... 105
• 제4장 목표 달성도 및 관련분야에의 기여도 ... 111
• 제5장 연구개발결과의 활용계획 ... 117
• 제6장 연구개발과정에서 수집한 해외 과학정보 ... 119
• 제7장 참고문헌 ... 129
• 기술개발 종합 ... 133
• 제 출 문 ... 134
• 보고서 요약서 ... 135
• 요약문 ... 136
• SUMMARY ... 140
• CONTENTS ... 144
• 목차 ... 146
• 표목차 ... 148
• 그림목차 ... 150
• 제 1 장 연구개발과제의 개요 ... 152
• 제 1 절 연구개발의 목적 및 필요성 ... 152
• 제 2 절 연구 개발의 범위 ... 153
• 제 2 장 국내외 기술개발 현황 ... 155
• 제 3 장 연구개발수행 내용 및 결과 ... 161
• 제 1 절 고유개념 설정 ... 161
• 제 2 절 지속성, 경제성, 안전성, 핵확산 저항성 평가 ... 213
• 제 3 절 시나리오 연구 ... 258
• 제 4 절 기술 및 품질관리 ... 269
• 제 5 절 인허가성 검토 ... 275
• 제 6 절 요약 및 결론 ... 289
• 제 4 장 목표달성도 및 관련분야에의 기여도 ... 290
• 제 1 절 당해 단계목표 및 달성도 ... 290
• 제 2 절 관련 분야에의 기여도 ... 291
• 제 5 장 연구개발결과의 활용계획 ... 292
• 제 1 절 연구개발결과의 활용계획 ... 292
• 제 2 절 추가연구의 필요성 ... 293
• 제 6 장 연구개발과정에서 수집한 해외과학기술정보 ... 294
• 제 7 장 참고문헌 ... 296
• 노심 핵심기반기술 개발 ... 300
• 제출문 ... 301
• 보고서 요약서 ... 302
• 요약문 ... 303
• SUMMARY ... 309
• CONTENTS ... 315
• 목차 ... 317
• 표목차 ... 319
• 그림목차 ... 323
• 제 1 장 연구개발과제의 개요 ... 327
• 제 1 절 연구개발의 필요성 ... 327
• 제 2 절 연구개발 목표 및 내용 ... 328
• 제 2 장 국내·외 기술개발 현황 ... 331
• 제 1 절 국외 기술개발 현황 ... 331
• 제 2 절 국내 기술개발 현황 ... 331
• 제 3 절 국내 · 외 기술개발 현황에서 차지하는 위치 ... 332
• 제 3 장 연구개발수행 내용 및 결과 ... 334
• 제 1 절 고유개념 설정 ... 334
• 제 2 절 기반기술 개발 ... 397
• 제 4 장 목표 달성도 및 관련분야에의 기여도 ... 449
• 제 5 장 연구개발결과의 활용계획 ... 455
• 제 6 장 연구개발과정에서 수집한 해외 과학기술정보 ... 456
• 제 7 장 참고문헌 ... 457
• 핵연료 핵심기반기술 개발 ... 461
• 제출문 ... 462
• 보고서 요약서 ... 463
• 요약문 ... 464
• SUMMARY ... 468
• CONTENTS ... 473
• 목차 ... 475
• 표목차 ... 477
• 그림목차 ... 478
• 제 1 장 연구개발과제의 개요 ... 482
• 제 1 절 연구개발의 목표 ... 482
• 제 2 절 연구개발의 필요성 ... 482
• 제 3 절 연구개발의 내용 및 범위 ... 484
• 제 2 장 국내외 기술개발 현황 ... 486
• 제 1 절 기술현황 ... 486
• 제 2 절 기술격차 ... 489
• 제 3 장 연구개발 내용 및 결과 ... 491
• 제 1 절 금속연료 제조 및 미세조직 최적화 ... 491
• 제 2 절 신피복재 성능평가 ... 538
• 제 3 절 MA 함유 금속연료 성능평가 ... 573
• 제 4 장 목표달성도 및 관련분야에 기여도 ... 608
• 제 1 절 연구목표의 달성도 및 착안점 ... 608
• 제 2 절 관련분야에 기여도 ... 612
• 제 5 장 연구개발 결과의 활용계획 ... 613
• 제 1 절 추가연구의 필요성 ... 613
• 제 2 절 연구결과의 활용방안 및 기대성과 ... 613
• 제 6 장 연구개발과정에서 수집한해외 과학기술 정보 ... 615
• 제 1 절 금속연료 제조 및 미세 조직 최적화 ... 615
• 제 2 절 신피복재 성능평가 ... 615
• 제 3 절 MA 함유 금속 연료 성능평가 ... 616
• 제 7 장 참고문헌 ... 617
• 끝페이지 ... 621