초록 ▼

제4세대 원자력시스램으로서 기술목표를 달성하는 고유개념으로서 자체순환로(1,200MWe) 와 연소로 (600MWe) 개념을 도출하였다. 자체순환로에서는 농축도 분리노심， 2-루프， 이중벽 증기발생기， 원자로내부 가동중검사 장수명 센서시스템 동의 고유개념을 설정하였으며, 연소로로는 안전성을 확보하면서 TRU 연소를 극대화한 노심모형을 개발하였다. 설정된 고유개념을 기반으로 인허가 가능기술을 적용하여 TRU 연소 실증로 개념설계를 개발하였다. 실증로 개념은 U235 농축도 20 w/o이하 우라늄 초기노심에서 점진적으로 경수로 사용후핵연

제4세대 원자력시스램으로서 기술목표를 달성하는 고유개념으로서 자체순환로(1,200MWe) 와 연소로 (600MWe) 개념을 도출하였다. 자체순환로에서는 농축도 분리노심， 2-루프， 이중벽 증기발생기， 원자로내부 가동중검사 장수명 센서시스템 동의 고유개념을 설정하였으며, 연소로로는 안전성을 확보하면서 TRU 연소를 극대화한 노심모형을 개발하였다. 설정된 고유개념을 기반으로 인허가 가능기술을 적용하여 TRU 연소 실증로 개념설계를 개발하였다. 실증로 개념은 U235 농축도 20 w/o이하 우라늄 초기노심에서 점진적으로 경수로 사용후핵연료 내 TRU를 장전하여 최종적으로 순수 닫힌 핵연료주기를 채택하는 노심모형과 독자 개발한 비상전원 상실시에도 원자로의 안전성을 확보하는 피동창열제거계통을 채택하였으며， 원자로용기 및 내부구조물의 단순화 등을 꾀하였다.

선진기술 개발 분야에서는 초임계 CO₂ Brayton Cycle 실용회를 위한 운전제어논리와 낮은 압력손실의 열교환기 개념， 불투명한 고옹 소듐 환경에 적용할 수 있는 소듐중 웨이브가이드 센서와 이를 적용하기 위한 소듐중 원자로내부손상검사 시스템과 프로그램을 개발하였다. 이외에도 금속연료심 제조 중력주조장치를 설계·제작하여 U-Zr합금 연료섬 시제품을 제조하였으며， HT9 피복관 예비 시제품도 제조하였다.

기반기술 개발 분야에서는 단면적 기인 노심설계인자 불확실도를 저감하는 단면적 보정전산코드 (ATCROSS) ， MA TRA -LMR 코드-고온열수로계수 연계 부수로 기반 불확실도 평가모률， 60년 설계수명의 실증로 고온구조설계 평가절차 전산화 프로그램 ASMENH 및 풀형 SFR의 안전성 평가 전산코드 MARS -LMR 의 열유체 모델과 반응도 모델 등의 전산코드를 개발·검증하였으며， 노심 고유개념 실증 및 인허가용 노물리 실험자료 축적을 위한 저전환비 노물리 실험을 수행하였다. 또한 소듐기술로서 콜드트랩을 이용한 소듐 불순물 측정 및 제어기숲 증기발생기에서의 소듐 누출에 따른 소듐-물반응 사고 전파모델,소듐처리장치를 이용한 사용후 소듐처리공정 동을 개발하였다.

(출처 : 서지정보양식 637p)

Abstract ▼

The advanced concepts, for the breakeven reactor(1,200MWe) and TRU bumer(600MWe), were defined to satisfy the technology goals of Generation IV nuclear systems. Based on the advanced design concepts, a conceptual design of the demonstration SFR has been developed using the available licensing techno

The advanced concepts, for the breakeven reactor(1,200MWe) and TRU bumer(600MWe), were defined to satisfy the technology goals of Generation IV nuclear systems. Based on the advanced design concepts, a conceptual design of the demonstration SFR has been developed using the available licensing technology. The conceptual core design has been developed for the TRU bumer in which an initial core is fueled with less than 20wt% enriched U235, and finally transformed to a self-recycled TRU core. The passive decay heat removal circuit ensuring reactor safety even in case of loss of emergency power has been developed and rninirnization of a reactor vessel and simplification of reactor intemals have been conducted in the conceptual design.

For development of advanced technologies, control logics for various power levels and the optimal design concept of heat exchanger applicable to supercritical C02 Brayton cycle as an energy conversion system was developed. A novel under-sodium waveguide sensor and a prototype under- sodium inspection system have been developed for under-sodium viewing of in-vessel structures submerged in an opaque liquid sodium. The fabrication technology of fuel slugs using the advanced fuel slug casting system was developed, and U- Zr alloy fuel rods were fabricated and exarnined. And a HT9 cladding tube was manufactured using the developed cladding tube fabrication technology.

For development of basic technologies, the cross section a，이 ustment code A TCROSS and the MA TRA -LMR code with HCFs have been developed m reduce core design uncertainties. . The SIE ASME-NH computer program to evaluate high temperature structural design for 60 years design life, and the safety analysis code MARS-LMR with thermal- hydraulic and reactivity feedback models have been developed and validated. In addition, the sodium impurity measurement and control technology, the sodium water reaction event propagation model to predict the sodium leak propagation in a steam generator, and an improved sodium treatment process technology were developed for sodium technology.
(출처: BIBLIOGRAPHIC INFORMATION SHEET 638p)

목차 Contents

• 표지 ... 1
• 제출문 ... 5
• 보고서 요약서 ... 6
• 요약문 ... 7
• SUMMARY ... 17
• CONTENTS ... 28
• 목차 ... 30
• 표목차 ... 32
• 그림목차 ... 34
• 제 1 장 연구개발과제의 개요 ... 39
• 제 1 절 연구개발의 필요성 ... 39
• 제 2 절 연구개발 목표 및 내용 ... 40
• 1. 최종목표 ... 40
• 2. 단계 목표 및 내용 ... 40
• 제 2 장 국내 · 외 기술개발 현황 ... 44
• 제 1 절 국외 기술개발 현황 ... 44
• 제 2 절 국내 기술개발 현황 ... 45
• 제 3 절 국내 • 외 기술개발 현황에서 차지하는 위치 ... 46
• 제 3 장 연구개발수행 내용 및 결과 ... 48
• A. 1단계(’07-’09) 연구개발수행 내용 및 결과 ... 48
• 제 1 절 제4세대 소듐냉각 고속로 유체계통 고유개념 설정 ... 48
• 제 2 절 선진기술 개발 ... 53
• 제 3 절 국내 기반기술 개발 ... 57
• B. 2단계(’10-’11) 연구개발수행 내용 및 결과 ... 60
• 제 1 절 개요 ... 60
• 제 2 절 고유개념 실증로 개념설계 ... 61
• 제 3 절 선진기술 개발 및 검증 ... 166
• 제 4 장 목표 달성도 및 관련분야에의 기여도 ... 179
• 제 5 장 연구개발결과의 활용계획 ... 185
• 제 6 장 연구개발과정에서 수집한 해외 과학정보 ... 187
• 제 7 장 연구시설 • 장비 현황 ... 188
• 제 8 장 참고문헌 ... 189
• 기계 핵심기반기술 개발 ... 193
• 제출문 ... 195
• 보고서 요약서 ... 196
• 요약문 ... 197
• SUMMARY ... 203
• CONTENTS ... 209
• 목차 ... 212
• 표목차 ... 215
• 그림목차 ... 216
• 제 1 장 연구개발과제의 개요 ... 220
• 제 1 절 연구개발의 필요성 ... 220
• 제 2 절 연구개발 목표 및 내용 ... 221
• 1. 최종목표 ... 221
• 2. 단계 목표 및 내용 ... 221
• 제 2 장 국내 외 기술개발 현황 ... 226
• 제 1 절 국외 기술개발 현황 ... 226
• 제 2 절 국내 기술개발 현황 ... 229
• 제 3 절 국내 • 외 기술개발 현황에서 차지하는 위치 ... 233
• 제 3 장 연구개발수행 내용 및 결과 ... 235
• A. 1단계(’07-’09) 연구개발수행 내용 및 결과 ... 235
• 제 1 절 SFR 고유 구조개념 도출 ... 235
• 제 2 절 원자로 내부손상검사 반영구 센서 개발 ... 243
• 제 3 절 고온 LBB 평가 및 적용 기술개발 ... 250
• 제 4 절 고온 설계 및 평가 전산코드 검증 ... 255
• B. 2단계 (’10-’11) 연구개발수행 내용 및 결과 ... 258
• 제 1 절 실증로 원자로 구조계통 개념설계 ... 258
• 제 2 절 실증로 기기 구조 개념설계 ... 280
• 제 3 절 소듐중 원자로내부 손상검사 시스템 개발 ... 300
• 제 4 절 60년 설계수명 고온설계 및 평가기술 개발 ... 317
• 제 4 장 목표 달성도 및 관련분야에의 기여도 ... 323
• 제 5 장 연구개발결과의 활용계획 ... 330
• 제 6 장 연구개발과정에서 수집한 해외 과학정보 ... 332
• 제 7 장 연구시설 • 장비 현황 ... 335
• 제 8 장 참고문헌 ... 336
• 안전성평가 핵심기반기술개발 ... 339
• 제출문 ... 341
• 보고서 요약서 ... 342
• 요약문 ... 343
• SUMMARY ... 347
• CONTENTS ... 351
• 목차 ... 353
• 표목차 ... 355
• 그림목차 ... 356
• 제 1 장 연구개발과제의 개요 ... 359
• 제 1 절 연구개발의 필요성 ... 359
• 제 2 절 연구개발 목표 및 내용 ... 360
• 1. 최종목표 ... 360
• 2. 1단계 목표 및 내용 ... 360
• 제 2 장 국내 • 외 기술개발 현황 ... 367
• 제 1 절 국외 기술개발 현황 ... 367
• 제 2 절 국내 기술개발 현황 ... 368
• 제 3 절 국내 · 외 기술개발 현황에서 차지하는 위치 ... 369
• 제 3 장 연구개발수행 내용 및 결과 ... 371
• A. 1단계(’07-’09) 연구개발수행 내용 및 결과 ... 371
• 제 1 절 제4세대 소듐냉각 고속로 고유개념 설정 ... 371
• 제 2 절 선진기술 개발 ... 382
• 제 3 절 안전해석 기반기술 개발 ... 387
• B. 2단계(’10-’11) 연구개발수행 내용 및 결과 ... 403
• 제 1 절 제4세대 소듐냉각 고속로 고유개념 개발 ... 403
• 제 2 절 제4세대 소듐냉각 고속로 기반기술 검증 ... 429
• 제 4 장 목표 달성도 및 관련분야에의 기여도 ... 438
• 제 1 절 목표 달성도 ... 438
• 제 2 절 관련분야에의 기여도 ... 445
• 제 5 장 연구개발결과의 활용계획 ... 446
• 제 6 장 연구개발과정에서 수집한 해외 과학정보 ... 448
• 제 7 장 연구시설 및 장비 현황 ... 452
• 제 8 장 참고문헌 ... 454
• 소듐 열유체 실증시험시설 구축 및 종합효과시험 ... 457
• 제출문 ... 459
• 보고서 요약서 ... 460
• 요약문 ... 461
• SUMMARY ... 465
• CONTENTS ... 469
• 목차 ... 471
• 표목차 ... 473
• 그림목차 ... 475
• 제 1 장 연구개발과제의 개요 ... 481
• 제 1 절 연구개발의 필요성 ... 481
• 제 2 절 연구개발 목표 및 내용 ... 481
• 제 2 장 국내 · 외 기술개발 현황 ... 484
• 제 1 절 국외 기술개발 현황 ... 484
• 제 2 절 국내 기술개발 현황 ... 485
• 제 3 절 국내 • 외 기술개발 현황에서 차지하는 위치 ... 487
• 제 3 장 연구개발수행 내용 및 결과 ... 489
• 제 1 절 선진기술 개발 및 검증 : 안전성 입증 실험 기반 구축 ... 489
• 1. 기기 열유체 성능검증 소듐루프 구축 및 기기 성능검증 개별실험 ... 489
• 2. 소듐 고유 계측기법 개발 ... 546
• 3. 소듐 열유체 실증시험시설 기본설계 ... 550
• 제 2 절 기반기술 검증 : 소듐기술 개발 ... 576
• 1. SG 신뢰성 향상기술 개발 ... 576
• 2. 소듐 안전관리기술 개발 ... 585
• 3. 원자로 내부 계측 및 감시방법 개발 ... 595
• 4. 불순물 측정 및 제어기술 개발 ... 599
• 5. SWR 사고 방호기술 개발 ... 605
• 6. 사용 후 소듐 처리공정 개발 ... 612
• 제 4 장 목표 달성도 및 관련분야에의 기여도 ... 622
• 제 5 장 연구개발결과의 활용계획 ... 631
• 제 6 장 연구개발과정에서 수집한 해외 과학 정보 ... 632
• 제 7 장 연구시설 · 장비 현황 ... 633
• 제 8 장 참고문헌 ... 634
• 끝페이지 ... 640