초록 ▼

- 지속적인 원자력의 활용을 위하여 보다 안전하고 경제적이며 핵확산저항성이 향상된 제4세대 원자로가 국제공동으로 연구되고 있으나, 일반적인 고속로의 경우 주기적으로 연료를 장전하고 방출된 연료를 재처리한 후 재순환시키는 개념으로, 초기에 저농축 우라늄 연료만을 장전하고 핵연료 교체없이 운전가능한 원자로 개념을 구현하여 복잡한 사용후연료의 재처리 과정 및 운전방식을 단순화시켜 핵확산저항성이 높고 경제성도 향상시킬 수 있는 초장주기고속로 (Ultra-long Cycle Fast Reactor, UCFR)에 대한 연구개발이 필요로 함.<

- 지속적인 원자력의 활용을 위하여 보다 안전하고 경제적이며 핵확산저항성이 향상된 제4세대 원자로가 국제공동으로 연구되고 있으나, 일반적인 고속로의 경우 주기적으로 연료를 장전하고 방출된 연료를 재처리한 후 재순환시키는 개념으로, 초기에 저농축 우라늄 연료만을 장전하고 핵연료 교체없이 운전가능한 원자로 개념을 구현하여 복잡한 사용후연료의 재처리 과정 및 운전방식을 단순화시켜 핵확산저항성이 높고 경제성도 향상시킬 수 있는 초장주기고속로 (Ultra-long Cycle Fast Reactor, UCFR)에 대한 연구개발이 필요로 함.
- 본 연구개발은, 이와 같은 초장주기고속로에 대한 핵심 기술로서 가압경수로 사용후 연료를 초기연료로 사용하는 노심개념을 개발하여 성능을 평가함과 동시에, 초장주기 고속로에 대한 원자로 시스템 안전 해석을 수행하고, 초장주기 고속로용 핵연료 피복재의 재료 수명 평가 및 성능 해석을 통하여 최종적으로 고유한 초장주기고속로 개념을 개발을 목표로 함.
- 연구개발 내용 및 결과는 아래와 같음.

1. UCFR 노심설계 최적화 및 UCFR 고유안전성 극대화
■ 기존 UCFR 노심 모델의 설계 최적화를 통하여 발전된 고유개념 UCFR 노심 설계하였음
■ UCFR-1000과 UCFR-100에 대한 최적화가 이루어 졌고 각 노형의 블랭킷 영역에 천연우라늄과 사용후연료에 대한 분석이 수행되었음
■ 각 모델에 대한 설계요건, 에너지 스펙트럼 분포, 연소 특성, 중성자속, 중성자 누설, 안전특성 분석을 통하여 기존 모델보다 향상된 안전성을 지닌 모델임을 입증하였음
■ 기존 UCFR 노심 모델의 설계 최적화를 통하여 발전된 고유개념 UCFR 노심 설계가 이루어졌으며 UCFR-1000과 UCFR-100에 대한 최적화 및 각 노형의 블랭킷 영역에 천연우라늄과 사용후연료에 대한 분석이 수행되었음
■ 각 모델에 대한 설계요건, 에너지 스펙트럼 분포, 연소 특성, 중성자속, 중성자 누설, 안전특성 분석을 통하여 기존 모델보다 향상된 안전성을 지닌 모델임을 입증하였음

2. 초장주기 고속로 시스템 열수송계통 개념 구성 및 안전해석
■ 개선된 UCFR-100 디자인에 대하여 부수로 해석코드를 이용하여 노심열수력 해석 실시하였음
■ UCFR 에너지 변환 시스템 구성-UCFR의 에너지 변환을 위한 2차측 시스템을 구성하는데 있어, 고효율의 기체 Brayton cycle을 기본으로 하는 혼합 사이클을 설계 및 간단한 Brayton cycle에서 여러 작동 유체를 비교하여 최적의 작동 유체를 선정하였음
■ UCFR의 갈륨 냉각 피동 잔열제거계통에 대한 안전해석 수행을 위해 한국원자력연구원에서 개발한 KALIMER-600 디자인에 갈륨 잔열제거계통을 적용시켜 소듐 냉각 피동 잔열제거계통과 비교 및 갈륨 냉각 피동 잔역제거계통의 가능성을 검증하였음

3. UCFR 장주기 영향(부식, 환경영향 취화)에 관한 열역학 계산 평가 및 장주기 영향(크리프)에 관한 실험적 평가
■ 페라이트-마르텐사이트 조직의 Gr. 92 및 HT9강과 오스테나이트 조직의 SS 316 및 SS 304 강의 소듐과의 열역학적 양립성을 소듐용해도에 기초하여 평가하였음
■ 산소활성도를 도출하기 위해 실험 및 소듐 용해도값을 다른 연구결과들과 비교하여, 정확한 산소활성화도 측정이 가능하도록 하였음
■ UCFR 재료의 산화부식률 평가하기 위하여 전기화학실험 방법론과 Wagner equation을 병렬적으로 도입하여 계산방법을 제시함
■ UCFR 재료의 미세조직학적 열역학 안정성 평가를 위하여 생성 가능한 석출물에 열역학적 안정성에 대하여 분석함
■ Gr. 92강의 양립성 실험은 최대 3095 시간 동안 진행을 한 후에 인장 시험 및 크리프 시험을 시험 (최대 4000시간)을 진행하였으며, HT9 시험은 제한된 연구 시간으로 인하여 1500 시간의 양립성 테스트 후 곧바로 크리프 시험을 진행함
■ 피복재 재료의 소듐과의 양립성 시험 후 시편을 링 지그에 장착하여 인장 시험을 진행함
■ 크리프 시험에 사용된 시편은 Gr.92 및 HT9강이며, Gr. 92의 경우 입수시편 및 650도 소듐에 1583 시간 및 3095 노출된 시편이 있으나, 입수 시편에 한해서 시험이 진행함
■ Gr. 92 입수 시편의 경우 현재도 계속 크리프 시험이 진행되고 있는 중이며 HT9 시편의 경우 1500시간 동안 소듐에 노출시킨 시편과 입수시편을 시험함

(출처 : 보고서 요약서 4~6p)

Abstract ▼

IV. Results of Research & Development

1. UCFR core design optimization
■ Unique concept UCFR core design optimization and safety characteristic analysis: Developed unique concept UCFR core design has been performed by design optimizing existing UCFR core model. Optimization for both UCFR-1

IV. Results of Research & Development

1. UCFR core design optimization
■ Unique concept UCFR core design optimization and safety characteristic analysis: Developed unique concept UCFR core design has been performed by design optimizing existing UCFR core model. Optimization for both UCFR-1000 and UCFR-100 and the analysis for natural uranium and spent fuel in a blanket region has been performed. It was proved through the analysis for design requirement, energy spectrum distribution, depletion characteristic, neutron flux, neutron leakage, and safety characteristic that developed model has increased safety. In addition, it was successful to flatten the radial power distribution by thorium loaded UCFR-1000 model.
■ UCFR core dynamic characteristic parameter evaluation and analysis: Core characteristics of optimized UCFR-1000 and UCFR-100 have been confirmed through measuring the effective delayed neutron, prompt neutron life time and temperature feedback coefficient. At BOC, effective delayed neutron is around 700 pcm affected by enriched uranium while it is around 350 pcm affected by plutonium at MOC and EOC. UCFR-100 shows similar tendency but it decreases slowly because it has relatively more enriched uranium than UCFR-1000.
■ Build deterministic core analysis computer system: TRANSX/TWODANT/REBUS system, deterministic core analysis code, was adopted and it succeeded to modeling UCFR-1000 and UCFR-100 and the analysis results have been compared with the multiplication factor tendency, normalized axial power distribution and axial neutron flux shape of probabilistic code.

2. UCFR core inherent safety maximization
■ Development of coolant void reactivity reduction method:Through the core design optimization, the coolant void reactivity was measured by coolant voiding that is above the active core and each value is around 1$ for BOC, 2.5$ for MOC and 1.3$ for EOC that is lower than general fast reactor of 5~7$.
■ Design optimization for negative reactivity coefficient:Through the core design optimization, it was confirmed that both natural uranium loaded model and spent fuel loaded model has negative reactivity coefficient.

3. Design concept of heat transport system of UCFR
■ Evaluation of improved UCFR-100 core using subchannel analysis codes
■ Design the combined cycle based on high efficiency gas Brayton cycle for UCFR power conversion system.
■ By comparison among working fluids in simple Brayton cycle, the optimized working fluid is selected.
■ Safety analysis of Ga-cooled PDRC of UCFR
■ Evaluation of Ga-cooled PDRC in KALIMER-600
■ Comparison between sodium and gallium as coolant in PDRC

4. Safety analysis of UCFR
■ Design of the heat transport system of UCFR

5. Evaluation of corrosion and environmental degradation of UCFR materials by thermodynamic calculation
■ Thermodynamic calculation on the compatibility of Gr. 92, HT9, SS316, and SS304 with liquid sodium has been evaluated.
■ For the calculation of oxygen activity in liquid sodium, solubility of oxygen in liquid sodium was measured and compared with other researcher's results.
■ For the evaluation of oxidation rate of UCFR materials in liquid sodium, electrochemical impedance spectroscopy and Wagner theory were applied in this study.
■ The analysis of thermodynamic stability of the precipitates which can be formed in UCFR materials was conducted.

6. Evaluation of creep behavior of UCFR materials by experiments
■ Compatibility test of Gr. 92 and HT9 steels with liquid sodium was conducted for 3095 hours.
■ Tensile tests were conducted with Gr. 92 specimens which were exposed liquid sodium for 3095 hours.
■ Creep tests were conducted with Gr. 92 and HT9 specimens which were exposed liquid sodium for 1500 hours.
■ Creep properties was estimated by JMatPro which is based on thermodynamic calculation and database.

(출처 : SUMMARY 13~15p)

목차 Contents

• 표지 ... 1제 출 문 ... 3보고서 요약서 ... 4요 약 문 ... 7SUMMARY ... 12Contents ... 17목차 ... 21제1장 연구개발과제의 개요 ... 24 1.1절. UCFR 노심설계 최적화 ... 25 1.2절. UCFR 노심 고유안전성 극대화 ... 25 1.3절. 초장주기 고속로 시스템 열수송계통 개념 구성 ... 26 1.3.1. UCFR 노심 열수력 안전 해석 ... 26 1.3.2. UCFR 에너지 변환 시스템의 구성 ... 28 1.3.3. UCFR 갈륨 냉각 피동 잔열제거계통 안전해석 ... 28 1.4절. 초장주기 고속로 시스템 안전해석 ... 29 1.4.1. UCFR 안전해석 ... 29 1.5절. UCFR 재료 장주기 영향 (부식, 환경영향 취화)에 관한 열역학 계산 평가 ... 29 1.6절. UCFR 재료 장주기 영향 (크리프)에 관한 실험적 평가 ... 30제2장 국내외 기술개발 현황 ... 31 2.1절. UCFR 노심설계 최적화 ... 31 2.2절. UCFR 노심 고유안전성 극대화 ... 33 2.3절. 초장주기 고속로 시스템 열수송계통 개념 구성 ... 34 2.3.1 고속로 관련 열수력 안전 해석 코드 국내외 현황 ... 34 2.3.2 에너지 변환 시스템 관련 연구 국내외 현황 ... 36 2.4절. 초장주기 고속로 시스템 안전해석 ... 37 2.4.1. 초장주기 고속로 안전해석 ... 37 2.5절. UCFR 재료 장주기 영향 (부식, 환경영향 취화)에 관한 열역학 계산 평가 ... 50 2.5.1. 개요 ... 50 2.5.2. 중요 원소들의 소듐 액체금속내의 용해도 ... 50 2.5.3. 소듐과의 양립성 ... 52 2.5.4. 소듐 부식 메커니즘과 질량 전달 현상 ... 53 2.5.5. 소듐 부식과 영향 인자 ... 55 2.5.6 소듐 부식 속도 평가식 ... 60 2.6절. UCFR 재료 장주기 영향 (크리프)에 관한 실험적 평가 ... 61 2.6.1. 피복관 재료의 크리프 강도 특성 ... 61 2.6.2. 구조재료의 크리프 강도 특성 ... 63제3장 연구개발수행 내용 및 결과 ... 66 3.1절. UCFR 노심설계 최적화 ... 66 3.1.1. 고유개념 UCFR 노심설계 최적화 및 안전특성 분석 ... 66 3.1.2. UCFR 노심 동특성 인자 평가 및 분석 ... 90 3.1.3. 결정론적 노심해석 전산체계구축 ... 92 3.2절. UCFR 노심 고유안전성 극대화 ... 98 3.2.1. 냉각재 기포반응도 저감방법 개발 ... 99 3.2.2. 음의 출력반응도 계수를 갖도록 설계 최적화 ... 104 3.3절. 초장주기 고속로 시스템 열수송계통 개념 구성 ... 106 3.3.1. UCFR 노심 열수력 안전 해석 ... 106 3.3.2. UCFR 에너지 변환 시스템 구성 ... 125 3.3.3. UCFR 갈륨 냉각 피동 잔열제거계통 안전해석 ... 133 3.3.4. 액체 갈륨 자연 순환 실험 및 해석 ... 141 3.4절. 초장주기 고속로 시스템 안전해석 ... 150 3.4.1. UCFR-100 ... 150 3.5절. UCFR 재료 장주기 영향 (부식, 환경영향 취화)에 관한 열역학 계산 평가 ... 156 3.5.1. UCFR 재료의 액체금속과의 열역학적 양립성 평가 ... 156 3.5.2. UCFR 재료의 산화/부식 열역학적 안정성 평가 ... 159 3.5.3. 액체금속의 산소활성화도(activity) 평가 ... 160 3.5.4. UCFR 재료의 산화부식률 평가 ... 166 3.5.5. UCFR 재료의 미세조직학적 열역학 안정성 평가 ... 180 3.6절. UCFR 재료 장주기 영향 (크리프)에 관한 실험적 평가 ... 183 3.6.1. UCFR 재료 장주기 영향 평가를 위한 시험 재료 ... 183 3.6.2. 인장 시험 ... 198 3.6.3. 크리프 시험 ... 206 3.6.4. 열역학적 예측을 통한 크리프 특성 분석 ... 209제4장 목표달성도 및 관련분야에의 기여도 ... 214 4.1절. UCFR 노심설계 최적화 ... 214 4.2절. UCFR 노심 고유안전성 극대화 ... 215 4.3절. 초장주기 고속로 시스템 열수송계통 개념 구성 ... 215 4.4절. 초장주기 고속로 시스템 안전해석 ... 217 4.5절. UCFR 재료 장주기 영향 (부식, 환경영향 취화)에 관한 열역학 계산 평가 ... 218 4.6절. UCFR 재료 장주기 영향 (크리프)에 관한 실험적 평가 ... 218제5장 연구개발결과의 활용계획 ... 220 5.1절. UCFR 노심설계 최적화 ... 220 5.2절. UCFR 노심 고유안전성 극대화 ... 220 5.3절. 초장주기 고속로 시스템 열수송계통 개념 구성 ... 220 5.4절. 초장주기 고속로 시스템 안전해석 ... 221 5.5절. UCFR 재료 장주기 영향 (부식, 환경영향 취화)에 관한 열역학 계산 평가 ... 221 5.6절. UCFR 재료 장주기 영향 (크리프)에 관한 실험적 평가 ... 222제6장 연구개발과정에서 수집한 해외과학기술정보 ... 223 6.1절. UCFR 노심설계 최적화 ... 223 6.2절. UCFR 노심 고유안전성 극대화 ... 223 6.3절. 초장주기 고속로 시스템 열수송계통 개념 구성 ... 224 6.4절. 초장주기 고속로 시스템 안전해석 ... 227 6.5절. UCFR 재료 장주기 영향 (부식, 환경영향 취화)에 관한 열역학 계산 평가 ... 228 6.6절. UCFR 재료 장주기 영향 (크리프)에 관한 실험적 평가 ... 228제7장 참고문헌 ... 229끝페이지 ... 234