초록 ▼

본 연구의 목적은 노심과 안전시스템 및 발전시스템 전체를 하나의 모듈로 하여 운송이 가능한 일체형 모듈원전의 고유한 원자로 개념을 도출하는데 있음.
- 노심은 20년 이상 재장전 없이 운전되는 장주기로 설계하였으며 크기는 반경 47cm, 높이는 1.2m이고 드럼형 제어봉과 Replaceable Fixed Absorber (RFA) 를 적용하여 과잉 반응도를 제어함.
- 가연성흡수체 개념인 봉타입의 RFA를 도입하여 주기초 잉여반응도가 1$ 미만이 되도록 하였고, 이에 따라 노심이 prompt criticality이 되는

본 연구의 목적은 노심과 안전시스템 및 발전시스템 전체를 하나의 모듈로 하여 운송이 가능한 일체형 모듈원전의 고유한 원자로 개념을 도출하는데 있음.
- 노심은 20년 이상 재장전 없이 운전되는 장주기로 설계하였으며 크기는 반경 47cm, 높이는 1.2m이고 드럼형 제어봉과 Replaceable Fixed Absorber (RFA) 를 적용하여 과잉 반응도를 제어함.
- 가연성흡수체 개념인 봉타입의 RFA를 도입하여 주기초 잉여반응도가 1$ 미만이 되도록 하였고, 이에 따라 노심이 prompt criticality이 되는 사고를 미연에 방지하는 모듈원전 고유의 디자인 개념을 도출.
- 중성자 누출이 높은 초소형 고속로에 필수적으로 요구되는 중성자 차폐체 설계 및 주변기기의 비방사능 계산을 수행.
- 시스템 해석 코드를 이용하여 사고 시나리오를 상정하여 안전해석 수행
(출처: 보고서 요약서 3p)

Abstract ▼

Ⅳ. Results of Research and Development
A long-life reactor core was designed that is able to operate for 20 years without refueling. The core is compact and lightweight so that it can be contained in a single module along with the PCU. The active core radius is 47 cm and the active height is 1.2

Ⅳ. Results of Research and Development
A long-life reactor core was designed that is able to operate for 20 years without refueling. The core is compact and lightweight so that it can be contained in a single module along with the PCU. The active core radius is 47 cm and the active height is 1.2 m. The total radius including reflector and shield is 90 cm. It utilizes UN and UC fuel with rotating control drums as the primary reactivity control system. Excessive reactivity was minimized by adopting Replaceable Fixed Absorbers (RFA). These enable the suppression of the excess reactivity at BOL to less than 1$. Therefore, the safety of the MMR is significantly enhanced by completely preventing the possibility of the core having a prompt criticality accident.

In addition to the reactor design and analysis, the shielding capability of the core and system also was performed. It was found that additional shielding is not necessary in view of the prospective applications of the MMR. Special attention was given to the instances where a worked has to access the module. Conservative dose rate for workers near the module during and after operation were calculated and reported. These calculations include the source term from the reactor as well as the activation of structural materials inside if the module.

The designed reactor system can be transportable by ground or sea. The total module size is 3.8 m in diameter and 7.0 m in length. The total weight is approximately 155 metric tons. A Supercritical CO2-Brayton cycle was used as a power conversion system. It has 34% net cycle efficiency and produces 12MWe. A transient analysis platform based on the GAMMA+ code was constructed. This was then used to examine postulated accident scenarios.
(출처: Summary 6p)

목차 Contents

• 표지 ... 1
• 제 출 문 ... 2
• 보고서 요약서 ... 3
• 한글 요약서 ... 4
• SUMMARY ... 5
• CONTENTS ... 8
• 목차 ... 10
• 제1장 연구개발과제의 개요 ... 12
• 제1절 연구개발의 필요성 ... 12
• 제2절 연구개발 범위 및 목표 ... 16
• 제2장 국내외 기술개발 현황 ... 17
• 제1절 국내 기술개발 현황 ... 17
• 제2절 국외 기술개발 현황 ... 22
• 제3장 연구개발수행 내용 및 결과 ... 28
• 제1절 장주기 초소형 원자로 노심개념 최적화 연구 ... 28
• 1. 장주기 초소형 원자로 예비 개념 도출 (1차년도) ... 28
• 2. 장주기 초소형 원자로 개념의 최적화 (2차년도) ... 34
• 3. 장주기 초소형 원자로 최종개념 ... 37
• 제2절 원자로 차폐성능 평가 및 폐기물 평가 ... 47
• 1. 최적화된 모듈원전의 차폐 및 폐기물 ... 47
• 2. 초소형 모듈원전 노심 주변기기의 방사화 ... 47
• 3. 모듈원전 차폐체에 따른 주변기기의 비방사능 평가 ... 50
• 3. 모듈원전 차폐성능 평가 ... 57
• 제3절 과도상태 노심 특성 분석 및 과도상태 해석 ... 60
• 1. GAMMA+ 코드를 이용한 일차계통 천이해석 플랫폼 구축 ... 60
• 2. 사고 시나리오 및 안전기준 선정 ... 63
• 3. GAMMA+ 코드를 이용한 초소형 모듈원전 모사 ... 66
• 4. 발전소정전사고 결과: Station BlackOut (SBO) ... 69
• 5. 냉각재상실사고 결과: Loss Of Coolant Accident (LOCA) ... 78
• 6. 스크램 실패 사고: Anticipated Transient Without Scram (ATWS) ... 86
• 7. 사고해석 평가 ... 90
• 제4장 목표달성도 및 관련분야에의 기여도 ... 92
• 제1절 목표 달성도 ... 92
• 제2절 관련분야에의 기여도 ... 96
• 제5장 연구개발결과의 활용계획 ... 97
• 제1절 초소형 원자로 장주기 노심개념 ... 97
• 제6장 연구개발과정에서 수집한 해외과학기술정보 ... 98
• 제7장 참고문헌 ... 99
• 끝페이지 ... 101