초록 ▼

본 연구는 교육용 연구로에 쓰이게 될 연구로 핵연료, 반사체, 구조 재료 및 제어봉에 대한 물성 자료 확보 및 노내 성능을 평가하며, 연구로 핵연료 설계 자료 제공하고 반사체, 구조 재료, 제어봉의 노내 특성 모델을 수립하고 이에 따른 건전성 평가 기술을 개발하는 것을 목표로 하고 있음. 이번 단계에서는 국내, 국외 개발 현황 조사 및 물성자료 및 노내 특성 자료 확보를 목표로 연구를 진행하였음.
1. 연구로 핵연료
○ 최근 U-Mo/Al 핵연료의 개발을 위해서 많은 연구가 진행되고 있음. 미국의 주도하에 프랑스, 러시아

본 연구는 교육용 연구로에 쓰이게 될 연구로 핵연료, 반사체, 구조 재료 및 제어봉에 대한 물성 자료 확보 및 노내 성능을 평가하며, 연구로 핵연료 설계 자료 제공하고 반사체, 구조 재료, 제어봉의 노내 특성 모델을 수립하고 이에 따른 건전성 평가 기술을 개발하는 것을 목표로 하고 있음. 이번 단계에서는 국내, 국외 개발 현황 조사 및 물성자료 및 노내 특성 자료 확보를 목표로 연구를 진행하였음.
1. 연구로 핵연료
○ 최근 U-Mo/Al 핵연료의 개발을 위해서 많은 연구가 진행되고 있음. 미국의 주도하에 프랑스, 러시아 및 국내에서 조사 실험이 진행되고 있음.
○ 개발 중인 U-Mo/Al 핵연료로는 fuel meat에 따라서 Monolithic과 Dispersion 형이 있으며 핵연료 모형에 따라 봉형과 판형이 있음.
○ U-Mo/Al 핵연료의 최근 현안은 U-Mo와 Al 사이에 반응층의 형성에 따른 blistering현상임. 이는 핵연료의 파손을 야기할 수 있음.
○ 반응층 생성을 억제하기 위해서 많은 연구가 진행 중에 있으며, IRIS, RERTR, AFIP등의 실험에서 Al에 Si를 첨가하였을 경우에 반응층 생성이 억제 되는 것을 발견함.
○ 또한, 국내 KOMO-5 실험에 따르면 Nitride/Silicide 코팅이 반응층 생성을 억제하는데 효과적이며 U-Mo에 Ti나 Zr같은 물질을 섞어 주었을 때 더 좋은 조사 성능을 보이는 것으로 보임.
○ 교육용 연구로 핵연료에 사용이 가능한 핵연료는 U-Si 계열의 U₃Si, U₃Si₂와 현재 개발 중인 U-Mo 계열이 가능할 것으로 보임.
○ U₃Six, USi, U₃Si₂의 팽윤정도는 아주 안정적이지만, U₃Si 핵연료 입자는 대략 4.5×10²¹f/cm³ (∼65% ²³⁵U Burn-up for LEU) 이상부터 매우 불안정한 팽윤 거동을 보이며 이 때 과도팽윤(breakaway swelling)이 발생함.
○ U₃Si/Al 및 U₃Si는 U-밀도를 일정량까지 높일 수 있으나 팽윤 현상이 어느 정도 연소후에 심각히 일어나 판형 연료로는 부적합하고 봉형 연료로만 사용할 수 있다. U₃Si₂로 U-밀도를 일정량까지 높일 수 있으며 조사 거동이 비교적 안정적이다.
○ U-Mo 핵연료의 팽윤정도 역시 U-Si의 팽윤 식처럼 핵분열밀도를 통해서 기술이 가능함. 특히 U-Mo의 가스 기포 성장에 의한 팽윤거동에는 명확히 구분되는 두 개의 팽윤 속도 영역이 존재하는데, 이는 저연소도에서는 느리다가 고연소도에서는 매우 급격히 빨라지는 거임.
○ 이런 급속한 변화가 일어나는 이유는 γ 상 U-Mo의 결정립 미세화 또는 재결정화가 일어나기 때문임. 이러한 과도(過渡)가 일어난 후, 가스 기포 응집이 가속화되어, 이는 팽윤 속도를 빠르게 함.
○ 핵연료 재장전 주기 200일 운전 가정 시 3년 이상, 평균 연소도 60% 정도, 250kW출력이며 중성자속 11.0×10¹³n/cm³/sec 성능의 연료 후보로 U-Si 계열의 U₃Si 연료, U₃Si₂ 봉형 혹은 판형, 현재 개발 진행 중인 U-Mo 합금 연료를 들 수 있음. 이 중 세계적 추세와 우리나라의 보유 기술의 우선적 활용을 고려하여 U-Mo/Al dispersion 연료를 사용하는 것이 현재 지침임. U-Mo/Al 연료는 위와 같은 원자로 운영 조건을 만족시키며, 그 안정성 또한 세계 여러 기관의 연구에 의해 입증되고 있음.

2. 감속재/반사체 재료 특성자료 수집
(1) 원자력급 흑연 감속재/반사체
○ 원자로에 사용되는 흑연은 중성자 감속 효과가 우수하며 값이 싸기 때문에 주로 열중성자를 이용하는 원자로 내부 구조물의 반사체 및 감속재에 적용됨.
○ 원자로에 사용되는 흑연은 일반 상업 흑연보다 순도나 물성이 더 뛰어난 원자로급 흑연을 사용하며, 이것들은 뛰어난 열적-기계적 성질과 좋은 감속 특성을 보유함.
○ 흑연은 대표적인 이방성 물질이기 때문에 제조 공정에 따라서 흑연의 등방성에 크게 영향을 받으며, HIP 방법이 가장 좋은 등방성을 만드는 것으로 알려져 있음.
○ 원자력급 흑연은 상당히 Brittle한 물질이며, 흑연의 파괴 변형률(fracture strain)은 0.2% 수준으로 알려져 있음. 원자력급 흑연은 Mrozowski cracks와 같은 고유 microcracks 때문에 일반적으로 비선형 응력 변형 곡선을 보여줌.
○ 흑연은 열적 크리프에 대해서 매우 강한 저항성을 가지고 있으며, 1100℃ 이하에서는 열적 크리프가 거의 일어나지 않는다고 알려져 있음.
○ 원자로에서 흑연은 산소나 물 등에 누출되어있으며, 이데 따른 흑연의 산화 반응은 물성 저하를 야기하므로 감속재나 반사체 설계 시 중요시되는 관심사 중 하나임. 하지만, 600℃이하의 온도에서는 산화 반응이 심각하지 않는 것으로 보임. 그러므로 연구로 조사환경에서 흑연의 산화 반응은 크게 작용하지 않을 것으로 보임.
○ 중성자 조사는 흑연의 치수 변화를 야기하며, 결정구조의 c-축 방향으로 팽창하고,a-축 방향으로는 수축이 일어남. 이는 조사 온도에 따라 거동이 달라지며, 온도가 낮을수록 심하다.
○ 원자력급 흑연의 열전도도는 증가하는 중상자 조사량에 따라서 빠르게 감소하는 것으로 알려졌으며, 중성자 조사 후 열전도도 값은 20-30 Wm^-1K^-1정도로 조사 전 열전도도가 100-200 Wm^-1K^-1것에 비해서 상당히 낮아짐.
○ 원자력급 흑연의 조사 크리프에 대한 데이터가 상당히 부족한 실정이며, 중성자 조사에 따른 체적변화로부터 Maxwell model 과 Kelvin model을 기반으로 하여 표현이 됨.
○ 중성자 조사를 받게 되면 흑연의 격자구조 내에 열적으로 불안정한 에너지가 생성되며, 저온에서는 이러한 에너지의 누적이 상당함. 이는 150~200℃ 정도에서 상당한 방출비를 보이므로, 적절한 가열냉각 공정이 이루어지지 않는다면 원자로 사고로 이어질 수 있음.

(2) 베릴륨 감속재/반사체
○ 베릴륨은 열적-기계적 특성이 우수하여 주로 열중성자로에서 반사체로 사용이 되며,원자로에 사용되는 베릴륨은 특히 열적-기계적 특성이 우수한 것으로 BeO, Fe, Al등의 불순물이 적으며 등방성이 우수하며 결정립 크기가 작음.
○ 베릴륨의 낮은 밀도와 높은 탄성 계수는 베릴륨이 높은 비강성을 갖으며 낮은 열팽창 계수와 높은 열전도도는 원자로에 사용하기 적절함. 하지만 중성자 조사를 받게되면 조사 손상에 의한 결함들이 생성되고, 이는 상당한 물성 저하를 야기함.
○ 베릴륨은 중성자와 반응하여 핵변환을 통해 많은 양의 헬륨과 삼중수소를 만들어내며 상당한 수준의 기체유발 팽윤과 물성 저화가 발생함.
○ 중성자 조사는 베릴륨의 열전도도를 상당히 감소시키며 70℃의 조사 온도에서조사량이 (2-3)×10²²cm^-2 부근에서 50Wm^-1K^-1정도에서 수렴하는 것으로 관찰됨.
○ 중성자 조사는 상당한 베릴륨의 취성 강도 저하를 야기하며 (0.8-1.8)×10²²cm^-2까지 상당한 감소를 보이고 이후에 수렴하는 양상을 보임.
○ 베릴륨의 조사 크리프에 대한 중성자 조사 실험이 거의 존재하지 않음. 43 정도에서 얻은 조사 크리프 데이터가 유일함.

3. 하프늄 제어봉 및 지르코늄 안내관 조사 특성 평가
○ 하프늄과 지르코늄은 부식거동과 중성자 반응 측면에서 매우 뛰어난 성질을 가지고 있어 지르코늄(0.18 barn)은 핵연료 집합체나 연료봉의 구조 재료로 쓰이며 하프늄(102 barn)의 경우 중성자 흡수체로서 제어봉의 재료로 쓰임.
○ 하프늄 및 지르코늄의 뛰어난 조사거동에도 불구하고 조사손상에 의한 물리적, 기계적 물성이 저하되며 조사성장(grwoth) 현상을 보이는데 80 ℃환경의 annealed zircaly-2 합금의 경우 50 x 10²⁴n/m² 조사량에서 7-8 x 10^-4 로 조사성장이 포화되었음.
○ 하프늄 및 지르코늄의 조사성장은 온도와 조사량에 따라 결정되어 지며 조사량의 증가에 따라 조사성장이 포화된 이후 다시 가속되는 현상을 보였음.
○ 하프늄 및 지르코늄은 기계적 특성 변화 측면에서 조사량에 따라 경화(hardening)거동을 보였으며 연구로 온도 영역 (<100 ℃)에서 더욱 심한 경화 현상(63% 항복강도 증가)을 보였다.
○ 하프늄 및 지르코늄의 조사손상의 근간은 미세조직 관찰을 통한 전위루프의 생성과 성장 거동 비교를 통해 인식 가능함.

( 출처 : 요약서 4p )

Abstract ▼

IV. Results of the R&D
○ Investigated the status of international research on the research reactor fuel which includes uranium silicide fuel, U-Mo dispersion type fuel and U-Mo monolithic fuel.
○ Currently main technical issue is the blistering failure of the plate type fuel at high burnup (BU

IV. Results of the R&D
○ Investigated the status of international research on the research reactor fuel which includes uranium silicide fuel, U-Mo dispersion type fuel and U-Mo monolithic fuel.
○ Currently main technical issue is the blistering failure of the plate type fuel at high burnup (BU) and ahigh power and different research groups, US (ANL, INL and others), European group (CEA, CERCA, Cogema, Framatome-ANP and others), Russian group and KAERI, are working for various ideas to solve this problem.
○ Different fuel types, silicide dispersion type and U-Mo dispersion type, and different shapes, rod type and plate type, are considered for the irradiation performance, fuel integrity and safety and rod type U-Mo/Al dispersion fuel was chosen.
○ Beryllium and graphite reflector/moderator materials were investigated for their basic material properties and properties change under irradiation.
○ The properties are modelled for some performance variables and collected together into a technical report and 2 technical reports are prepared.
○ The properties change due to neutron irradiation of zirconium and hafnium are modelled with computer simulation technique and the review results were reported as a paper.

( 출처 : SUMMARY 12p )

목차 Contents

• 표지 ... 1
• 제 출 문 ... 3
• 보고서 요약서 ... 4
• 요 약 문 ... 8
• SUMMARY ... 11
• CONTENTS ... 15
• 목차 ... 19
• 제1장 개 요 ... 22
• 제1절 연구개발의 목적 ... 22
• 제2절 연구개발의 필요성 ... 22
• 제3절 연구개발의 범위 ... 23
• 1. 연구로 핵연료 재료 특성 평가 기술 개발 ... 23
• 2. 연구로 반사체 재료/구조 재료 건전성 평가 기술 개발 ... 23
• 3. 제어봉 및 제어봉 안내관 사각튜브 제작 기반기술 개발 ... 24
• 제2장 국내외 기술개발 현황 ... 25
• 제1절 연구로 핵연료 기술개발 현황 ... 25
• (가) 미국 RERTR 프로그램 ... 25
• (나) 프랑스 U-Mo 그룹 ... 27
• (다) 러시아 프로그램 ... 29
• (라) AFIP 프로그램 ... 33
• (마) 한국 KOMO test 프로그램 ... 34
• 제2절 감속재/반사체 재료 기술개발 현황 ... 37
• (가) 흑연 감속재/반사체 재료 ... 37
• (나) 베릴륨 감속재/반사체 재료 ... 38
• 제3절 하프늄 제어봉 및 지르코늄 안내관 기술개발 현황 ... 42
• 제3장 연구개발 수행 내용 및 결과 ... 43
• 제1절 연구로 핵연료 개발동향 자료 수집 및 분석 ... 43
• (가) 전반적인 개발 현황 ... 43
• (나) 최근의 연구개발 현황 ... 44
• (다) 최근의 주요 현안 ... 45
• (라) UO2/Al 핵연료 개발 ... 47
• (마) 국내 및 국제 세미나 참석 및 전문가와 자문내용 ... 47
• 제2절 감속재/반사체 재료 특성자료 수집 및 분석 ... 55
• (가) 감속재/반사체 재료 ... 55
• (나) 원자력급 흑연의 성능 평가 ... 57
• (다) 베릴륨 반사체/감속재의 성능 평가 ... 86
• 제3절 하프늄 제어봉 및 지르코늄 안내관 조사 특성 평가 ... 113
• (가) 하프늄 및 지르코늄 재료 특성 ... 113
• (나) 하프늄 및 지르코늄 미세조직 특성 및 모델 ... 116
• (다) 지르코늄 및 하프늄 조사성장 특성 및 모델 ... 123
• (라) 지르코늄 및 하프늄의 기계적 특성 ... 136
• (마) 지르코늄 및 하프늄의 부식 특성 ... 139
• (바) 이론적 조사 성장 모델링 ... 142
• (사) 조사손상이론 (Radiation Damage Theory, RDT) ... 146
• 제4절 대학연구로용 핵연료의 분석 ... 149
• (가) Uranium silicide(U-Si) 연료 ... 150
• (나) Uranium Molybdenum 연료 ... 169
• (다) 신규 대학원자로의 핵연료 분석 ... 180
• 제4장 목표달성도 및 관련분야에의 기여도 ... 183
• 제1절 연구로 핵연료 재료 특성 평가 기술 개발 ... 183
• (가) 목표 달성도 ... 183
• (나) 관련 분야에의 기여도 ... 184
• 제2절 연구로 반사체 재료/구조 재료 건전성 평가 기술 개발 ... 184
• (가) 목표 달성도 ... 184
• (나) 관련 분야에의 기여도 ... 186
• 제3절 하프늄 제어봉 및 지르코늄 안내관 조사 특성 평가 ... 186
• 제5장 연구개발결과의 활용제안 ... 188
• 제1절 연구로 핵연료 재료 특성 평가 기술 개발 ... 188
• 제2절 연구로 반사체 재료/구조 재료 건전성 평가 기술 개발 ... 188
• 제3절 하프늄 제어봉 및 지르코늄 안내관 조사 특성 평가 ... 189
• 제6장 참고문헌 ... 190
• 끝페이지 ... 204