초록 ▼

○ 교육/훈련용 연구로 핵연료 개발
-연구로용 핵연료 기술개발과 관련된 국내외 개발현황 조사
-연구로용 핵연료 물성특성 및 노내성능 특성 자료 수집 및 분석
-분산형 U-Mo/Al 핵연료 열전도도 모델 개발 및 기지층 열전도도 측정
-핵연료 코드를 사용한 H-LPRR 연구로 핵연료 노내성능 검증 및 분석
-저출력 연구로 요구조건을 고려한 핵연료 설계도출 및 설계자료 구축

○ 원자력급 흑연 감속재/반사체 건전성 평가 기술 개발
-원자력급 흑연의 국내외 개발현황 조사
-원자력급 흑연의

○ 교육/훈련용 연구로 핵연료 개발
-연구로용 핵연료 기술개발과 관련된 국내외 개발현황 조사
-연구로용 핵연료 물성특성 및 노내성능 특성 자료 수집 및 분석
-분산형 U-Mo/Al 핵연료 열전도도 모델 개발 및 기지층 열전도도 측정
-핵연료 코드를 사용한 H-LPRR 연구로 핵연료 노내성능 검증 및 분석
-저출력 연구로 요구조건을 고려한 핵연료 설계도출 및 설계자료 구축

○ 원자력급 흑연 감속재/반사체 건전성 평가 기술 개발
-원자력급 흑연의 국내외 개발현황 조사
-원자력급 흑연의 노내성능 특성 자료 및 모델 수립
-유한요소해석을 통한 H-LPRR 연구로 조건에서의 원자력급 흑연 감속재/반사체 구조해석 수행
-구조해석 결과를 바탕으로 조사 건전성 평가

○ 알루미늄 합금 구조 재료 건전성 평가 기술 개발
-알루미늄 합금 구조 재료의 국내외 연구동향 및 개발현황 파악
-알루미늄 합금 구조 재료 물성 및 노내성능 자료 수집 및 분석
-알루미늄 합금 후보 재료 선정
-알루미늄 합금 중성자 조사 거동 모델 개발 및 H-LPRR 연구로 구조재 조사 열화 평가
-알루미늄 합금 부식 특성 평가 수행
-알루미늄 합금 구조재료 장기 건전성 평가

(출처 : 보고서 요약서 4p)

Abstract ▼

IV. Results of the R&D
1. Development of RR fuel property evaluation technology
■ In a world wide, U-Mo fuel has been researched and developed as next research reactor fuel.

■ USA, Russia, Europe and Korea have been developing dispersed U-Mo/Al fuel and many in-pile tests was done to pr

IV. Results of the R&D
1. Development of RR fuel property evaluation technology
■ In a world wide, U-Mo fuel has been researched and developed as next research reactor fuel.

■ USA, Russia, Europe and Korea have been developing dispersed U-Mo/Al fuel and many in-pile tests was done to prevent the formation of interaction layers between U-Mo and Al.

■ U-Mo, Al, and U-Mo/Al database constructions: thermal and mechanical material properties and in-pile data.

■ Al-Si alloy was manufactured and its thermal properties were measured: thermal diffusivity, specific heat capacity, thermal expansion

■ When Si are added in Al, while there is a remarkable decrease in thermal diffusivity, specific heat and thermal expansion does not show noticeable changes.

■ Thermal conductivity model of dispersed U-Mo/Al is developed.

■ Thermal conductivity of dispersed U-Mo/Al was calculated by using finite element method and the developed model considered U-Mo partice size and orientation.

■ In-core performances of UO₂ rod fuel in research reactor is evaluated: fuel temperature, cladding oxidation, rod internal pressure, etc.

■ Design data for UO₂ rod fuel are provided on the basis of PWR design manual: spring diameter, spring wire diameter, etc.

2. Irradiation integrity of graphite moderator/reflector
■ Research and development trends of nuclear graphite and aluminum structure material are analyzed.

■ Nuclear graphite database constructions: thermal and mechanical material properties and in-pile data.

■ Irradiation integrity of nuclear graphite was evaluated by adopting ABAQUS finite element method considering irradiation induced thermal and mechanical property degradations.

3. Irradiation & corrosion behavior of Aluminum
■ Aluminum alloy database constructions: thermal and mechanical material properties and in-pile data.

■ Irradiation hardening model for aluminum alloy was developed by using rate theory and FEM simulation was conducted.

■ To evaluate corrosion characteristics of aluminum alloy, corrosion test was conducted by using EIS equipment in a condition of room temperature and 80 ℃ with irradiation simulated samples.

■ With the results of irradiation degradation and corrosion, the aluminum structure materials in research reactor was evaluated.

(출처 : SUMMARY 9p)

목차 Contents

• 표지 ... 1제 출 문 ... 3보고서 요약서 ... 4요 약 문 ... 6SUMMARY ... 9목차 ... 12CONTENTS ... 14제1장 연구개발과제의 개요 ... 16 제1절 연구개발의 목적 ... 16 제2절 연구개발의 필요성 ... 16 제3절 연구개발의 범위 ... 18 1. 연구로 핵연료 재료 특성 평가 기술 개발 ... 18 2. 흑연 감속재/반사체 건전성 평가 기술 개발 ... 18 3. 알루미늄 중성자 조사 및 부식 특성 평가 ... 18제2장 국내외 기술개발 현황 ... 20 제 1 절 연구로 핵연료 기술개발 현황 ... 20 1. 분산형 U-Mo 핵연료 ... 20 2. Monolithic U-Mo 핵연료 ... 22 3. UO2 분산형 핵연료 ... 23 제2절 감속재/반사체 재료 기술개발 현황 ... 24 제3절 알루미늄 구조재 재료 개발 현황 ... 26제3장 연구개발 수행 내용 및 결과 ... 27 제1절. 연구로 핵연료 특성 자료 수집 및 분석 ... 27 1. 분산형 핵연료 물성 자료 정리 ... 27 2. 연구로 핵연료 노내 성능 자료 및 모델 분석 ... 41 3. U-Mo/Al 열전도도 모델 개발 ... 45 4. 분산형 핵연료 기지층 열물성 측정 결과 ... 51 제2절. H-LPRR 연구로 UO2 핵연료 설계 및 분석 ... 57 1. 핵연료 개념 설계 ... 58 2. 예비 설계 ... 61 3. 상세 설계 ... 74 제3절 감속재/반사체 재료 특성 및 건전성 평가 ... 76 1. 원자력급 흑연 물성 자료 및 모델 확립 ... 78 2. 원자력급 흑연의 조사 물성 자료 및 모델 확립 ... 84 3. 원자력급 흑연의 조사 건전성 평가 ... 94 제4절 알루미늄 구조 재료 조사 특성 평가 ... 117 1. 알루미늄 재료 특성 ... 117 2. 알루미늄 조사 열화 특성 ... 121 3. 알루미늄 부식 특성 ... 126 4. 알루미늄 조사 열화 모델링 ... 136 5. 알루미늄 구조재료 부식 모델링 자료 수집 및 평가 ... 145제4장 목표달성도 및 관련분야에의 기여도 ... 151 제1절 연구 개발 목표의 달성도 ... 151 제2절 관련 분야에의 기여도 ... 153제5장 연구개발결과의 활용제안 ... 155제6장 연구개발과정에서 수집한 해외과학기술정보 ... 157제7장 연구장비의 구축 및 활용 결과 ... 159제8장 참고문헌 ... 160부 록 1: ABAQUS 사용자 정의프로그램, UMAT ... 165끝페이지 ... 170