초록 ▼

지난 5년간의 연구를 통해, 졸-겔 연료핵 액적제조 공정을 포함한 6개 단위공정과 장치, 그리고 수반되는 제조실험 변수들의 최적화 연구를 통해 20g-U/batch 규모의 UO₂ 연료핵입자 제조 공정을 확보하였다. 또한, 증착온도, 코팅개스 유량변화 실험 등 다양한 변수 실험을 바탕으로 UO₂ 연료핵 입자를 이용한 SiC TRISO 연속증착 공정 기술을 확립, UO₂-SiC TRISO 피복입자핵연료 시제품을 제조하였다. 2009년에 시작한 핵연료체 제조실험 연구를 통해, 실

지난 5년간의 연구를 통해, 졸-겔 연료핵 액적제조 공정을 포함한 6개 단위공정과 장치, 그리고 수반되는 제조실험 변수들의 최적화 연구를 통해 20g-U/batch 규모의 UO₂ 연료핵입자 제조 공정을 확보하였다. 또한, 증착온도, 코팅개스 유량변화 실험 등 다양한 변수 실험을 바탕으로 UO₂ 연료핵 입자를 이용한 SiC TRISO 연속증착 공정 기술을 확립, UO₂-SiC TRISO 피복입자핵연료 시제품을 제조하였다. 2009년에 시작한 핵연료체 제조실험 연구를 통해, 실험실 규모의 연료체 제조 설비 및 기초 기술을 확보하고 조사시험에 대비한 펠렛 타입 모의시편을 제조하였다.
제조기술 연구와 더불어, 입자 구형도, 피복층의 이방성, 밀도, SiC 결함, 연료체 충진률 및 균질도 등 제조 실험 결과물의 품질 검사를 위한 검사장치를 제작하고 피복입자핵연료 고유의 품질검사 기술을 확립하였다.
2012년으로 계획된 조사시험을 위해 조사위치 분석 및 발열량 계산을 수행하였으며, 연소 안전성 검증을 목적으로 하나로 조사시험 조건을 모사하는 열적모사시험을 수행하였다. 노외시험용 조사장치를 설계, 제작하고, 하나로 유동관 조건에서의 압력강하시험, 내구성시험, 진동시험 등을 수행하여 피복입자 핵연료 조사시험장치의 적합성을 확인하였다.
정상및 과도 상태에서 고온가스로 핵연료의 온도, 응력을 해석하고, 피복입자 파손율 및 핵분열생성물 이동 등을 모사하는 컴퓨터 코드 COPA를 자체 개발하였다. IAEA CRP-6 혹은 미국 등 선진국 코드와의 벤치마킹을 통해 코드를 검증하였으며, 미국 DOE 심층연소(Deep-burn) 고온가스로 프로젝트에 참여, COPA 코드를 이용하여 심층연소 핵연료의 성능을 평가함으로써 코드의 우수성을 입증하였다.
프랑스(CEA), 일본 (JAEA) 등과 함께 네덜란드의 HFR 연구로를 이용한 PYCASSO 국제공동 조사시험에 참여, KAERI가 제조한 시편에 대한 조사시험을 완료하였다. 피복입자핵연료의 특성 및 분석 기법에 대한 국제공동연구 프로그램인 IAEA CRP-6에 참여하여 KAERI, ORNL 등이 자체 제조한 기준시료를 제공하고, 일본, 프랑스 등 8개의 회원국이 자국의 기술로 기준시료의 특성을 분석, 비교하였다.

(출처 : 서지정보양식 418p)

Abstract ▼

Ammonia contacting method for prehardenning the surfaces of ADU liquid droplets and the ageing/washing/drying method and equipment for spherical dried-ADU particles were improved and tested with laboratory sacle. After the improvement of fabrication process, the sphericity of UO₂ kernel o

Ammonia contacting method for prehardenning the surfaces of ADU liquid droplets and the ageing/washing/drying method and equipment for spherical dried-ADU particles were improved and tested with laboratory sacle. After the improvement of fabrication process, the sphericity of UO₂ kernel obtained to 1.1, and the sintered density and O/U ratio of final UO₂ kernel were above 10.60g/cm³. 2.01 respectively. Defects of SiC coating layer could be minimized by optimization of gas flow rate. The fracture strength of SiC layer increased from 450 MPa to 530 MPa by controlling the coating defects. An effort was made to develop the fundamental technology for the fuel element compact for use in High Temperature Gas-cooled Reactor (HTGR) through an establishment of fabrication process, required materials and process equipment as well as performing experiments to identify the basic process conditions and optimize them. Thermal load simulation and verification experiments were carried out for an assesment of the design feasibility of the irradiation rod. Out-of-pile testing of irradiation device such as measurement of pressure drop and vibration, endurance test was performed and the validity of its design was confirmed. A fuel performance analysis code, COP A has been developed to calculate the fuel temperature, the failure fractions of coated fuel particles, the release of fission products. The COP A code can be used to evaluate the performance of the high temperature reactor fuel under the reactor operation, irradiation, heating conditions. KAERI participated in the round robin test of IAEA CRP-6 program to characterize the diameter, sphericity, coating thickness, density and anisotropy of coated particles provided by Korea, USA and South Africa. QC technology was established for TRISO-coated fuel particle. A method for accurate measurement of the optica anisotropy factor for PyC layers of coated particles was developed. Technology and inspectioin procedures for density measurement of the coated particles was developed. The bum-leach technology for SiC defect inspection was developed. The important participation in the GIF international collaboration from Korea includes the PYCASSO irradiation program and the IAEA CRP-6 cooridated program.

(출처 : BIBLIOGRAPHIC INFORMATION SHEET 419p)

목차 Contents

• 표지 ... 1
• 제출문 ... 3
• 보고서 요약서 ... 4
• 요약문 ... 5
• Summary ... 15
• CONTENTS ... 23
• 목차 ... 26
• 표목차 ... 31
• 그림목차 ... 34
• 제1장 연구개발과제의 개요 ... 46
• 제1절 연구개발의 목표 ... 46
• 1. 최종목표 ... 46
• 2. 단계목표 ... 46
• 제2절 연구개발의 필요성 ... 46
• 1. 기술적 측면 ... 46
• 2. 경제, 산업적 측면 ... 46
• 3. 사회, 문화적 측면 ... 46
• 제3절 연구개발의 범위 ... 47
• 1. 구형 UO₂연료핵입자 제조기술 최적화 및 공정개선 ... 47
• 2. 피복입자핵연료 코팅기술 최적화 및 특성평가 ... 48
• 3. 핵연료체(fuel element) 제조 기초기술개발 ... 48
• 4. 피복입자핵연료 QC 기술기반 구축 및 기술 확립 ... 49
• 5. 피복입자 핵연료 Qualification 및 조사시험 기술개발 ... 49
• 6. 피복입자핵연료 성능모델개발 ... 50
• 7. Generation-IV International Forum 공동연구 참여 ... 50
• 제2장 국내외 기술개발 현황 ... 52
• 제1절 국내기술개발 현황 ... 52
• 제2절 국외기술개발 현황 ... 54
• 1. 피복입자 핵연료 제조 공정기술 현황 ... 54
• 가. 연료 형태 ... 54
• 나. UO₂연료핵 입자 제조 현황 ... 55
• 다. 피복기술 현황 ... 69
• 2. 피복입자핵연료 성능분석 코드 및 조사시험 ... 78
• 3. 피복입자 핵연료 검사기술 ... 79
• 가. 프랑스 ... 79
• 나. 미국 ... 79
• 제3장 연구개발 수행 내용 및 결과 ... 80
• 제1절 구형 UO₂연료핵입자 제조기술 최적화 및 공정개선 ... 80
• 1. 연료핵 제조기술 최적화 및 특성분석기술개발 ... 80
• 가. 구형 UO₂연료핵 입자 제조기술 최적화 ... 80
• 나. UO₃열처리공정 특성 연구 ... 89
• 다. UO₂ 연료핵 입자 소결공정 개발 ... 98
• 라. UO₂연료핵 입자 제조공정 흐름도 및 공정간 최적관계 ... 103
• 마. 결론 ... 112
• 2. 구형 UO₂연료핵입자 제조공정 개선 ... 113
• 가. UO₂연료핵 소결특성 개량 및 ADU입자 제조공정개선 ... 113
• 나. 개량 핵연료입자 기술분석 ... 128
• 다. UO₂연료핵입자 제조 및 분말특성 분석 ... 136
• 라. UO₂연료핵입자 제조공정 확립 및 연료핵입자 특성평가 ... 141
• 마. 결론 ... 149
• 제2절 피복입자핵연료 코팅기술 최적화 및 특성평가 ... 150
• 1. 서론 ... 150
• 2. SiC TRISO 입자 코팅기술 확립 및 특성평가 ... 153
• 가. 열분해 탄소 피복층 증착공정 최적화 및 특성평가 ... 153
• 나. 증착온도 변수에 따른 SiC 피복층 특성 최적화 ... 157
• 다. 가스유량 변수에 따른 SiC 피복층 특성 최적화 ... 164
• 라. SiC 피복층 저온코팅 공정 평가 ... 171
• 마. 2인치 bed SiC TRISO 입자 연속증착공정 최적화 ... 171
• 바. UO₂ 연료핵 SiC TRISO 피복층 증착공정 확립 ... 174
• 3. ZrC TRISO 입자 코팅공정 최적화 및 특성평가 ... 180
• 가. 평판형 기판에서 ZrC 코팅공정 최적화 ... 180
• 나. ZrC TRISO 연속증착공정 변수시험 및 ZrC/PyC 계면특성 평가 ... 194
• 다. ZrC TRISO 입자 코팅공정 최적화 및 특성평가 ... 196
• 4. 결론 ... 205
• 제3절 핵연료체(fuel element) 제조 기초기술개발 ... 207
• 1. 서론 ... 207
• 2. Matrix graphite 분말 처리기술개발 ... 208
• 가. 서론 ... 208
• 나. 실험 방법 ... 209
• 다. 실험 결과 및 고찰 ... 213
• 3. 모의피복입자를 이용한 핵연료체 제조기술개발 ... 223
• 가. 서론 ... 223
• 나. Overcoating 공정 개발 ... 223
• 다. 성형체 제조공정 개발 ... 225
• 라. 성형체의 열처리공정 개발 ... 227
• 4. 결론 ... 238
• 제4절 피복입자핵연료 QC 기술기반 구축 및 기술 확립 ... 239
• 1. 피복층 특성 분석 ... 239
• 가. 개요 ... 239
• 나. PSA에 의한 모의 피복입자 외경 및 구형도 측정 ... 239
• 다. 모의 피복입자 피복층 두께 측정 ... 248
• 라. 모의 피복입자 PyC 피복층 광학적 이방성 측정 ... 251
• 마. 피복입자 SiC 피복층 밀도 측정 ... 257
• 2. 품질관리 기준 ... 264
• 가. 피복입자핵연료 시험검사 기준 ... 264
• 3. 품질검사 지침서 ... 264
• 가. X-선을 이용한 피복입자 피복층 두께 검사 지침서 ... 264
• 나. PSA를 이용한 피복입자 검사 지침서 ... 270
• 다. 피복입자 PyC 피복층 광학적 이방성 검사 지침서 ... 272
• 라. 피복입자 피복층 밀도 검사 지침서 ... 275
• 4. 품질관리시스템 구축 방안(연구용역) ... 278
• 가. 연구용역 명 ... 278
• 나. 수행기관 ... 278
• 다. 용역 수행 내용 ... 278
• 5. 핵연료 특성 분석 및 결함 검사 기술 개발 및 확립 ... 293
• 가. UO2-SiC 피복입자핵연료 특성 분석 ... 293
• 나. PyC 피복층 광학적 이방성 정밀측정 기술 개발 ... 306
• 다. 피복층 밀도 측정 기술 개선 ... 318
• 라. SiC 피복층 결함검사 기술 개발 ... 332
• 마. 연료체 품질검사 기초 기술 개발 ... 347
• 제5절 피복입자 핵연료 Qualification 및 조사시험 기술 개발 ... 353
• 1. 하나로 조사시험 기술개발 ... 353
• 가. 서론 ... 353
• 나. 피복입자 핵연료 조사조건 상세 분석 (하나로 출력 300MW, OR 조사공) ... 354
• 다. 피복입자 핵연료 조사시험봉 구조 상세설계 ... 356
• 라. 하나로 조사시험 계획서 초안 작성 ... 362
• 2. 피복입자 핵연료 조사시험 요건분석 및 조사장치 개념설계 ... 363
• 가. 피복입자 핵연료 조사시험 요건분석 ... 363
• 나. 피복입자 핵연료 조사장치 설계 ... 363
• 3. 조사시험봉 열적모사시험 ... 364
• 가. MgO 카트리지 발열체를 이용한 열적 모사시험 및 온도 해석 ... 365
• 나. 흑연 발열체를 이용한 열적 모사시험 및 온도 해석 ... 373
• 4. 노외시험용 피복입자 핵연료 조사장치 설계/제작 및 노외시험 ... 386
• 가. 피복입자 핵연료 조사장치 설계 및 제작 ... 386
• 나. 피복입자 핵연료 조사장치(노외시험용) 설계 개선 ... 386
• 다. 피복입자 핵연료 조사장치 노외시험 ... 388
• 제6절 피복입자핵연료 성능분석 코드 개발 ... 392
• 1. 서론 ... 392
• 2. 핵연료 온도분포 ... 392
• 가. 피복입자 ... 392
• 나. 핵연료 ... 393
• 3. 피복입자 내부의 기체압력 ... 393
• 4. 피복입자 파손율 ... 393
• 5. 핵분열생성물 방출 ... 394
• 가. 피복입자 ... 394
• 나. 페블 ... 394
• 다. 핵연료블럭 ... 394
• 6. 결론 ... 395
• 제7절 Generation-IV International Forum (GIF) 공동연구 참여 ... 395
• 1. 개요 ... 395
• 2. 국내 수행 연구 및 예산 ... 396
• 가. 수행 연구 및 현황 ... 397
• 나. WP 2 내의 Task 2.1. (Identification and Measurement of Critical M.P.) 조사시험 ... 398
• 다. WP 2 내의 Task 2.3. (Characterization technique of Fuel Attribute) 수행을 위한 IAEA CRP-6 참여 ... 400
• 제4장 목표달성도 및 관련분야에의 기여도 ... 401
• 제5장 연구개발결과의 활용계획 ... 404
• 제6장 연구개발과정에서 수집한 해외 과학기술정보 ... 405
• 제7장 연구시설·장비 현황 ... 406
• 제8장 참고문헌 ... 408
• 서지정보양식 ... 418
• BIBLIOGRAPHIC INFORMATION SHEET ... 419
• 끝페이지 ... 420