초록 ▼

이중냉각 환형 핵연료는 고출력 밀도가 가능한 경수로용 차세대 핵연료의 잠재력을 가지고 있다. 본 연구의 목표는 OPR1000 원자로와 구조적으로 완전히 양립되는 이중냉각핵연료 집합체 12x12를 고안하고, 이 핵연료가 장전되었을 경우 원자로 출력은 20% 증가시키면서 핵연료 온도는 30% 감소시킬 수 있는지에 대한 타당성을 평가하고 핵심 열수력 특성을 검증하는 것이다. 이를 위해 120% 출력노심(주기길이 12개월 및 18개월)에 대해 노심 핵설계, 노심 열수력설계 및 안전해석을 수행하였는데, 그 결과 각 분야별 주요 안전인자들이

이중냉각 환형 핵연료는 고출력 밀도가 가능한 경수로용 차세대 핵연료의 잠재력을 가지고 있다. 본 연구의 목표는 OPR1000 원자로와 구조적으로 완전히 양립되는 이중냉각핵연료 집합체 12x12를 고안하고, 이 핵연료가 장전되었을 경우 원자로 출력은 20% 증가시키면서 핵연료 온도는 30% 감소시킬 수 있는지에 대한 타당성을 평가하고 핵심 열수력 특성을 검증하는 것이다. 이를 위해 120% 출력노심(주기길이 12개월 및 18개월)에 대해 노심 핵설계, 노심 열수력설계 및 안전해석을 수행하였는데, 그 결과 각 분야별 주요 안전인자들이 핵연료 설계기준을 만족하는지 확인하였다. 이중냉각핵연료 노심의 타당성 평가를 위해 각 분야별 설계코드 체계도 구축하였다. 노심 열수력 설계 및 안전해석의 결과는 기존 원통형 핵연료 100% 출력노심 보다 안전여유도가 증가하는 것으로 나타났다. 아울러 기존 핵연료와 달리 이중냉각핵연료에서만 나타날 수 있는 열수력 관련 핵심 기술현안에 대해 해결방안을 제시하고 열수력 성능검증을 위한 유동실험 (압력손실, 유동혼합)을 수행하였다.

(출처 : 서지정보양식 373p)

Abstract ▼

For the core of current OPR1000, a 12x12 annular fuel array configuration was proposed through the evaluation of three candidates. And then fuel rod dimensions were optimized as 15.9 mm for outer diameter and 8.5 mm for inner diameter. A feasibility assessment of 120% core power along with the annul

For the core of current OPR1000, a 12x12 annular fuel array configuration was proposed through the evaluation of three candidates. And then fuel rod dimensions were optimized as 15.9 mm for outer diameter and 8.5 mm for inner diameter. A feasibility assessment of 120% core power along with the annular fuels was conducted including nuclear physics, core thermal-hydraulics and safety analyses for the typical accidents. For these work a set of design code package for annular fuel analyses were also established. According to the results, the annular fuel showed a potential of 20% power uprate with similar to or better than the conventional solid fuel in safety margin. In addition, some technical issues like heat split imbalance and inner channel blockage were investigated and resolved by means of annular pellet design and anti-inner channel blockage lower end cap, respectively. However, the irradiation test with annular fuel has to be acquired to substantiate our assumption particularly on the gap conductance variations. On the other hand, an impact of 20% power-uprate on NSSS and BOP was also investigated, and accordingly some components and parts need to be changed were identified. An economical benefit from the power-uprate was briefly estimated. It turned out that a huge amount of profit would be yielded even through considering the expense of large replacements in the equipments and parts, additional fuel cycle cost and extended overhaul period.
Due to the decrease in the fuel amount for the OPR1000 core with the dual-cooled fuel, the cycle length in Phase 1 study was limited to 12-month reduced from 18-month. In Phase 2 study, the core design and safety analysis with 18-month cycle were performed by increasing the U-235 enrichment above 5 w/o. The dual-cooled fuel core with 18-month cycle was found to be feasible and significantly improved the cycle economy. The experiments for the pressure drop and flow mixing also confirmed the hydraulic compatibility and performance of the dual-cooled fuel.

(출처 : BlBLIOGRAPHIC INFORMATION SHEET 374p)

목차 Contents

• 표지 ... 1
• 제출문 ... 2
• 보고서 요약서 ... 4
• 요약문 ... 6
• SUMMARY ... 13
• CONTENTS ... 17
• 목차 ... 19
• 표목차 ... 22
• 그림목차 ... 25
• 제1장 연구개발 과제의 개요 ... 34
• 제2장 국내·외 기술개발 현황 ... 37
• 제3장 연구개발수행 내용 및 결과 ... 40
• 3-1. 이중냉각핵연료 노심 타당성 평가 ... 40
• 제1절 이중냉각핵연료 집합체 형상 설계 ... 40
• 1.1. 이중냉각핵연료 최적배열 설계 ... 40
• 1.2. 이중냉각핵연료 제원 설계 ... 41
• 제2절 출력증강 20% 이중냉각핵연료 노심 타당성 평가 ... 41
• 2.1. 이중냉각핵연료 핵적 특성 평가 ... 41
• 2.2. 이중냉각핵연료 열수력 특성 평가 ... 42
• 2.3. 이중냉각핵연료 예비 LOCA 해석 ... 42
• 2.4. 냉각성능 향상을 위한 나노 냉각수 특성 시험장치 ... 43
• 2.5. 이중냉각핵연료 예비 노심 핵설계 ... 44
• 2.6. 이중냉각핵연료 예비 노심 열수력 설계 ... 45
• 2.7. 이중냉각핵연료 예비 Non-LOCA 해석 ... 46
• 2.8. 나노 냉각수 제조 및 물성치 분석 ... 47
• 2.9. 이중냉각 환형핵연료 출력증강 노심 기본설계 ... 47
• 2.10. 이중냉각핵연료 노심 타당성 평가 (120% 출력노심) ... 48
• 2.11. 나노 냉각수 열전달 시험 및 평가 ... 49
• 2.12. 이중냉각핵연료 기술현안 및 해결방안 ... 49
• 제3절 OPR1000 출력증강 20% 경제성 평가 ... 51
• 3.1. 이중냉각핵연료 경제성 평가 ... 51
• 3.2. 이중냉각핵연료 노심 경제성 예비 평가 ... 52
• 3.3. 이중냉각핵연료 노심 경제성 평가 ... 52
• 제4절 이중냉각핵연료 분석코드 체계 구축 ... 53
• 4.1. 이중냉각핵연료 노심 및 안전해석 코드 개선 ... 53
• 4.2. 이중냉각핵연료 노심 및 안전해석 코드 정비 ... 54
• 3-2. 출력증강 장주기 노심 핵적 특성 평가 ... 54
• 제1절 개요 ... 54
• 제2절 노심 설계 ... 55
• 2.1. 노심설계코드체계 ... 55
• 2.2. 12개월 주기 노심설계 ... 57
• 2.3. 18개월 주기 노심설계 ... 101
• 제3절 경제성 평가 ... 140
• 3.1. 고정비 ... 142
• 3.2. 핵연료 주기비 ... 144
• 3.3. 경제성 평가 ... 153
• 제4절 핵적 특성 결과 요약 ... 155
• 참고문헌 ... 156
• 3-3. 출력증강 장주기 노심 안전해석 평가 ... 157
• 제1절 개요 ... 157
• 1.1. 주요사고 안전해석 인자 선정 ... 157
• 1.2. 해석 방법 및 모델 ... 158
• 1.3. 정상상태 계산 ... 164
• 제2절 사고별 안전해석 ... 167
• 2.1. 냉각재유량완전상실사고 (LOFA) ... 167
• 2.2. 대형냉각재상실사고 (LBLOCA) ... 174
• 2.3. 주증기관파단사고 (MSLB) ... 187
• 2.4. 제어봉 이탈 사고 (REA) ... 211
• 제3절 안전해석 결과요약 ... 229
• 참고문헌 ... 231
• 3-4. 출력증강 장주기 노심 열수력 평가 및 핵심 열수력 특성 평가 실험 ... 232
• 제1절 개요 ... 232
• 제2절 노심 열수력 설계 ... 235
• 2.1. 이중냉각 핵연료 부수로 해석코드 (MATRA-AF) 개선 ... 235
• 2.2. 노심 열수력 설계 자료 ... 237
• 2.3. 노심 열수력 특성 분석 ... 252
• 2.4. 노심 열수력 최적설계 ... 264
• 2.5. 노심 열수력 설계 요약 ... 273
• 제3절 열수력 핵심기술개발 ... 274
• 3.1. 핵연료 유동 실험장치 ... 274
• 3.2. 압력손실 실험 및 평가 ... 279
• 3.3. 유동혼합 실험 및 평가 ... 288
• 3.4. 단일봉 실험 및 평가 ... 306
• 3.5. 내부수로 입구 막힘 대처기술 평가 ... 310
• 3.6. 봉다발 난류특성 최적 측정기술 개발 ... 317
• 3.7. 핵연료 양립성 평가 ... 326
• 3.8. 핵심기술 개발 요약 ... 330
• 제4절 전산유체역학 ... 331
• 4.1. 다상유동 전산유체해석(CMFD) 기술개발 ... 331
• 4.2. 봉다발 부수로 큰에디모사(LES) ... 354
• 제5절 열수력 결과요약 ... 361
• 참고문헌 ... 362
• 제4장 목표달성도 및 관련분야에의 기여도 ... 364
• 1. 목표 달성도 ... 364
• 2. 관련분야에의 기여도 ... 367
• 제5장 연구개발결과의 활용계획 ... 368
• 제6장 연구개발과정에서 수집한 해외과학기술정보 ... 369
• 제7장 연구시설·장비 현황 ... 370
• 제8장 참고문헌 ... 371
• 서지정보양식 ... 373
• BIBLIOGRAPHIC INFORMATION SHEET ... 374
• 끝페이지 ... 375