초록 ▼

제4세대 원자력시스템으로서 기술목표를 달성하는 고유개념으로서 자체순환로(1,200MWe) 와 연소로(600MWe)개념을 도출하였다. 자체순환로에서는 농축도 분리노심，2-루프，이중벽 증기발생기, 원자로내부 가동중검사 장수명 센서시스템 등의 고유개념을 설정하였으며, 연소로로는 안전성을 확보하면서 TRU 연소를 극대화한 노심모형을 개발하였다. 설정된 고유개념을 기반으로 인허가 가능기술을 적용하여 TRU 연소 실증로 개념설계를 개발하였다. 실증로 개념은 U235 농축도 20 w/o이하 우라늄 초기노심에서 점진적으로 경수로 사용 후핵연료 내

제4세대 원자력시스템으로서 기술목표를 달성하는 고유개념으로서 자체순환로(1,200MWe) 와 연소로(600MWe)개념을 도출하였다. 자체순환로에서는 농축도 분리노심，2-루프，이중벽 증기발생기, 원자로내부 가동중검사 장수명 센서시스템 등의 고유개념을 설정하였으며, 연소로로는 안전성을 확보하면서 TRU 연소를 극대화한 노심모형을 개발하였다. 설정된 고유개념을 기반으로 인허가 가능기술을 적용하여 TRU 연소 실증로 개념설계를 개발하였다. 실증로 개념은 U235 농축도 20 w/o이하 우라늄 초기노심에서 점진적으로 경수로 사용 후핵연료 내 TRU를 장전하여 최종적으로 순수 닫힌 핵연료주기를 채택하는 노심모형과 독자 개발한 비상전원 상실시에도 원자로의 안전성을 확보하는 피동잔열제거계통을 채택하였으며, 원자로용기 및 내부구조물의 단순화 등을 꾀하였다.

선진기술 개발 분야에서는 초임계 CO₂ Brayton Cyde 실용화를 위한 운전제어논리와 낮은 압력손실의 열교환기 개념, 불투명한 고온 소듐 환경에 적용할 수 있는 소듐중 웨이브가이드 센서와 이를 적용하기 위한 소듐중 원자로내부손상검사 시스템과 프로그램을 개발하였다. 이외에도 금속연료심 제조 중력주조장치를 설계•제작하여 U-Zr합금 연료심 시제품을 제조하였으며, HT9 피복관 예비 시제품도 제조하였다.

기술기반 개발 분야에서는 단면적 기인 노심설계인자 불확실도를 저감하는 단면적 보정 전산코드(ATCTOSS), MATRA-LMR 코드-고온열수로계수 연계 부수로 기반 불확실도 평가모듈, 60년 설계수명의 실증로 고온구조설계 평가절차 전산화 프로그램 ASME-NH 및 풀형 SFR의 안전성 평가 전산코드 MARS-LMR의 열유체 모델과 반응도 모델 등의 전산코드를 개발•검증하였으며, 노심 고유개념 실증 및 인허가용 노물리 실험자료 축적을 위한 저전환비 노물리 실험을 수행하였다. 또한 소듐기술로서 콜드트랩을 이용한 소듐 불순물 측정 및 제어기술, 증기발생기에서의 소듐 누출에 따른 소듐-물 사고 전파모델, 소듐처리장치를 이용한 사용후 소듐처리공정 등을 개발하였다.

(출처 : 서지정보양식 635p)

Abstract ▼

The advanced concepts, for the breakeven reactor(1,200MWe) and TRU burner(600MWe), were defined to satisfy the technology goals of Generation IV nuclear systems. Based on the advanced design concepts, a conceptual design of the demonstration SFR has been developed using the available licensing techn

The advanced concepts, for the breakeven reactor(1,200MWe) and TRU burner(600MWe), were defined to satisfy the technology goals of Generation IV nuclear systems. Based on the advanced design concepts, a conceptual design of the demonstration SFR has been developed using the available licensing technology. The conceptual core design has been deveioped for the TRU burner in which an initial core is fueled with less than 20wt% enriched U235, and finally transformed to a self-recycled TRU core. The passive decay heat removal circuit ensuring reactor safety even in case of loss of emergency power has been developed and minimization of a reactor vessel and simplification of reactor internals have been conducted in the conceptual design.

For development of advanced technologies, control logics for various power levels and the optimal design concept of heat exchanger applicable to supercritical CO2 Brayton cycle as an energy conversion system was developed. A novel under-sodium waveguide sensor and a prototype under-sodium inspection system have been developed for under-sodium viewing of in-vessel structures submerged in an opaque liquid sodium. The fabrication technology of fuel slusgs using the advanced fuel slug casting system was developed, and U-Zr alloy fuel rods were fabricated and examined. And a HT9 cladding tube was manufactured using the developed cladding tube fabrication technology.

For development of basic technologies, the cross section adjustment code ATCROSS and the MATRA-LMR code with HCFs have been developed to reduce core design uncertainties. The SIE ASME-NH computer program to evaluate high temperature structural design for 60 years design life, and the safety analysis code MARS-LMR with thermal-hydraulic and reactivity feedback models have been developed and validated. In addition, the sodium impurity measurement and control technology, the sodium water reaction event propagation model to predict the sodium leak propagation in a steam generator, and an improved sodium treatment process technology were developed for sodium technology.

(출처 : BIBLIOGRAPHIC INFORMATION SHEET 636p)

목차 Contents

• 표지 ... 1
• 유체계통 핵심기반기술개발 ... 1
• 제 출 문 ... 3
• 보고서 요약서 ... 4
• 요 약 문 ... 5
• SUMMARY ... 15
• CONTENTS ... 26
• 목차 ... 28
• 표목차 ... 30
• 그림목차 ... 32
• 제1장 연구개발과제의 개요 ... 37
• 제1절 연구개발의 필요성 ... 37
• 제2절 연구개발 목표 및 내용 ... 38
• 1. 최종목표 ... 38
• 2. 단계 목표 및 내용 ... 38
• 제2장 국내·외 기술개발 현황 ... 42
• 제1절 국외 기술개발 현황 ... 42
• 제2절 국내 기술개발 현황 ... 43
• 제3절 국내·외 기술개발 현황에서 차지하는 위치 ... 44
• 제3장 연구개발수행 내용 및 결과 ... 46
• A. 1단계('07~'09) 연구개발수행 내용 및 결과 ... 46
• 제1절 제4세대 소듐냉각 고속로 유체계통 고유개념 설정 ... 46
• 1. 유체계통 고유개념 도출 ... 46
• 2. 유체계통 주요기기 설계요건 설정 ... 49
• 제2절 선진기술 개발 ... 51
• 1. PDRC 성능입증 실험장치 건설 ... 51
• 2. 초임계 CO₂ Brayton Cycle 개념개발 ... 52
• 제3절 국내 기반기술 개발 ... 55
• 1. 중간열교환기 압력손실 및 열전달 분석 전산코드 검증 ... 55
• 2. 유체계통 성능해석 전산코드 개발 ... 56
• B. 2단계('10~'11) 연구개발수행 내용 및 결과 ... 58
• 제1절 개요 ... 58
• 제2절 고유개념 실증로 개념설계 ... 59
• 1. 실증로 열수송계통 개념설계 ... 59
• 2. 실증로 공학적 안전설비 개념설계 ... 101
• 3. 실증로 동력변환계통 개념 설정 ... 126
• 4. 실증로 계측제어계통 개념 설정 ... 138
• 5. 실증로 보조계통 설계기준 설정 ... 152
• 제3절 선진기술 개발 및 검증 ... 164
• 1. 초임계 CO₂ Brayton Cycle 특성평가 ... 164
• 2. 초임계 CO₂ Brayton Cycle 적용성 평가 ... 175
• 제4장 목표 달성도 및 관련분야에의 기여도 ... 177
• 제5장 연구개발결과의 활용계획 ... 183
• 제6장 연구개발과정에서 수집한 해외 과학정보 ... 185
• 제7장 연구시절·장비 현황 ... 186
• 제8장 참고문헌 ... 187
• 기계 핵심기반기술 개발 ... 191
• 제 출 문 ... 193
• 보고서 요약서 ... 194
• 요 약 문 ... 195
• SUMMARY ... 201
• CONTENTS ... 207
• 목차 ... 210
• 표목차 ... 213
• 그림목차 ... 214
• 제1장 연구개발과제의 개요 ... 218
• 제1절 연구개발의 필요성 ... 218
• 제2절 연구개발 목표 및 내용 ... 219
• 1. 최종목표 ... 219
• 2. 단계 목표 및 내용 ... 219
• 제2장 국내·외 기술개발 현황 ... 224
• 제1절 국외 기술개발 현황 ... 224
• 제2절 국내 기술개발 현황 ... 227
• 제3절 국내·외 기술개발 현황에서 차지하는 위치 ... 231
• 제3장 연구개발수행 내용 및 결과 ... 233
• A. 1단계('07~'09) 연구개발수행 내용 및 결과 ... 233
• 제1절 SFR 고유 구조개념 도출 ... 233
• 1. 1200MWe SFR 기기배치도 작성 ... 233
• 2. 상부내부구조물 및 노내 핵연료 교환기 설계 평가 ... 234
• 3. IHTS 단순화 개념 도출 ... 235
• 4. Mod.9Cr-1Mo강의 기기 제작성 분석 ... 237
• 5. 노내 핵연료 교환기 및 ISI 통합기기 개념 도출 ... 238
• 6. 원자로건물 면진 개념 ... 239
• 제2절 원자로 내부손상검사 반영구 센서 개발 ... 241
• 1. 원자로 내부손상검사 반영구 센서 모듈 설계, 제작 및 해석 ... 241
• 2. 웨이브가이드 센서의 성능시험 ... 243
• 3. 원자로 내부손상검사 시스템 개발 ... 244
• 제3절 고온 LBB 평가 및 적용 기술개발 ... 248
• 1. 고온 LBB 적용에 따른 경제성 향상 평가 ... 248
• 2. 고온 LBB 평가 자료 생산용 시험시설 구축 완료 ... 248
• 3. FMS 재료 튜브 구조물에 대한 균열성장 시험 자료 생산 ... 249
• 4. 고온 LBB 평가절차 전산화 코드(SECA-LBB) 개발 ... 250
• 5. FMS 재료 LBB 적용 탄소성-크립 균열성장 해석모델 개발 ... 251
• 6. FMS 재료 구조물 고온 균열 성장 시험 ... 251
• 7. 구조 시험을 통한 FMS 구조물의 크립-피로 균열거동 평가기술 검증 ... 252
• 제4절 고온 설계 및 평가 전산코드 검증 ... 253
• 1. SIE ASME-NH 전산코드 개발 ... 253
• 2. SIE ASME-NH 전산코드 적용예제 수행 ... 253
• 3. 사용자 지침서 발간 ... 254
• 4. 미국 ASME-NH 표준규격 제개정을 위한 전산코드 활용 ... 254
• 5. SIE ASME-NH 사용자 세미나 개최 ... 255
• B. 2단계('10~'11) 연구개발수행 내용 및 결과 ... 256
• 제1절 실증로 원자로 구조계통 개념설계 ... 256
• 1. NSSS 구조설계 ... 256
• 2. NSSS 주기기 배치설계 ... 260
• 3. NSSS 상세구조개념 형상화 ... 261
• 4. 주기기 및 보조기기 연계설계 ... 264
• 5. 순환형 실증로 플랜트 일반배치 개념도출 및 3D 개념도 작성 ... 270
• 제2절 실증로 기기 구조 개념설계 ... 278
• 1. 열교환기기 구조 개념설계 ... 278
• 2. 회전플러그, 노내 연료교환기 구조현안 및 배치설계 ... 286
• 3. 제어봉구동장치 구조 개념설계 ... 290
• 4. 1차펌프 및 2차펌프 구조현안 도출 ... 292
• 5. 주기기 제작성 예비평가 ... 295
• 제3절 소듐중 원자로내부 손상검사 시스템 개발 ... 298
• 1. 소듐중 적용 웨이브가이드 센서 개발 ... 298
• 2. 소듐중 손상검사 실증시험장치 설계 및 제작 ... 303
• 3. 원자로 내부손상검사 시스템 개발 및 제작 ... 305
• 4. 소듐중 웨이브가이드센서 초음파 전파 특성시험 및 소듐중 실증시험 ... 309
• 제4절 60년 설계수명 고온설계 및 평가기술 개발 ... 315
• 1. 60년 설계수명 고온설계평가 전산코드 기본체제 개발 및 검증 ... 315
• 2. ASME-NH 고온 1등급 기기 및 계통설계 평가절차서 개발 ... 318
• 제4장 목표 달성도 및 관련분야에의 기여도 ... 321
• 제5장 연구개발결과의 활용계획 ... 328
• 제6장 연구개발과정에서 수집한 해외 과학정보 ... 330
• 제7장 연구시설·장비 현황 ... 333
• 제8장 참고문헌 ... 334
• 안전성평가 핵심기반기술개발 ... 337
• 제 출 문 ... 339
• 보고서 요약서 ... 340
• 요 약 문 ... 341
• SUMMARY ... 345
• CONTENTS ... 349
• 목차 ... 351
• 표목차 ... 353
• 그림목차 ... 354
• 제1장 연구개발과제의 개요 ... 357
• 제1절 연구개발의 필요성 ... 357
• 제2절 연구개발 목표 및 범위 ... 358
• 1. 최종목표 ... 358
• 2. 단계 목표 및 내용 ... 358
• 제2장 국내·외 기술개발 현황 ... 365
• 제1절 국외 기술개발 현황 ... 365
• 제2절 국내 기술개발 현황 ... 366
• 제3절 국내·외 기술개발 현황에서 차지하는 위치 ... 367
• 제3장 연구개발수행 내용 및 결과 ... 369
• A. 1단계('07~'09) 연구개발수행 내용 및 결과 ... 369
• 제1절 제4세대 소듐냉각 고속로 고유개념 설정 ... 369
• 1. 후보개념 안전현안 도출 ... 369
• 2. 고유개념 예비 안전성 평가 ... 370
• 제2절 선진기술 개발 ... 380
• 1. 금속연료 용융/고화 온도 실험 ... 380
• 2. 상세역학적 반응도 모델 ... 382
• 제3절 안전해석 기반기술 개발 ... 385
• 1. 설계기준사고 해석 방법론 개발 ... 385
• 2. SFR 고유 PSA 방법론 개발 ... 392
• 3. 계통과도 안전해석 코드개발 ... 395
• 4. HCDA 초기단계 분석모델 개발 ... 398
• B. 2단계('10~'11) 연구개발수행 내용 및 결과 ... 401
• 제1절 제4세대 소듐냉각 고속로 고유개념 개발 ... 401
• 1. 설계기준사고 해석방법론 개발 및 개념설계 안전성 평가 ... 401
• 2. 실증로 개념설계 PSA ... 416
• 제2절 제4세대 소듐냉각 고속로 기반기술 검증 ... 427
• 1. 안전성 평가 전산코드 개발 및 검증 ... 427
• 제4장 목표 달성도 및 관련분야에의 기여도 ... 436
• 제1절 목표 달성도 ... 436
• 1. 1단계 연구 목표 및 달성도 ... 436
• 2. 2단계 연구 목표 및 달성도 ... 441
• 제2절 관련분야에의 기여도 ... 443
• 제5장 연구개발결과의 활용계획 ... 444
• 제6장 연구개발과정에서 수집한 해외 과학정보 ... 446
• 제7장 연구 시설 및 장비 현황 ... 450
• 제8장 참고문헌 ... 452
• 소듐 열유체 실증시험시설 구축 및 종합효과시험 ... 455
• 제 출 문 ... 457
• 보고서 요약서 ... 458
• 요 약 문 ... 459
• SUMMARY ... 463
• CONTENTS ... 467
• 목차 ... 469
• 표목차 ... 471
• 그림목차 ... 473
• 제1장 연구개발과제의 개요 ... 479
• 제1절 연구개발의 필요성 ... 479
• 제2절 연구개발 목표 및 내용 ... 479
• 제2장 국내·외 기술개발 현황 ... 482
• 제1절 국외 기술개발 현황 ... 482
• 제2절 국내 기술개발 현황 ... 483
• 제3절 국내·외 기술개발 현황에서 차지하는 위치 ... 485
• 제3장 연구개발수행 내용 및 결과 ... 487
• 제1절 선진기술 개발 및 검증 : 안전성 입증 실험 기반 구축 ... 487
• 1. 기기 열유체 성능검증 소듐루프 구축 및 기기 성능검증 개별실험 ... 487
• 가. 기기 열유체 성능검증 소듐루프 구축 ... 488
• 나. 성능검증 개별실험 ... 527
• 2. 소듐 고유 계측기법 개발 ... 544
• 가. 소듐 고유 계측기 시작품 시험용 실험장치 구축 ... 544
• 나. 소듐 고유 계측기 시작품 설계, 제작 및 성능시험 ... 545
• 3. 소듐 열유체 실증시험시설 기본설계 ... 548
• 가. 소듐 열유체 실증시험시설 및 종합효과시험 범위 평가 ... 548
• 나. 실증시험시설 기본설계 ... 550
• 제2절 기반기술 검증 : 소듐기술 개발 ... 574
• 1. SG 신뢰성 향상기술 개발 ... 574
• 가. 이중벽 전열관 특성실험 ... 574
• 나. SWR 조기 감지설비 설계 및 제작 ... 577
• 다. SG 배경소음 측정 ... 580
• 라. 전열관 wastage 특성 실험 및 SWR 해석모델 개발 ... 581
• 2. 소듐 안전관리기술 개발 ... 583
• 가. 소듐 화재확산방지 구조물 개발 및 성능실험 ... 583
• 나. 소듐 불순물 측정실험 및 특성평가 ... 585
• 다. 중금속 냉각재 정적 및 동적 부식 특성실험 ... 588
• 3. 원자로 내부 계측 및 감시방법 개발 ... 593
• 가. 노심 및 핵연료 감시 모형 사양 개발 ... 593
• 나. 원자로 내부 광역/ 지발중성자속 계측 개념설정 및 측정 민감도 평가 ... 594
• 4. 불순물 측정 및 제어기술 개발 ... 597
• 가. 개량형 불순물 정제장치 개발 ... 597
• 나. 개량형 불순물 정제장치 검증실험 ... 598
• 다. 대용량 콜드트랩 설계, 제작, 설치 및 검증실험 ... 600
• 5. SWR 사고 방호기술 개발 ... 603
• 가. Multi-target wastage 특성실험 ... 603
• 나. SWR 사고 확대전파모델 개발 ... 608
• 6. 사용 후 소듐 처리공정 개발 ... 610
• 가. 소듐 주입노즐 물모의 실험 ... 610
• 나. 소듐 처리장치 설계 및 제작 ... 612
• 다. 소듐 처리 예비실험 ... 616
• 제4장 목표 달성도 및 관련분야에의 기여도 ... 620
• 제5장 연구개발결과의 활용계획 ... 629
• 제6장 연구개발과정에서 수집한 해외과학기술정보 ... 630
• 제7장 연구시설·장비 현황 ... 631
• 제8장 참고문헌 ... 632
• 서지정보양식 ... 635
• BIBLIOGRAPHIC INFORMATION SHEET ... 636
• 끝페이지 ... 637