초록 ▼

본 과제의 1단계(2012-2014) 연구에서는 이중냉각핵연료의 열수력 핵심기술과 사고저항성 핵연료의 안전성 평가코드 체계 구축 및 피복관 소재 기초 2상유동 열전달 시험을 수행하였다. 이중냉각핵연료의 열수력 기술현안인 내측수로 막힘 대처기술의 검증, 압력강하 및 유량분배, 열분배, 협소 봉다발 열전달 특성에 대한 실험 및 전산유체해석을 수행하였다. 더불어 사고저항성 핵연료의 안전성평가코드의 선정을 위해 원자로 계통 해석코드인 MARS, RELAP5, SCDAP/RELAP5를 비교 분석하였다. 사고저항성 피복관 소재의 열전달 성능을

본 과제의 1단계(2012-2014) 연구에서는 이중냉각핵연료의 열수력 핵심기술과 사고저항성 핵연료의 안전성 평가코드 체계 구축 및 피복관 소재 기초 2상유동 열전달 시험을 수행하였다. 이중냉각핵연료의 열수력 기술현안인 내측수로 막힘 대처기술의 검증, 압력강하 및 유량분배, 열분배, 협소 봉다발 열전달 특성에 대한 실험 및 전산유체해석을 수행하였다. 더불어 사고저항성 핵연료의 안전성평가코드의 선정을 위해 원자로 계통 해석코드인 MARS, RELAP5, SCDAP/RELAP5를 비교 분석하였다. 사고저항성 피복관 소재의 열전달 성능을 평가하기 위해 수조비등 임계열속시험, 액적증발시험, 수조 급랭시험 등을 수행하였다.

당 연구과제의 2단계(2015-2016)에서는 사고저항성 핵연료(ATF)의 실용화 타당성을 평가하기 위해 노심설계, 안전성 평가, 피복관 변형모델 및 열전달 특성 평가, 연구로 조사시험을 수행하였다.
OPR1000 노심의 ATF 유력후보 장전모형을 탐색하고 핵적 특성을 평가하였으며 안전성 평가용노심설계 자료도 생산하였다. ATF 노심설계와 열물성을 반영하여 설계기준사고(DBA) 및 설계기준 초과사고(BDBA) 발생시 원자로 안전성 향상효과를 정량적으로 평가하였다. ATF 유력후보 피복관인 CrAl 코팅 피복관의 사고시 열전달(냉각) 특성을 평가하기 위해 수조 및 재관수 급랭시험을 수행하였다. 아울러 CrAl 코팅 피복관의 다층구조 해석을 위한 기계적 거동모델을 개발하고 검증하였다.
한편, 할덴 연구로에서 연소시험중인 ATF의 노내 성능을 분석하였으며 핵연료 온도가 낮게 유지되는 것을 확인하였다. PCI 완화 소결체의 조사후 파괴시험도 수행하여 연소 안정성을 확인하였으며 상용적용 가능성을 확인하였다.

( 출처 : 서지정보양식- 초록 233p )

Abstract ▼

The first-phase(2012-2014) of this research developed thermal-hydraulic key technology for dual-cooled annular fuel and safety analysis code system for accident tolerant fuel(ATF).
A fundamental two-phase heat transfer test was also performed in this research. This research includes the verificat

The first-phase(2012-2014) of this research developed thermal-hydraulic key technology for dual-cooled annular fuel and safety analysis code system for accident tolerant fuel(ATF).
A fundamental two-phase heat transfer test was also performed in this research. This research includes the verification tests for inner channel blockage, pressure drop and flow split, heat split and heat transfer in tight-lattice rod bundle which are the technical issues associated with the dual-cooled fuel. The reactor thermal-hydraulic system codes like MARS, RELAP5 and SCDAP/RELAP5 have been compared to select the safety analysis code for the safety evaluation of ATF. The pool-boiling CHF test, droplet evaporation test and pool quench test were performed to investigate heat transfer performance of ATF cladding material.

The second-phase(2015-2016) performed core design, safety analysis, cladding deformation and heat transfer tests, and irradiation test in research reactor for assessing the ATF feasibility.
This research includes the search for ATF loading pattern in OPR1000 and the examination of nuclear physics, and the generation of nuclear design data for use in safety analysis. This study performed a quantitative assessment of safety enhancement of ATF in the event of design basis accident(DBA) and beyond DBA(BDBA). The pool and reflood quench tests were also peformed to investigate transient heat transfer of the ATF cladding, e.g., CrAl-coated cladding.
In addition, a deformation model for structural behavior of CrAl-coated cladding was developed and verified. The in-core performance of ATF was also analyzed using the ATF irradiation test in Halden reactor. The post-irradiation test of PCI pellet showed in-core stability and commercial applicability.

( 출처 : BIBLIOGRAPHIC INFORMATION SHEET - Abstract 234p )

목차 Contents

• 표지 ... 1
• 제 출 문 ... 3
• 보고서 요약서 ... 5
• 요 약 문 ... 7
• SUMMARY ... 14
• CONTENTS ... 23
• 목차 ... 27
• 표목차 ... 30
• 그림목차 ... 31
• 제1장 연구개발과제의 개요 ... 37
• 제1절 이중냉각핵연료 열수력 핵심기술 ... 39
• 제2절 신개념 핵연료 실용화 타당성 평가기술 ... 42
• 제2장 국내외 기술개발 현황 ... 45
• 제1절 이중냉각핵연료 열수력 핵심기술 ... 47
• 제2절 신개념 핵연료 실용화 타당성 평가기술 ... 51
• 제3장 연구개발수행 내용 및 결과 ... 53
• 제1절 이중냉각핵연료 내부수로 막힘 대처기술 검증 ... 55
• 1. 실험장치 구성 및 실험방법 ... 56
• 2. 실험결과 및 분석 ... 58
• 3. 전산유체역학 해석 및 평가 ... 62
• 제2절 이중냉각핵연료 압력강하 시험 및 유량분배 최적화 ... 64
• 1. 부분 집합체 압력강하 실험 및 평가 ... 64
• 2. 실물크기 집합체 압력강하 실험 및 평가 ... 67
• 3. 전산유체역학 해석 및 평가 ... 73
• 4. 유동혼합 향상 기술개발 및 검증 ... 77
• 5. 유량분배 최적화 ... 81
• 제3절 이중냉각핵연료 열분배 시험 및 평가 ... 83
• 1. 간극 열전도도 및 열분배 ... 83
• 2. 간극 열전도도 실험장치 ... 83
• 3. 간극 열전도도 실험 및 평가 ... 87
• 4. 열분배 모델 개발 및 평가 ... 90
• 제4절 이중냉각핵연료 열전달 시험 및 평가 ... 93
• 1. 단일봉 열전달 실험 ... 93
• 2. 봉다발 열전달 실험 ... 94
• 제5절 사고저항성 핵연료 노심설계 및 특성 평가 ... 98
• 1. 핵설계 코드 체계 ... 98
• 2. 핵연료집합체 설계 ... 98
• 3. 노심 설계 ... 99
• 4. 안전해석자료 생산 ... 101
• 제6절 사고저항성 핵연료 안전성 평가 ... 107
• 1. 안전성 평가 코드 체계 ... 107
• 2. 주요 입력자료 ... 111
• 3. 사고 시나리오 선정 및 개발 ... 116
• 4. 사고 안전성 평가 ... 118
• 5. 안전성 평가 요약 ... 139
• 제7절 사고저항성 핵연료 열전달 특성 시험 및 평가 ... 140
• 1. 수조 비등 실험 ... 140
• 2. 수조 급랭 실험 ... 146
• 3. 재관수 급랭 실험 ... 154
• 4. 피복관 열전달 특성 시험 결과 요약 ... 169
• 제8절 ATF 연소성능 시험 및 평가 ... 171
• 1. ATF 피복관 특성 모델 개발 및 평가 ... 171
• 2 ATF 노내 성능 예비 평가 ... 183
• 3. ATF 연구로 조사시험 ... 186
• 4 PCI 완화 소결체 조사후 시험 ... 191
• 제4장 목표달성도 및 관련분야에의 기여도 ... 195
• 제1절 이중냉각핵연료 열수력 핵심기술 개발 ... 197
• 1. 목표 달성도 ... 197
• 2. 관련분야 기여도 ... 197
• 제2절 신개념 핵연료 실용화 타당성 평가기술 개발 ... 199
• 1. 목표 달성도 ... 199
• 2. 관련분야 기여도 ... 199
• 제5장 연구개발결과의 활용계획 ... 203
• 제1절 이중냉각핵연료 열수력 핵심기술 개발 ... 205
• 제2절 신개념 핵연료 실용화 타당성 평가기술 개발 ... 205
• 제6장 연구개발과정에서 수집한 해외과학기술정보 ... 207
• 제7장 연구개발성과의 보안등급 ... 213
• 제8장 연구장비의 구축 및 활용 결과 ... 217
• 제9장 연구개발과제 수행에 따른 연구실 등의 안전 조치 이행 실적 ... 221
• 제1절 핵연료 열수력연구 실험실 ... 223
• 제2절 핵연료 성능연구 실험실 ... 225
• 제10장 참고문헌 ... 227
• 서지정보양식 ... 233
• BIBLIOGRAPHIC INFORMATION SHEET ... 234
• 끝페이지 ... 235