보고서 정보
주관연구기관 |
현대엔지니어링 |
연구책임자 |
이상일
|
참여연구자 |
장현식
,
나성원
,
임용규
,
유수용
,
장용익
,
박범구
,
심현석
,
유연재
,
계덕훈
|
보고서유형 | 1단계보고서 |
발행국가 | 대한민국 |
언어 |
한국어
|
발행년월 | 2017-02 |
과제시작연도 |
2016 |
주관부처 |
미래창조과학부 Ministry of Science, ICT and Future Planning |
등록번호 |
TRKO201800005768 |
과제고유번호 |
1711037798 |
사업명 |
원자력기술개발사업 |
DB 구축일자 |
2018-05-05
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키워드 |
초고온가스로.원자력수소.원자력공정열.플랜트설계서.고온기기 및 재료.원자로건물 지하화.Very High Temperature Reactor (VHTR).Nuclear Hydrogen.Nuclear Process Heat.Plant Design Requirement Document.High Temperature Component and Material.Underground Reactor Building.
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DOI |
https://doi.org/10.23000/TRKO201800005768 |
초록
▼
■ 350MWth 플랜트 예비 설계(750℃)
• 미국 NGNP 설계 요건 분석 및 개정
• 발전소 운전변수 설정 및 계통 성능평가 수행
■ 핵심기기/건설성 평가(750℃)
• 증기발생기, 열교환기 및 순환기 설계재원을 검토하고, 3-D 도면 작성, 제작성 평가/국내외 제작, 조달 방법 및 방안 도출
• 임계해석을 통한 사용후 사용후 핵연료 저장용기 개념설계 및 저장 방식 검토
• 해체폐기물의 국내외 현황을 검토, 타 고온가스로 폐로사례 비용을 검토하여 350MWth 고온가스로
■ 350MWth 플랜트 예비 설계(750℃)
• 미국 NGNP 설계 요건 분석 및 개정
• 발전소 운전변수 설정 및 계통 성능평가 수행
■ 핵심기기/건설성 평가(750℃)
• 증기발생기, 열교환기 및 순환기 설계재원을 검토하고, 3-D 도면 작성, 제작성 평가/국내외 제작, 조달 방법 및 방안 도출
• 임계해석을 통한 사용후 사용후 핵연료 저장용기 개념설계 및 저장 방식 검토
• 해체폐기물의 국내외 현황을 검토, 타 고온가스로 폐로사례 비용을 검토하여 350MWth 고온가스로의 폐로비용 산출
• SCALE 코드 TRITON 모듈을 적용하여 수명말기 60년에 대한 Core Barrel과 압력용기에 대한 방사화 평가
• 원자로 수명말기(60년) 동안 예상되는 중성자 조사량을 평가, 그에 따른 원자로 용기와 고정 흑연의 건전성 검토
• 압력용기 사용재료에 대한 현안사항 검토 및 향후 기술적인 문제에 대비할 수 있도록 자료 생산
■ 예비타당성 분석보고서 지원(750℃)
• 350MWth 고온가스로의 폐로비용 제공
• SCALE 코드 TRITON 모듈을 적용하여 수명말기 60년에 대한 Core Barrel과 압력용기에 대한 방사화 평가 결과 제공
• 연구결과를 종합하여 플랜트 예비기술서 작성
■ 350MWth 플랜트 예비 설계(950℃)
• 수소 생산 플랜트 주요 계통 검토하고 주요 설계 요건 작성
• 수소 생산 플랜트 주요 반응을 검토하여 주요 운전변수 검토 및 설정
• 수소 생산 계통 및 공정열 계통을 같이 고려한 성능평가 업무 수행
■ 핵심기기/건설성 평가(950℃)
• 950 ℃ 원자로 압력 용기, 중간열교환 및 교차용기 설계 제원을 검토하고, 3-D 도면 작성하여 예비 구조해석을 수행하여 구조 건전성을 평가함.
• 950 ℃ 원자로 압력 용기, 중간열교환 및 교차용기에 대한 제작 방법 검토, 자재수급가능 여부 확인, 가공 및 용접 가능 평가하여 보고서 작성함.
• 950 ℃ 중간열교환기의 Helical coil tube에 대한 제작성 검토를 위한 튜브 예비 설계 수행하여 설게에 따른 성능 평가를 수행하여 최적 모델에 대한 제작성 평가를 수행함.
• 350 MWth 고온가스로를 이용한 수소 생산 플랜트 배치를 위해서 50 MWth SI 열화학 플랜트 배치를 3D로 작성하여 6개 모듈의 최적 배치안 제공
■ 예비타당성 분석보고서 지원(950℃)
• 350 MWth 고온가스로를 이용한 수소 생산 플랜트 최적 배치안 제공
• 950 ℃ 핵심기기(원자로 압력용기, 중간열교환기, 교차용기)에 대한 제작성 평가 결과 제공
(출처 : 보고서 요약서 3p)
Abstract
▼
Ⅳ. R&D Results
Two types of BOP design concepts are presented according to the high temperature conditions of the 750 °C and 950 °C primary coolant, and performance evaluation is performed on them. In the case of 750 °C, the NGNP power plant model was obtained through reverse engineering. Based o
Ⅳ. R&D Results
Two types of BOP design concepts are presented according to the high temperature conditions of the 750 °C and 950 °C primary coolant, and performance evaluation is performed on them. In the case of 750 °C, the NGNP power plant model was obtained through reverse engineering. Based on this, sensitivity analysis of major operating parameters such as output and efficiency changes according to process calories taken by the process system was performed. In the case of 950 °C, the concept model of the reactor model and the power change cycle with both the hydrogen production and the power production by installing the two IHX loops based on the NG-MHR steam / cogeneration process and the GT-MHR IHX loop Respectively. Detailed design of IHX loop for process heat and power production and thermodynamic property and efficiency calculation of each point were performed. In addition, it deals with the change of electric power and efficiency according to increase / decrease of turbine and feed water heat, and suggests possibility of efficiency optimization in addition to regeneration and reheat cycle.
By looking at the main requirements of steel for RPV and domestic/overseas regulatory standards for the neutron irradiation embrittlement, there was no abnormality in structural integrity of RPV during the design life. In addition, it was evaluated that there is no abnormality in the integrity of the core internal fixed graphite structure. By looking at domestic and overseas regulations and methods related to the decommissioning of the nuclear power plants, it predicted the amount of radwaste decommissioned and the cost of decommissioning when VHTR was decommissioned. And as a result of the evaluation of the radioactive nuclide inventory of the RPV applying the Triton module of SCALE 6.1.3 code and the ENDF/B-Ⅶ 238 Group, Core Barrel is intermediate-level radwaste, the pressure vessel is low-level radwaste. It investigated domestic and overseas cases for the reduction of decommissioning costs.
As part of a preliminary concept study for the design of a hydrogen production system, the roles and characteristics of the main devices in each section of the SI process were investigated and the device sizing and arrangement of the 50MWth unit module was performed. The core equipments of the high temperature gas reactor (750 ℃) consist of a reactor vessel, internal structures, a steam generator, and a helium circulator. This evaluation for their production has described the design concepts, survey of manufacturing companies, and production and transportation in priority. The core equipments for the high temperature gas reactor (950 ℃) are composed of a reactor vessel, intermediate heat exchangers, and a cross vessel and the preliminary evaluation of structural integrity for these equipments has been performed. For the sake of evaluation, detailed specifications of concept design has been studied and evaluation model has been simplified to make a 3D finite element modeling, and structural analysis using ANSYS has been performed. And the evaluation of structural integrity has been carried out by comparing the results with allowable design values of ASME Section III, NH Code.
In order to examine the preparation of a nuclear pressure vessel designed at 950 ℃, we first examined the possibility of forming, bending, and welding under availability of materials. As a result, there is nothing impossible in everything from material supply to processing and welding. It is considered to manufacture a nuclear pressure vessel in accordance with the shape. For steam generator fabrication, the upper head of the steam generator was made by forging the desired shape by forging method instead of press forming. In the case of the shell of the steam generator, since the maximum size of the plate that can be purchased and the maximum bendable length are limited, it is important to determine the maximum number of longitudinal and circumferential joints before the shell plate bending operation because the longitudinal and the circumferential joint are important. If you do not want to allow longitudinal joints, it is also possible to make the shells into ring-shaped forgings.
(출처 : SUMMARY 8p)
목차 Contents
- 표지 ... 1
- 제 출 문 ... 2
- 보고서 요약서 ... 3
- 요 약 문 ... 5
- SUMMARY ... 7
- CONTENTS ... 11
- 목차 ... 12
- 그림목차 ... 14
- 표목차 ... 19
- 제 1 장 연구개발과제의 개요 ... 22
- 제 2 장 국내외 기술개발 현황 ... 26
- 제 3 장 연구개발수행 내용 및 결과 ... 30
- 제 1 절 플랜트 계통 Point 예비 설계(750℃) ... 30
- 1. 350MWth 플랜트 예비 설계(750℃) ... 30
- 2. 핵심기기/재료 예비설계(750℃) ... 78
- 3. 폐로 방안 및 재고량 평가 ... 113
- 제 2 절 플랜트 계통 Point 예비 설계(950℃) ... 131
- 1. 플랜트계통 설계(950℃) ... 131
- 2. 핵심기기/재료 설계(950℃) ... 158
- 3. 실증플랜트 건설성 평가 ... 232
- 제 4 장 목표달성도 및 관련분야에의 기여도 ... 252
- 제 5 장 연구개발결과의 활용계획 ... 255
- 제 6 장 연구개발과정에서 수집한 해외과학기술정보 ... 256
- 제 7 장 참고문헌 ... 257
- 끝페이지 ... 260
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