초록 ▼

- 지속적인 원자력의 활용을 위하여 보다 안전하고 경제적이며 핵확산저항성이 향상된 제4세대 원자로가 국제공동으로 연구되고 있으나, 일반적인 고속로의 경우 주기적으로 연료를 장전하고 방출된 연료를 재처리한 후 재순환시키는 개념으로, 초기에 저농축 우라늄 연료만을 장전하고 핵연료 교체 없이 운전가능한 원자로 개념을 구현하여 복잡한 사용 후 연료의 재처리 과정 및 운전방식을 단순화시켜 핵확산저항성이 높고 경제성도 향상시킬 수 있는 초장주기고속로(Ultra-long Cycle Fast Reactor, UCFR)에 대한 연구개발이 필요로 함

- 지속적인 원자력의 활용을 위하여 보다 안전하고 경제적이며 핵확산저항성이 향상된 제4세대 원자로가 국제공동으로 연구되고 있으나, 일반적인 고속로의 경우 주기적으로 연료를 장전하고 방출된 연료를 재처리한 후 재순환시키는 개념으로, 초기에 저농축 우라늄 연료만을 장전하고 핵연료 교체 없이 운전가능한 원자로 개념을 구현하여 복잡한 사용 후 연료의 재처리 과정 및 운전방식을 단순화시켜 핵확산저항성이 높고 경제성도 향상시킬 수 있는 초장주기고속로(Ultra-long Cycle Fast Reactor, UCFR)에 대한 연구개발이 필요로 함.
- 본 연구개발은, 이와 같은 초장주기고속로에 대한 핵심 기술로서 가압경수로 사용 후 연료를 초기연료로 사용하는 노심개념을 개발하여 성능을 평가함과 동시에, 초장주기 고속로에 대한 원자로 시스템 안전 해석을 수행하고, 초장주기 고속로용 핵연료 피복재의 재료 수명 평가 및 성능 해석을 통하여 최종적으로 고유한 초장주기고속로 개념 개발을 목표로 함.
- 또한, 소듐 냉각재의 문제를 해결하기 위한 한 방안으로, 새로운 고속로용 냉각재로서의 액체금속인 갈륨과 이러한 액체금속의 고속로냉각재 요구 특성개선을 위해 나노입자를 활용하여 구조 재료의 부식 특성 및 냉각재의 열전달 특성을 동시에 개선시키는 나노 유체를 개발을 목표로 함.
- 그리고 2014년 한미원자력협정에서 사용 후 연료 재처리 사항 등을 논의하기 위한 전략적 대응책을 제시하고, 국내 원자력 연구개발 체제의 문제점을 진단한 후, 고속로 연구개발과정상 투명성과 신뢰성 확보 방안을 강구하고, 고속로와 관련한 대중의 인식과 이러한 인식에 영향을 미치는 주요 영향요인들을 검토 및 고속로 개발을 위한 원자력의 대중수용성 확보방안을 수립함
-최종단계 전체 연구개발 내용 및 결과는 아래와 같음.

1. UCFR 노심설계 최적화 및 노심 고유안정성 극대화
∎ 열화우라늄을 주연료로 사용하는 TWR과 달리, 사용후 핵연료가 장전된 액체 금속냉각방식의 고유한 초장주기고속로의 기본 개념을 개발하여, UCFR 노심 설계 최적화 및 안전특성 분석, UCFR 노심 동특성 인자 평가 분석, 결정론적 노심해석 전산체계 구축, UCFR고유안정성 극대화, 냉각재 기포반응도 저감방법 개발, 음의 출력반응도 계수를 갖도록 설계 최적화
∎ UCFR의 노심 열수력, 에너지 변환 시스템, 잔열제거계통에 대한 연구가 진행되었으며, 현재까지 초장주기 고속로에 관련된 열수력 안전해석코드가 개발되어 있지 않기 때문에 초장주기 열수력 안전해석코드를 대체할 수 있는 소듐 냉각고속로에 쓰이는 안전해석코드를 이용하였음.
∎ 노심 열수력 해석을 위해 우리나라에서 개발된 MATRA-LMR 과 SLTHEN 이라는 두 개의 고속로 열수력 해석 관련 코드를 이용하여 기존의 UCFR-1000 및 UCFR-100과 개선된 디자인 형태인 UCFR-1000 및 UCFR-100에 대하여 안전해석을 실시함.
∎ UCFR 재료의 액체금속과의 열역학적 양립성 평가, UCFR 재료의 산화/부식 열역학적 안정성 평가, 액체금속의 산소 활성화도 평가, UCFR 재료의 산화부식률 평가 및 UCFR 재료의 미세조직학적 열역학 안정성 평가를 수행함.
∎ UCFR 재료 장주기 영향 평가를 위한 시험 재료를 만들기 위하여 소듐 양립성 평가를 진행완료 하였으며, 해당시편으로 인장시험 및 크리프 시험을 수행함.
∎ UCFR 재료 부식손상 수명평가를 위한 시험을 수행하였으며, 수행 결과를 바탕으로 부식 모델을 제시하고 기존의 부식모델들과의 비교를 통한 검증을 수행함.

2. 초장주기고속로용 소듐 및 액체 금속 냉각재 핵심기술 개발
∎ 나노입자 분산이 소듐 냉각 성능에 미치는 영향 연구를 위하여 액체금속 냉각재 열전달 성능 평가 실험 장치 제작과 소듐 나노유체 냉각재 열전달 성능 평가를 완료함.
∎ 저활성 소듐의 기본 물성 연구를 위하여 열전달 필수 물성에 대한 비열, 열전도도, 밀도, 점성 등의 측정방안 제시와 물성 측정 장치 설계 및 제작을 완료함
∎ 나노입자와 소듐의 분산 특성연구를 위하여 특히 나노입자의 표면 상태가 소듐 분산에 미치는 영향 연구를 완료함.

3. ‘초장주기 고속로(UCFR)’ 개발의 정치ㆍ사회적 환경분석 및 수용성 확보전략
∎ 고속로 연구개발에 따른 전제조건과 수용성 확보 전략을 검토하였다. 이를 위해 고속로의 개념과 개발현황 및 한미원자력협정의 쟁점사안 및 협상전략을 도출함.
∎ 고속로 연구의 투명성과 신뢰성 확보를 위해 원자력 관련 언론 보도자료를 중심으로 원자력 전반에 대한 인식조사를 실시하였고, 현행 고속로 연구의 문제점 및 개선방안을 도출함.
∎ 고속로와 관련한 대중수용성에 영향을 미치는 주요요인을 분석하였다. 원자력 발전 및 고속로 개발 등과 관련하여 국민들의 수용성에 미치는 영향요인에 대해 설문결과를 통한 실증분석을 실시함.
∎ 고속로 개발에 대한 객관적․균형적 시각을 갖고, 원자력에 대한 막연한 혹은 근거 없는 불안감을 불식시키기 위한 신뢰 회복 방안을 마련하기 위한 방안으로 정부제도 개혁, 감성적 인식제고 및 정보공개시스템의 구축의 세 가지를 제시하고 발전방안을 탐구함.

(출처 : 보고서 요약서 3p)

Abstract ▼

IV. Results of Research & Development
1. Development of Ultra-long Cycle Fast Reactor (UCFR) concept and key technology
◆ UCFR core design optimization and UCFR core inherent safety maximization
∎ Unique concept UCFR core design optimization and safety characteristic analysis: Developed uni

IV. Results of Research & Development
1. Development of Ultra-long Cycle Fast Reactor (UCFR) concept and key technology
◆ UCFR core design optimization and UCFR core inherent safety maximization
∎ Unique concept UCFR core design optimization and safety characteristic analysis: Developed unique concept UCFR core design has been performed by design optimizing existing UCFR core model. Optimization for both UCFR-1000 and UCFR-100 and the analysis for natural uranium and spent fuel in a blanket region has been performed. It was proved through the analysis for design requirement, energy spectrum distribution, depletion characteristic, neutron flux, neutron leakage, and safety characteristic that developed model has increased safety. In addition, it was successful to flatten the radial power distribution by thorium loaded UCFR-1000 model.
∎ UCFR core dynamic characteristic parameter evaluation and analysis: Core characteristics of optimized UCFR-1000 and UCFR-100 have been confirmed through measuring the effective delayed neutron, prompt neutron life time and temperature feedback coefficient. At BOC, effective delayed neutron is around 700 pcm affected by enriched uranium while it is around 350 pcm affected by plutonium at MOC and EOC. UCFR-100 shows similar tendency but it decreases slowly because it has relatively more enriched uranium than UCFR-1000.
∎ Build deterministic core analysis computer system: TRANSX/TWODANT/REBUS system, deterministic core analysis code, was adopted and it succeeded to modeling UCFR-1000 and UCFR-100 and the analysis results have been compared with the multiplication factor tendency, normalized axial power distribution and axial neutron flux shape of probabilistic code.
∎ Development of coolant void reactivity reduction method:Through the core design optimization, the coolant void reactivity was measured by coolant voiding that is above the active core and each value is around 1$ for BOC, 2.5$ for MOC and 1.3$ for EOC that is lower than general fast reactor of 5~7$.
∎ Design optimization for negative reactivity coefficient:Through the core design optimization, it was confirmed that both natural uranium loaded model and spent fuel loaded model has negative reactivity coefficient.
◆ Design concept of heat transport system of UCFR and Safety analysis of UCFR
∎ Evaluation of improved UCFR-100 core using subchannel analysis codes
∎ Design the combined cycle based on high efficiency gas Brayton cycle for UCFR power conversion system.
∎ By comparison among working fluids in simple Brayton cycle, the optimized working fluid is selected.
∎ Safety analysis of Ga-cooled PDRC of UCFR
∎ Evaluation of Ga-cooled PDRC in KALIMER-600
∎ Comparison between sodium and gallium as coolant in PDRC
∎ Design of the heat transport system of UCFR
◆ Evaluation of corrosion and environmental degradation of UCFR materials by thermodynamic calculation and evaluation of creep behavior of UCFR materials by experiments
∎ Thermodynamic calculation on the compatibility of Gr.92, HT9, SS316, and SS304 with liquid sodium has been evaluated.
∎ For the calculation of oxygen activity in liquid sodium, solubility of oxygen in liquid sodium was measured and compared with other researcher’s results.
∎ For the evaluation of oxidation rate of UCFR materials in liquid sodium, electrochemical impedance spectroscopy and Wagner theory were applied in this study.
∎ The analysis of thermodynamic stability of the precipitates which can be formed in UCFR materials was conducted.
∎ Compatibility test of Gr.92 and HT9 steels with liquid sodium was conducted for 3095 hours.
∎ Tensile tests were conducted with Gr.92 specimens which were exposed liquid sodium for 3095 hours.
∎ Creep tests were conducted with Gr.92 and HT9 specimens which were exposed liquid sodium for 1500 hours.
∎ Creep properties was estimated by JMatPro which is based on thermodynamic calculation and database.
∎ Corrosion tests were conducted with Gr. 92 and HT9 specimens which were exposed liquid sodium for 300 hours.
∎ The coating for the corrosion protection was estimated by sodium exposure experiment.
∎ Corrosion modeling is proposed in consideration of the severe corrosion in UCFR environment
∎ In UCFR environmental condition, defect concentration was calculated by using neutron energy spectrum. In low energy regime, neutron only can make point defect such as interstitial and vacancy ,however, in high energy regime, neutron make cascade and cluster defect formation was confirmed.
∎ Neutron irradiated defect was finally absorbed in extended defects such as dislocation loop, void, precipitate and Helium. In MFRT these behavior was simulated with rate theory by using dpa. Finally from these extended defects information, irradiation creep and hardeing was calculated.

2. Development of core technologies for sodium and liquid metal coolants for Ultra-long Cycle Fast Reactor (UCFR)
◆ Effect of suspended nanoparticle on thermal characteristic of liquid sodium, basic properties of sodium nanofluid and dispersion characteristic of nanoparticles in sodium
∎ Sodium nanofluid has been developed for development of core technologies of sodium and liquid metal coolant for ultra-long cycle fast reactor. It is important to evaluate heat transfer capability of sodium nanofluid. Therefore, thermal characteristic of sodium nanofluid has been investigated though theoretical and experiment. Many of measuring methods for thermal conductivity have been introduced. Thermal conductivity of sodium nanofluid has been measured and effect of nanoparticles on thermal conductivity has been discussed. Moreover, dispersion characteristic of nanoparticle in liquid sodium is studied by chemical calculation. The interaction between nanoparticle and sodium in sodium nanofluid has been analyzed through calculation and experiment.

3. Analysis on the political and social aspects of Ultra-long Cycle Fast Reactor (UCFR) development and the strategic approaches for social acceptability of UCFR
◆ Prerequisites for the development of Fast Reactor and to formulate a strategy
∎ Review of the strategy that need to be decided beforehand for amending ROK-U.S. Atomic Energy Agreement
◆ To conduct a survey on overall perception toward nuclear energy, based on the press release related to nuclear energy for attaining transparency and accountability of Fast Reactor study
∎ To find out current Fast Reactor study's problems and ways to improve
◆ Analysis of main factors that influence social acceptability related with Fast Reactor
∎ To conduct an analysis based on the survey of factors that influence the public's social acceptability of nuclear power plant and the development of Fast Reactor
◆ To form an objective and balanced perception toward the development of Fast Reactor, and to come up with measures to allay vague or unreasonable anxiety toward nuclear energy
∎ To suggest a solution from the perspectives of government system reform (ways to improve Nuclear Safety and Security Commission), enhancement of public perception (formulating a strategy for risk communication), and construction of open information system (U.S. Nuclear Regulatory Commission).

(출처 : SUMMARY 15p)

목차 Contents

• 표지 ... 1
• 제 출 문 ... 2
• 보고서 요약서 ... 3
• 요 약 문 ... 6
• SUMMARY ... 13
• Contents ... 21
• 목차 ... 24
• 제1장 연구개발과제의 개요 ... 26
• 1.1절. 초장주기 고속로 노심개념 및 기반 핵심 기술 개발 ... 27
• 1.2절. 초장주기 고속로용 소듐 및 액체 금속 냉각재 핵심 기술 개발 ... 33
• 1.3절. 초장주기 고속로 (UCFR) 개발의 정치⋅사회적 환경 분석 및 수용성 확보전략 ... 35
• 제2장 국내외 기술개발 현황 ... 38
• 2.1절. 초장주기 고속로 노심개념 및 기반 핵심 기술 개발 ... 38
• 2.2절. 초장주기 고속로용 소듐 및 액체 금속 냉각재 핵심기술 개발 ... 49
• 2.3절. 초장주기 고속로 (UCFR) 개발의 정치⋅사회적 환경분석 및 수용성 확보전략 ... 52
• 제3장 연구개발수행 내용 및 결과 ... 61
• 3.1절. 초장주기 고속로 노심개념 및 기반 핵심 기술 개발 ... 61
• 3.2절. 초장주기 고속로용 소듐 및 액체 금속 냉각재 핵심기술 개발 ... 205
• 3.3절. 초장주기 고속로 (UCFR) 개발의 정치⋅사회적 환경분석 및 수용성 확보전략 ... 260
• 제4장 목표달성도 및 관련분야에의 기여도 ... 311
• 4.1절. 초장주기 고속로 노심개념 및 기반 핵심 기술 개발 ... 311
• 4.2절. 초장주기 고속로용 소듐 및 액체 금속 냉각재 핵심기술 개발 ... 316
• 4.3절. 초장주기 고속로 (UCFR) 개발의 정치⋅사회적 환경분석 및 수용성 확보전략 ... 318
• 제5장 연구개발결과의 활용계획 ... 319
• 5.1절. 초장주기 고속로 노심개념 및 기반 핵심 기술 개발 ... 319
• 5.2절. 초장주기 고속로용 소듐 및 액체 금속 냉각재 핵심기술 개발 ... 323
• 5.3절. 초장주기 고속로 (UCFR) 개발의 정치⋅사회적 환경분석 및 수용성 확보전략 ... 324
• 제6장 연구개발과정에서 수집한 해외과학기술정보 ... 325
• 6.1절. 초장주기 고속로 노심개념 및 기반 핵심 기술 개발 ... 325
• 6.2절. 초장주기 고속로용 소듐 및 액체 금속 냉각재 핵심기술 개발 ... 333
• 6.3절. 초장주기 고속로 (UCFR) 개발의 정치⋅사회적 환경분석 및 수용성 확보전략 ... 336
• 제7장 참고문헌 ... 337
• 끝페이지 ... 350