초록 ▼

KAERI가 독자 개발한 UO2-SiC TRISO 피복입자핵연료 시작품의‘하나로’고온 조사시험을 성공적으로 완수하였다. 핵연료 최대온도 950℃ 이상, 연소도 4.49% FIMA를 달성한 것으로 예측된다. 고온에서의 건전성을 확보하고 캡슐의 내구성을 개선하기 위해 흑연 이중관 조사시험봉 설계 및 플러그형 조사캡슐을 개발, 사용하였다. 핵연료 조사성능 평가를 위한 비파괴검사를 완료하였다. Ultrasonic force를 이용한 응집입자의 파쇄 및 기계적 혼합장치를 이용한 고점성 유기고분자 물질을 2차 혼합하는 방법으로 개량 연료핵 제

KAERI가 독자 개발한 UO2-SiC TRISO 피복입자핵연료 시작품의‘하나로’고온 조사시험을 성공적으로 완수하였다. 핵연료 최대온도 950℃ 이상, 연소도 4.49% FIMA를 달성한 것으로 예측된다. 고온에서의 건전성을 확보하고 캡슐의 내구성을 개선하기 위해 흑연 이중관 조사시험봉 설계 및 플러그형 조사캡슐을 개발, 사용하였다. 핵연료 조사성능 평가를 위한 비파괴검사를 완료하였다. Ultrasonic force를 이용한 응집입자의 파쇄 및 기계적 혼합장치를 이용한 고점성 유기고분자 물질을 2차 혼합하는 방법으로 개량 연료핵 제조를 위한 원료용액 제조공정을 확립하였으며, 진동 노즐 시스템이 부착된 카본 함유 액적제조 시스템을 개발, 제작함으로써 카본이 함유된 C-ADU 젤입자 제조 시스템을 구축하였다. 또한, 젤입자의 숙성, 세척, 건조 및 1차 열처리가 가능한 액상 순환유동층을 이용한 통합 AWD장치를 독자적으로 개발하였으며, 후속으로 진행되는 환원과정과 carbothermic reaction 및 고온소결을 위한 kiln 형태의 고온회전형 열처리장치를 자체설계, 제작하였다. SiC TRISO 피복입자의 코팅공정 개선을 위해 SiC 증착실험을 1300~1400℃에서 수행하고 화학양론비, 미세구조, 동질다형상의 형성 등을 고찰하여 저온코팅의 가능성을 확인하였다. ZrC 피복층의 공정변수 변화 및 원료물질 승화기 설계 등을 통해 유리탄소 함량이 서로 다른 ZrC 피복층을 제조하고 미세구조, 기계적 특성을 분석하였으며, 고온 열처리에 따른 ZrC의 미세구조와 기계적 특성 변화를 평가하였다. 단위공정별 최적 변수를 도출하여 실험실규모의 핵연료체 제조공정을 확립하고, 핵연료체의 주요 열적, 기계적 특성들을 평가, 분석하였다. 분말처리 공정의 주요 단위 공정인 matrix 흑연분말의 반죽(kneading) 공정과 분쇄(milling) 공정 장치를 개선, 제작함으로써 공정의 효율성 증대를 위한 기초기술을 개발하였다. 피복입자핵연료의 사고 안전성 평가를 위한 고온가열 시험에 관한 최신 연구 현황을 조사하였다. 고온가열 시험 장치의 기본설계를 도출하였으며, 과제 연구내용의 변경에 따라 모의 안전성 검증시험 장치를 설계하였다. 피복입자핵연료 성능분석 코드 개선 및 검증의 일환으로 미완성기능의 보완, 독립 개발 모듈의 통합, 개량핵연료 성능분석 기능의 추가, 일체형 성능분석코드의 제어 모듈 개발을 수행하였다. 한국, 미국, 중국은 GIF PMB 회의를 통해 SiC 피복층 파손검사 Round-robin 테스트 프로그램 및 AGR 조사시험데이터를 이용한 피복입자핵연료 성능분석 코드 벤치마킹 프로그램을 추진키로 결정하고, 국가별 역무 분담 및 추진 일정을 확정하였다.

(출처 : 서지정보양식 467p)

Abstract ▼

The irradiation test of KAERI-developed TRISO coated particle fuel in HANARO was completed. The average power of the fuel was rated at 610 W, and the average burnup was about 32,000 MWD/MTU. The dual sheath rod design and the plug type capsule design improved the thermal integrity and service durabi

The irradiation test of KAERI-developed TRISO coated particle fuel in HANARO was completed. The average power of the fuel was rated at 610 W, and the average burnup was about 32,000 MWD/MTU. The dual sheath rod design and the plug type capsule design improved the thermal integrity and service durability of the test capsule. Non-destructive tests of the irradiated fuel were completed. A process for the preparation of the broth solution, which is the source material of the UCO kernel, was established and a fabrication system for the spherical C-ADU gel particle was designed and constructed by adopting a vibrating nozzle system. An integrated fluidized bed type AWD(Ageing, Washing, and Drying) equipment and a high temperature kiln type sintering furnace were also designed and manufactured. The SiC TRISO particles were successfully fabricated by the one-step coating process using a single deposition temperature of 1400℃.A near-stoichiometric ZrC without the free carbon can be obtained by employing an impeller-driven ZrCl4 vaporizer. Optimum conditions for the manufacturing of graphite matrix compacts were obtained. A new kneader with an improved design was built for larger capacity and better efficiency in preparing matrix powder. State-of-the-art technology of the TRISO fuel heat-up test was investigated. The construction of a simulated heat-up test equipment is in progress. A fuel performance analysis code, COPA has been improved to treat the advanced fuel behaviors under irradiation and heating. A consistent calculation system has been built which can be used to estimate the gas pressure and species in a coated fuel particle under irradiation. Korea(KAERI), U.S.(ORNL) and China(INET) started a bench-mark test program for the verification and improvement of their fuel performance codes and also launched a leach-burn-leach round robin test program in which the three countries carry out the tests with their own test procedures and compare the results.

(출처 : BIBLIOGRAPHIC INFORMATION SHEET 468p)

목차 Contents

• 표지 ... 1
• 제 출 문 ... 2
• 보고서 요약서 ... 4
• 요 약 문 ... 6
• Summary ... 15
• CONTENTS ... 21
• 목차 ... 24
• 표목차 ... 29
• 그림목차 ... 32
• 제 1 장 연구개발과제의 개요 ... 43
• 제 1 절 연구개발의 목표 ... 43
• 1. 최종목표 ... 43
• 2. 단계목표 ... 43
• 제 2 절 연구개발의 필요성 ... 43
• 1. 기술적 측면 ... 43
• 2. 경제, 산업적 측면 ... 44
• 3. 사회, 문화적 측면 ... 44
• 제 3 절 연구개발의 범위 ... 45
• 1. 피복입자핵연료 제조공정 개선 ... 45
• 2. 피복입자핵연료 코팅공정 개선 및 특성평가 ... 45
• 3. 핵연료체(fuel element) 제조 기초기술개발 ... 46
• 4. 피복입자 핵연료 조사시험 및 조사후시험 ... 46
• 5. 핵연료 안전성검증시험 기술분석 및 장치개발 ... 47
• 6. 피복입자핵연료 성능모델개발 ... 47
• 제 2 장 국내외 기술개발 현황 ... 48
• 제 1 절 국내기술개발 현황 ... 48
• 제 2 절 국외기술개발 현황 ... 51
• 1. 피복입자 핵연료 제조 공정기술 현황 ... 51
• 2. 피복입자 핵연료 검사기술 ... 89
• 3. 피복입자핵연료 조사시험 및 조사후시험 ... 90
• 4. 피복입자핵연료 안전성시험 ... 90
• 제 3 장 연구개발 수행 내용 및 결과 ... 92
• 제 1 절 개량연료핵 피복입자 제조장치 구축 및 단위실험 ... 92
• 1. 개량연료핵 입자제조 현황 ... 92
• 2. 모사용액을 이용한 카본입자 분산실험 ... 97
• 3. 카본함유-ADU gel입자 제조 및 장치구축 ... 114
• 4. 개량연료핵 피복입자 열처리 장치개발 ... 123
• 5. 결론 ... 130
• 제 2 절 피복입자 핵연료 코팅공정 개선 및 특성 평가 ... 131
• 1. 서 론 ... 131
• 2. SiC 피복층 저온코팅 실험 및 공정변수 평가 ... 135
• 3. ZrC TRISO 입자 코팅공정 개선 및 특성평가 ... 151
• 4. 이방성 측정기술 개발 ... 173
• 5. 피복입자 피복층 밀도 측정 ... 187
• 6. IP를 이용한 다량 모의 피복입자 핵연료 피복층 두께 비파괴 측정기술 개발 ... 199
• 7. 결 론 ... 204
• 제 3 절 핵연료체(fuel element) 제조 기술개발 및 특성분석 ... 206
• 1. 서 론 ... 206
• 2. 핵연료체 제조공정 실험 및 특성분석 기술개발 ... 208
• 3. 핵연료체 제조공정 기술 개선 ... 223
• 4. 핵연료 물성평가 기술개발 ... 229
• 5. 결 론 ... 244
• 제 4 절 피복입자 핵연료 조사시험 및 조사후시험 ... 245
• 1. 하나로 조사시험 ... 245
• 2. 조사시험 결과분석 ... 288
• 3. 조사후시험 계획수립 ... 290
• 4. 조사 핵연료 비파괴검사 ... 300
• 제 5 절 핵연료 안전성검증시험 기술 분석 및 장치 개발 ... 309
• 1. 안전성검증시험 기술 분석 ... 309
• 2. 안전성검증시험 장치개발 ... 362
• 제 6 절 피복입자핵연료 성능분석 코드 개선 및 검증 ... 372
• 1. 서론 ... 372
• 2. 핵연료 통합 성능 분석 코드 확보 및 검증 ... 372
• 3. 성능분석 코드 개선, 검증 ... 373
• 4. 개량핵연료 성능분석 코드 개발 ... 375
• 5. 결론 ... 377
• 제 7 절 Generation-IV International Forum 공동연구 참여 ... 379
• 1. 해외 연구 현황 ... 379
• 2. 피복입자핵연료 SiC 결함 검사 Round-Robin Test ... 381
• 3. AGR 조사시험 데이터 Bench-marking Test ... 382
• 4. 피복입자핵연료 안전성 시험을 위한 고온가열로 워크숍 ... 383
• 5. 제 3차 SiC 워크숍 ... 383
• 제 4 장 목표달성도 및 관련분야에의 기여도 ... 384
• 제 5 장 연구개발결과의 활용계획 ... 388
• 제 6 장 연구개발과정에서 수집한 해외 과학기술정보 ... 389
• 제 7 장 참고문헌 ... 390
• 연구성과(연구사업지원시스템 입력성과) ... 405
• 원자력연구개발과제 수행 점검 보고서 ... 442
• 서 지 정 보 양 식 ... 467
• BIBLIOGRAPHIC INFORMATION SHEET ... 468
• 끝페이지 ... 469