초록 ▼

◆ 노심안전성을 고려한 TRU 핵변환용 핵연료 개념개발
▪ 최근의 사고저항성 핵연료 개념 조사분석 : FCM 입자형 핵연료와 미소셀 소결체 (UO₂-Cr, UO₂-Mo) 핵연료를 사용한 ATF 핵연료 및 피복재에 Cr 코팅을 하는 개념, FeCrAl 피복재들이 주로 연구되고 있음. 특히 핵변환관련해서는 핵변환율을 최대로 하기 위해 우라늄이 배제된 Inert Fuel 개념들도 연구되고 있음.
▪ 본 연구에서는 MOX, MOX+UO₂, FCM+MOX의 개념을 제시하고 또한 다양한 TRU 재순환옵션을 제시하고 핵연료집합체

◆ 노심안전성을 고려한 TRU 핵변환용 핵연료 개념개발
▪ 최근의 사고저항성 핵연료 개념 조사분석 : FCM 입자형 핵연료와 미소셀 소결체 (UO₂-Cr, UO₂-Mo) 핵연료를 사용한 ATF 핵연료 및 피복재에 Cr 코팅을 하는 개념, FeCrAl 피복재들이 주로 연구되고 있음. 특히 핵변환관련해서는 핵변환율을 최대로 하기 위해 우라늄이 배제된 Inert Fuel 개념들도 연구되고 있음.
▪ 본 연구에서는 MOX, MOX+UO₂, FCM+MOX의 개념을 제시하고 또한 다양한 TRU 재순환옵션을 제시하고 핵연료집합체 수준에서 평가하였음. 또한 경화된 중성자스펙트럼에 의한 감속재온도계수 악화를 완화하기 위해 MOX 연료에 소량의 Mo를 추가하는 것을 제안함. 특히 FCM+MOX 방식의 경우 FCM핀에서 30% 수준의 높은 TRU소모율을 가지는 것으로 평가됨.
▪ 본 연구에서 사용한 DeCART2D/MASTER 코드체계에서 MOX핵연료 모사의 적정성 검토를 위하여 추후 연구에서는 몬테칼로 코드와의 비교계산을 수행할 예정임.
◆ TRU 핵변환을 위한 핵연료집합체설계안 개발 및 평가
▪ 본 연구에서는 제시된 핵연료개념들을 사용한 17×17 및 13×13 핵연료집합체 설계안들을 개발하였으며, 다양한 TRU 재순환옵션을 적용하여 성능평가를 수행하였음.
▪ 17×17집합체에서 TRU재순환연구로부터 Full MOX연료사용과 MOX연료 내 감손우라늄을 사용하는 경우가 TRU 소모율이 가장 우수하였으며 1주기의 경우 4.3kg 정도의 TRU를 소모하며, 주기가 진행될수록 점차 소모율이 감소하는 것으로 평가됨.
▪ MOX핀 내의 TRU만 재순환한 경우 MOX핀 내 TRU 소모율을 증가하나 UO₂핀까지 고려한 TRU의 알짜소모율은 감소함. 본 연구에서는 Full MOX 핀 집합체에서 핀 내에 생성된 TRU를 모두 재순환하고 추가로 악티나이드 감소분만큼을 외부 TRU를 공급하는 방식을 제안하였으며, 동급의 UO₂ 장전 핵연료에서 발생하는 TRU량의 4배 가량을 추가 공급가능함을 보임.
▪ 그러나 재순환 횟수가 진행될수록 고질량수의 악티나이드가 증가하여 방사능 및 열발생율이 증가하여 재순환횟수를 제한할 필요가 있음이 확인됨.
▪ 특히 13×13 핵연료집합체을 대상으로 P/D 비율에 따른 영향을 분석결과, P/D를 적정수준으로 유지하여 유량의 증가와 핵변환율 증가를 동시에 달성할 수 있음을 보임.
▪ 또한 경화된 중성자스펙트럼 하에서 BP성능향상을 위해 비핵연료봉에 Gd₂O₃커널을 사용한 입자형 BP를 새롭게 제안하여 MOX 핵연료를 사용하는 집합체에 활용하여 성능의 우수성을 확인하였음.
◆ 비재순환 방식 TRU 핵변환용 경수로 노심개발 및 성능평가
▪ 노심계산을 위해 본 연구에서 제시된 핵연료집합체 중에서 Full MOX 핵연료핀 옵션을 우선적으로 선택하였음. MOX핵연료는 UO₂+TRUO₂+2.5wt%Mo 형태로 우라늄은 4.95% 농축우라늄을 사용하였으며, 핵연료의 열전도도 및 고연소도 성능 향상을 위해 Mo가 추가된 미소셀형태를 사용함.
▪ 특히 본 연구에서 제시된 비핵연료 가연성독봉(Gd₂O₃커널의 입자형 BP)을 사용하여 효과적으로 잉여반응도를 조절함.
▪ 100MWe 용량의 소형모듈형 노심을 고려하였으며, 2배치 재장전 전략 및 흑연과 스테인리스 스틸을 혼합한 반사체를 사용하여 주기길이를 향상시킴.
▪ 또한 FCM+MOX 핵연료를 장전한 노심을 설계하여 3배치, 671일의 주기길이와 55MWD/kg의 방출 연소도를 달성함. 이 경우 FCM핀에서 26.7%의 높은 TRU소모율을 달성함.

(출처 : 보고서 요약서 3p)

Abstract ▼

IV. Results of the Research and Development
This work suggested the mixed loading of MOX and UO₂ fuel rods in 17×17 fuel assemblies and addition of a small amount of Mo into MOX fuels to mitigate the degradation of MTC resulted from the hardened neutron spectra after survey of the status of the a

IV. Results of the Research and Development
This work suggested the mixed loading of MOX and UO₂ fuel rods in 17×17 fuel assemblies and addition of a small amount of Mo into MOX fuels to mitigate the degradation of MTC resulted from the hardened neutron spectra after survey of the status of the advanced fuels and evaluated their performances. The depleted and enriched uraniums in MOX fuels are separately considered to show their effects on the neutronic performances. The mixed loading of FCM and MOX fuel rods are also suggested to enhance the TRU consumption and discharge burnup and their performances are analyzed through the recycling of TRU. In addition, 13×13 fuel assemblies were considered to show the effects of P/D ratio on the neutronic performances including TRU consumption, which showed that it is possible to achieve high TRU consumption rate with larger flow area for a reasonably higher P/D ratio. For the suggested assemblies, the several different TRU recycling options are suggested and their performances are analyzed using DeCART2D and ORIGEN2. In particular, the newly suggested recycling option in which all remaining TRUs are recycled and external TRU feeds are supplied to supplement the consumed actinides are shown to have TRU consumption of the accumulated TRUs from PWRs. The degradation of MTC for this recycling option was mitigated by adding a small amount of Mo into MOX fuels. New burnable poison rods where Gd₂O₃ kernel particles are randomly distributed in SiC matrix was suggested to improve the performances because it was shown that the existing BP rods are not effective due to the hardened neutron spectra. Two 100 MWe SMR (Small Modular Reactor) cores are developed using the full MOX 17×17 fueled assemblies and MOX/FCM mixed loaded 17×17 fuel assemblies, respectively. These two cores employ the new graphite based reflectors to reduce the neutron leakage. The first core using full MOX fueled assemblies has 694 EFPDs cycle length, 29.4 MWD/kg average discharge burnup, and 5.7% TRU consumption rate for the equilibrium cycle while the second core using MOX/FCM mixed loaded fuel assemblies has 671 EFPDs cycle length, 55.2 MWD/kg average discharge burnup, and 14.7% TRU consumption rate.

(출처 : SUMMARY 11p)

목차 Contents

• 표지 ... 1
• 제 출 문 ... 2
• 보고서 요약서 ... 3
• 요 약 문 ... 5
• Summary ... 9
• 목차 ... 14
• 표목차 ... 16
• 그림목차 ... 18
• 제1장 연구개발과제의 개요 ... 21
• 제2장 국내외 기술개발 현황 ... 23
• 제1절 국내 기술개발 현황 ... 23
• 제2절 국외 기술개발 현황 ... 23
• 제3장 연구개발수행의 내용 및 결과 ... 26
• 제1절 전산체계 및 계산절차 ... 26
• 제2절 집합체 수준의 TRU 재순환 집합체 설계안 개발 및 분석 ... 27
• 1. 핵연료에 대한 조사 분석 ... 27
• 2. 17×17 핵연료집합체 및 MOX 핵연료를 사용한 TRU 재순환 연구 ... 29
• 3. Mo 첨가 미소셀 UO2+MOX 펠렛연료 효과분석 ... 49
• 4. 잉여반응도감소를 위한 가연성독봉 설계연구 ... 52
• 5. 13×13 격자구조 핵연료집합체에 대한 P/D 비 효과분석 ... 56
• 6. MOX핵연료봉과 FCM 핵연료봉을 동시에 사용하는 집합체 개념분석 ... 65
• 제3절 TRU함유 MOX핵연료장전 노심설계 ... 69
• 1. Full MOX 핵연료집합체 장전 노심설계 ... 69
• 2. MOX+FCM TRISO 혼합 핵연료집합체 장전 노심설계 (노심 B) ... 81
• 제4장 목표달성도 및 관련분야에 기여도 ... 96
• 제5장 연구개발의 활용계획 ... 99
• 제6장 연구개발과정에서 수집한 해외과학기술정보 ... 100
• 제7장 연구장비의 구축 및 활용 결과 ... 101
• 제8장 참고문헌 ... 102
• 끝페이지 ... 102