초록 ▼

- 원형로 노심 핵설계 : 기존 두 가지 농축도 기반 초기노심의 비평형주기 노심관리 복잡성을 해소하기 위해 세 가지 농축도의 핵연료집합체를 장전하는 초기노심 장전 모형을 탐색함. 초기노심부터 평형 주기 도달까지 4주기 연소가 필요함으로써 기존에 비해 2배 이상 도달 기간을 단축시켰으며, 재탐색된 초기/천이 노심 및 평형주기 노심에 대해 출력분포, 동특성 자료, 반응도가, 원자로정지여유도 평가 및 연계자료를 생산함. 노심 특성 평가에는 설계고도화의 일환으로 제어봉집합체의 비균질효과가 단면적 생산에 추가 고려되었음.
- 원형로 노

- 원형로 노심 핵설계 : 기존 두 가지 농축도 기반 초기노심의 비평형주기 노심관리 복잡성을 해소하기 위해 세 가지 농축도의 핵연료집합체를 장전하는 초기노심 장전 모형을 탐색함. 초기노심부터 평형 주기 도달까지 4주기 연소가 필요함으로써 기존에 비해 2배 이상 도달 기간을 단축시켰으며, 재탐색된 초기/천이 노심 및 평형주기 노심에 대해 출력분포, 동특성 자료, 반응도가, 원자로정지여유도 평가 및 연계자료를 생산함. 노심 특성 평가에는 설계고도화의 일환으로 제어봉집합체의 비균질효과가 단면적 생산에 추가 고려되었음.
- 원형로 노심 열유체 설계 : 원형로 특정 불확도 평가체제를 구축하고 설계요건을 만족하며 열적 여유도를 최적화한 비평형주기 노심 열유체 설계를 수행함. 핵 설계/노심 열유체/핵연료성능 통합해석을 통한 열적 설계한계인자 평가체제를 개발함.
- 원형로 차폐 설계 : PHTS 설계 변경을 반영하여 2차 소듐 방사화 저감을 위한 차폐체 설계를 수행함. 설계 변경된 하부 반사집합체의 성능평가를 위하여 비균질 모형을 개발 및 차폐 설계에 적용하였으며, UIS를 몬테칼로 모형에 구현하여 UIS로 인한 차폐성능을 평가함. 소듐풀, IHX 및 DHX 높이 변경을 반영하고 차폐체 높이 및 두께를 최적화하여 최종적으로 이차 냉각계통 소듐 방사화 값 평균 0.283μCi/kg을 달성, 증기발생기건물의 방사선 구역 준위 3수준을 만족함.
- 특정기술주제보고서 : MC²-3/DIF3D-VARIANT/REBUS-3 전산코드 SVVR을 발간하여 ‘핵설계 전산체제 확인’을 완료하였으며, 비균질 몬테칼로 모델과 핵설계 전산체제 모델간 오차에 기반한 모델링 불확도와 노물리 실험 자료를 통계 처리하여 도출한 단면적 불확도를 토대로 ‘핵설계 전산체제 불확도 평가’를 수행 노심 핵설계 전산체제 TR을 작성 완료함. 노심 열유체 코드 모델의 수치해석 방법론을 상세히 기술하고 검증시험과의 비교분석을 통해 설계코드의 적절성을 확인하였으며, 이를 기반으로 노심 열유체 설계 전산코드의 TR을 발간함. 범용 MCNP 전산코드를 사용하여 차폐실험 평가를 수행하여 전산코드의 불확도를 산정하였으며, 보수적인 차폐설계방법을 채택 노심 차폐설계 전산코드의 TR을 발간함.

(출처 : 서지정보양식 266p)

Abstract ▼

- Core Neutronics Design : PGSFR initial core fuel assembly loading layout is revised to use three different enriched fuel assembly for simple fuel loading management. After 4 cycle, equilibrium core is achieved and this is almost twice faster than previous design. For initial/transient/equilibrium

- Core Neutronics Design : PGSFR initial core fuel assembly loading layout is revised to use three different enriched fuel assembly for simple fuel loading management. After 4 cycle, equilibrium core is achieved and this is almost twice faster than previous design. For initial/transient/equilibrium core, power distribution, reactivity worth, kinetics parameter, shutdown margin, etc. are analyzed. In these analysis, control assembly’s heterogeneity effect is considered in cross section generation.
- Core T/H Design : The core T/H design, that both satisfies the design requirements and optimizes the thermal margin, is performed with the PGSFR specific uncertainty evaluation during non-equilibrium cycle.
- Core Shielding Design : The changes in PHTS such as the elevation of sodium pool, IHX and DHX, the height of upper shield were applied to PGSFR shielding design. The heterogeneous lower reflector and UIS　models were also developed to enhance the fidelity of shielding calculation. The thickness and height of above shield were optimized and finally secondary sodium activity was reduced to 0.283μCi/kg which is below the limit of radiation zone 3.
- Topical Report : MC²-3/DIF3D-VARIANT/REBUS-3 SVVRs have been published and used as ‘Verification of the Neutronics Design Code System’. ‘Uncertainty Evaluation for the Neutronics Design Code System’ were completed based on the modeling uncertainty based on the difference between heterogeneous Monte Carlo model and Neutronics Design Code System model, and the cross-section uncertainty based on the statistical analysis of reactor physics experiments. A evaluation method to combine neutronics, core T/H design and fuel performance is developed for thermal design limits. TR was published by verifying numerical methodology and validating with experimental data. By applying general MCNP code, the evaluation of shielding experiment were performed. TR for shielding design code was prepared based on conservative shielding design method.

(출처 : BIBLIOGRAPHIC INFORMATION SHEET 267p)

목차 Contents

• 표지 ... 1
• 제 출 문 ... 3
• 보고서 요약서 ... 5
• 요 약 문 ... 7
• SUMMARY ... 30
• CONTENTS ... 35
• 목차 ... 38
• 표목차 ... 41
• 그림목차 ... 44
• 제1장 연구개발과제의 개요 ... 48
• 제1.1절 연구개발의 필요성 ... 50
• 1.1.1. 기술적 측면 ... 50
• 1.1.2. 경제·산업적 측면 ... 51
• 1.1.3. 사회·문화적 측면 ... 51
• 제1.2절 연구개발 목표 및 내용 ... 52
• 1.2.1. 최종목표 ... 52
• 1.2.2. 2단계 목표 및 내용 ... 52
• 제2장 국내외 기술개발 현황 ... 54
• 제2.1절 연구개발대상 기술의 국내·외 현황 ... 56
• 2.1.1. 국내수준 ... 56
• 2.1.2. 국내·외 연구현황 ... 57
• 제2.2절 지금까지의 연구개발 실적 ... 58
• 2.2.1. 국내 연구개발 실적 ... 58
• 2.2.2. 국외 연구개발 실적 ... 60
• 2.2.3. 선진국과의 기술격차 ... 62
• 제2.3절 국내·외 기술개발 현황에서 차지하는 위치 ... 64
• 제3장 연구개발수행 내용 및 결과 ... 67
• 제3.1절 원형로 노심 핵설계 ... 69
• 3.1.1. 원형로 비평형주기 노심 관리 계획 최적화 ... 69
• 3.1.2. 비연료집합체 설계 최적화 ... 77
• 3.1.3. 원형로 초기/비평형주기 노심성능 평가 및 시스템 연계자료 생산 ... 87
• 3.1.4. 원형로 동적/정적 안정성 평가 ... 95
• 3.1.5. 노외 계측기 모델링 및 거동 모사 ... 96
• 제3.2절 원형로 노심 열수력 설계 ... 114
• 3.2.1. 노심 집합체 유량분배 최적화 ... 114
• 3.2.2. 비평형주기 노심 열유체 설계자료 생산 ... 118
• 3.2.3. 전 노심 설계한계인자 평가 ... 120
• 3.2.4. 노심 열유체 설계방법론 평가 ... 123
• 3.2.5. 고온유로계수 항목 선정 및 개별 인자 평가 ... 125
• 3.2.6. 노심 열유체 열적 여유도 계산 ... 127
• 3.2.7. 노심 열유체 과도모델 검증 ... 127
• 제3.3절 원형로 차폐 설계 ... 130
• 3.3.1. 고정 차폐체 비균실 모델 개발 ... 130
• 3.3.2. 특정 차폐설계용 선원항 생산 (ANL) ... 137
• 3.3.3. 방사선 설계 지침서 작성 (ANL) ... 139
• 제3.4절 핵설계 전산코드 검증 ... 142
• 3.4.1. 원형로 우라늄 노심 Mock-up 노물리 실험 평가 및 분석 ... 142
• 3.4.2. 전산코드 이론 및 수치해석 방법 품질 확인 ... 166
• 3.4.3. 원자로 수명기간 적용 보수적 핵설계 인자 평가 ... 175
• 3.4.4. 핵설계 전산체제 보정인자/불확실도 평가 ... 177
• 3.4.5. 핵설계 전산체제 TR 제출 ... 183
• 제3.5절 열수력 설계 전산코드 검증 ... 196
• 3.5.1. 노심 열유체 코드 확인 및 검증 ... 196
• 3.5.2. 소듐냉각시험 비교 평가 ... 200
• 3.5.3. 특정기술주제보고서 작성 ... 202
• 제3.6절 차폐 설계 전산코드 검증 ... 208
• 3.6.1. 차폐 설계 검증용 자료 수집 ... 208
• 3.6.2. 차폐 설계 전산코드 기반 검증자료 분석 ... 208
• 3.6.3. 차폐 설계 방법론 불확도 평가 및 특정기술주제보고서 작성 ... 216
• 제4장 목표달성도 및 관련분야에의 기여도 ... 220
• 제4.1절 목표달성도 ... 222
• 4.1.1. 원형로 노심 핵설계 ... 222
• 4.1.2. 원형로 노심 열수력 설계 ... 225
• 4.1.3. 원형로 차폐 설계 ... 226
• 4.1.4. 핵설계 전산코드 검증 ... 227
• 4.1.5. 열수력 설계 전산코드 검증 ... 229
• 4.1.6. 차폐 설계 전산코드 검증 ... 230
• 제4.2절 관련분야에의 기여도 ... 231
• 4.2.1. 원형로 노심 핵설계 ... 231
• 4.2.2. 원형로 노심 열수력 설계 ... 233
• 4.2.3. 원형로 차폐 설계 ... 234
• 4.2.4. 핵설계 전산코드 검증 ... 235
• 4.2.5. 열수력 설계 전산코드 검증 ... 236
• 4.2.6. 차폐 설계 전산코드 검증 ... 237
• 제5장 연구개발결과의 활용계획 ... 238
• 제5.1절 연구개발결과의 활용계획 ... 240
• 제5.2절 연구개발결과의 기대성과 ... 243
• 5.2.1. 기술적 측면 ... 243
• 5.2.2. 경제적, 산업적 측면 ... 243
• 제6장 연구개발과정에서 수집한 해외과학기술정보 ... 246
• 제7장 연구개발성과의 보안등급 ... 250
• 제8장 연구장비의 구축 및 활용 결과 ... 254
• 제9장 연구개발과제 수행에 따른 연구실 등의 안전 조치 이행 실적 ... 258
• 제10장 참고문헌 ... 262
• 서지정보양식 ... 266
• BIBLIOGRAPHIC INFORMATION SHEET ... 267
• 끝페이지 ... 268