초록 ▼

연구의 목적 및 내용
핵융합로의 안전하고 지속가능한 삼중수소 연료주기를 달성하기 위해서는 운전 중 14 MeV 중성자에 의한 삼중수소 증식재의 재료물성 변화를 예측하는 것이 중요하다. 하지만 아직 이에 대한 연구는 미진한 상황이다. 결과적으로 핵융합로 블랭킷은 선행 연구에 대한 철저한 검토가 다소 부족한 채로 설계되어 왔으며, 블랭킷의 장기 내구성 및 성능에 대한 우려가 현존한다. 본 연구에서는 멀티스케일 모델링을 이용하여, 유망한 삼중수소 증식재 (Li₂TiO₃)의 핵융합로 운전 중 재

연구의 목적 및 내용
핵융합로의 안전하고 지속가능한 삼중수소 연료주기를 달성하기 위해서는 운전 중 14 MeV 중성자에 의한 삼중수소 증식재의 재료물성 변화를 예측하는 것이 중요하다. 하지만 아직 이에 대한 연구는 미진한 상황이다. 결과적으로 핵융합로 블랭킷은 선행 연구에 대한 철저한 검토가 다소 부족한 채로 설계되어 왔으며, 블랭킷의 장기 내구성 및 성능에 대한 우려가 현존한다. 본 연구에서는 멀티스케일 모델링을 이용하여, 유망한 삼중수소 증식재 (Li₂TiO₃)의 핵융합로 운전 중 재료물성 변화에 관한 이론적인 모델을 확립하고 이를 예측하고자 하였다.

연구 개발 성과
3년 동안 다음 세 가지 주제를 연구하였다. 결과적으로, 삼중수소 증식재로 사용되는 Li₂TiO₃의 4가지 중요한 재료 특성을 예측하기 위한 모델을 방사선 효과를 포함하여 성공적으로 개발하였다. 이 모델은 핵융합로의 시간 및 온도 등과 같이 주어진 조건에서 재료의 특성을 결정할 수 있게 한다.
○ [주제-1: Li₂TiO₃ 의 재료 특성 계산 방법 구축] Li₂TiO₃의 구조적, 기계적, 및 열적인 특성을 정확하게 결정하는 방법을 개발하였다. 구체적으로는, 다양한 조건에 대한 열전도도를 결정하기 위해 새로운 퍼텐셜 모델을 구축하였고 방법의 이론적 신뢰도를 개선하였다. 또한, 삼중수소 재고량을 결정하는 모델을 제안하였다.
○ [주제-2: Li₂TiO₃의 방사선 손상 거동 모델링] 임계 변위 에너지를 결정하였다. 또한, 최대 100 keV까지 방사선 결함 형성 거동을 체계적으로 점검하였다. 그리고 결함 복구를 위한 반응 경로 분석을 통해, 삼중수소 증식재에서 Li burn-up에 의해 유발된 anti-site 결함 (Li_Ti와 Ti_Li) 및 Li₂O 손실이 중요한 역할을 한다는 것을 확인했다. 마지막으로, 핵융합 환경에서 이 두 가지 결함의 농도 변화를 예측하기 위한 모델을 구축하였다.
○ [주제-3: 방사선 환경 하에서의 Li₂TiO₃ 재료 특성 변화 예측] 먼저 결함이 재료 특성을 어떻게 변화시키는지를 결함 농도의 함수로서 결정하였다. 개발된 결함 발달 모델과 결합하여, 최종적으로 핵융합로 운전 시간의 함수로서 재료 특성 변화를 예측하는 모델을 구축하였다.

연구 개발 성과의 활용 계획 (기대 효과)
(1) 본 과제를 통해 확보한 이론적 모델은 핵융합로 블랭킷의 설계와 삼중수소 연료주기의 지속가능성 향상을 가능하게 한다. 추가적으로 이 모델은 삼중수소의 방사선 문제와 관련하여 증식용 블랭킷의 라이센싱과 안전 규제에 필요한 과학적인 기반을 강화한다.
(2) 모델이 원자단위 계산결과에 근거하기 때문에, 재료물성과 방사선 효과에 관한 전반적인 과학적인 이해가 깊다. 이러한 과학적 이해는 더 나은 후보 증식재를 찾는데 도움을 줄 것이다. 예를 들어, 본 모델이 “삼중수소의 축적”을 재료물성의 가장 중대한 문제점이라고 예측한다면, 연구역량을 방사선 손상으로 삼중수소 축적이 최소한으로 일어나는 재료를 찾는 데에 집중할 수 있다.
(3) 본 과제에서 사용된 계산적 방법론은 손쉽게 다른 후보 증식재군 (예를 들면 as Li₄SiO₄)에 적용될 수 있다. 따라서 이는 방사선 손상효과를 고려한 증식재 선정에 사용될 수 있다.
(4) 현재 한국 뿐 아니라 전 세계적으로도 증식재에 대한 방사선 효과를 평가하는 모델이 없기 때문에, 본 과제는 핵융합 R&D의 국제적인 협력 사업에 역시 크게 기여할 것이다.

(출처 : 요약문 4p)

Abstract ▼

Purpose & Contents
In order to establish a safe and sustainable tritium fuel cycle in fusion reactors, it is important to predict how 14 MeV neutron irradiation affect properties of tritium breeding materials during the reactor operation. However, quite less is known on the radiation effects. Con

Purpose & Contents
In order to establish a safe and sustainable tritium fuel cycle in fusion reactors, it is important to predict how 14 MeV neutron irradiation affect properties of tritium breeding materials during the reactor operation. However, quite less is known on the radiation effects. Consequently, the fusion blanket has been designed without considering the radiation effects in previous studies, which may cause serious problems in the long-term performance of the blanket. In this project, therefore, using multi-scale modeling techniques, we aimed to construct a theoretical model to predict how material properties (elastic constants, volume, thermal conductivity and tritium inventory) of Li₂TiO₃ will change during the operation of fusion reactors.

Results
We have researched the following three research topics over 3 years. Consequently, we have successfully developed models to predict the four important material properties of Li₂TiO₃ as tritium breeder, including radiation effects on the properties.
These models allow to determine properties at given conditions such as time and temperature for a given fusion reactor.
○ [Subject-1: Establishment of calculation methods for material properties of Li₂TiO₃] We developed methods to determine structural, mechanical, and thermal properties of Li₂TiO₃ accurately. Specifically, we have constructed a new potential model and improved the theoretical reliability of a method to determine thermal conductivity for various conditions. In addition, we proposed a model to determine tritium inventory.
○ [Subject-2: Modeling of radiation damage behavior of Li₂TiO₃] We have determined threshold displacement energies. In addition, up to 100 keV, we have systematically checked the radiation damage formation behaviors. In addition, through reaction path analysis for defect recovery, we have identified anti-site defects (Li_Ti and Ti_Li) and Li₂O-loss caused by Li brun-up for tritium breeding play key roles.
Finally we have constructed a model to pursue the concentration changes of these two defects under a nuclear fusion environment.
○ [Subject-3: Prediction of material property changes of Li₂TiO₃ under radiation environment] We have first determined how the defects change the material properties as a function of the defect concentrations. Combining with the developed defect evolution model, we have finally constructed models to predict the material property changes as function of fusion reactor operation time.

Expected Contribution
(1) The developed theoretical model facilitates the design of the breeding blanket and the evaluation of the sustainability of the tritium fuel cycle. The model also reinforces the scientific basis for licensing and safety regulation of the breeding blanket regarding tritium radiation safety.
(2) As the model was constructed from an atomic scale, scientific details of material properties and radiation effects were obtained. The scientific details help us effectively develop new materials. For example, if the model indicate that the tritium inventory is a key problem, we can focus our efforts to find a new material whose tritium inventory is less affected by radiation.
(3) The computational approach extended in this project can be applied to other candidate materials such as Li₄SiO₄. Thus, it can be used for selection of the breeding material with considering effects of radiation damages.
(4) Because there is no similar model to evaluate the radiation effects on the properties of breeding materials in the world, the results of this project will largely contributed to the international collaboration for fusion energy.

(출처 : SUMMARY 5p)

목차 Contents

• 표지 ... 1
• 제출문 ... 2
• 보고서 요약서 ... 3
• 국문 요약문 ... 4
• SUMMARY ... 5
• Contents ... 6
• 목차 ... 7
• 1. 연구 개발 과제의 개요 ... 8
• 1.1. 연구 개발 목적 ... 8
• 1.2. 연구 개발의 필요성 ... 8
• 1.3. 연구 개발 범위 ... 8
• 2. 국내외 기술 개발 현황 ... 15
• 2.1. 국내 기술 개발 현황 ... 15
• 2.2. 국외 기술 개발 현황 ... 15
• 3. 연구 수행 내용 및 결과 ... 17
• 3.0. Contents of this chapter ... 17
• 3.1. Task-1: Calculation of volume and elastic constants ... 18
• 3.2. Task-2: Calculation of thermal conductivity ... 38
• 3.3. Task-3: Calculation of tritium inventory ... 71
• 3.4. Task-4: Modeling of defect formation processes ... 83
• 3.5. Task-5: Modeling of defect recovery and aggregation processes ... 94
• 3.6. Task-6: Modeling of long-term evolution of radiation defects ... 102
• 3.7. Task-7: Calculation of defect effects on mechanical and thermal properties ... 109
• 3.8. Task-8: Calculation of defect effects on tritium inventory ... 118
• 3.9. Task-9: Modeling of evolution of material properties under radiation environment ... 122
• 3.10. Concluding remarks ... 126
• 4. 목표 달성도 및 관련 분야 기여도 ... 129
• 4.1. 목표 달성도 ... 129
• 4.2. 관련 분야 기여도 ... 130
• 5. 연구 결과의 활용 계획 ... 131
• 6. 연구 과정에서 수집한 해외 과학 기술 정보 ... 132
• 7. 연구 개발 결과의 보안 등급 ... 133
• 8. 국가과학기술종합정보시스템에 등록한 연구 시설·장비 현황 ... 134
• 9. 연구 개발 과제 수행에 따른 연구실 등의 안전 조치 이행 실적 ... 135
• 10. 연구 개발 과제의 대표적 연구 실적 ... 136
• 11. 기타 사항 ... 137
• 12. 참고 문헌 ... 138
• 끝페이지 ... 145