초록 ▼

- 경수로 사용후핵연료 내 독성 저감을 위하여 주요 독성원소인 TRU를 연소시킬 수 있는 TRU 함유 노심을 개발하였다. 열출력 3,800 MWth의 TRU 함유 원자로 5기를 활용하여 대부분의 TRU를 핵변환시킬 수 있었으며, 다량의 TRU 연료의 사용으로 노심의 안전성을 저하시킬 수 있는 양의 소듐기화반응도를 저감시킬 수 있는 설계안과 소듐기화반응도의 계산 오차를 저감시킬 수 있는 평가 방법론을 제안하였다.
- 소듐냉각고속로의 사회적 수용성을 획기적으로 향상시킬 수 있도록 소듐-물 반응사고의 원천 방지가 가능한 열교환기 후

- 경수로 사용후핵연료 내 독성 저감을 위하여 주요 독성원소인 TRU를 연소시킬 수 있는 TRU 함유 노심을 개발하였다. 열출력 3,800 MWth의 TRU 함유 원자로 5기를 활용하여 대부분의 TRU를 핵변환시킬 수 있었으며, 다량의 TRU 연료의 사용으로 노심의 안전성을 저하시킬 수 있는 양의 소듐기화반응도를 저감시킬 수 있는 설계안과 소듐기화반응도의 계산 오차를 저감시킬 수 있는 평가 방법론을 제안하였다.
- 소듐냉각고속로의 사회적 수용성을 획기적으로 향상시킬 수 있도록 소듐-물 반응사고의 원천 방지가 가능한 열교환기 후보개념을 개발하였다. 또한 설계코드 개발, HIP 접합부 건전성 평가, 샘플 제작 등을 통하여 정량적인 성능과 구현 가능성을 평가하였다. 발전소 성능 및 안전요건을 만족하는 열수송 및 안전계통의 개념을 개발하여 대용량 TRU 함유 노심에 대응할 수 있는 계통을 구성하였다.
- 에어로졸 거동방정식과 3차원 유동방정식을 연계함으로써 소듐 에어로졸의 3차원적 거동을 해석하고 이를 설계 및 설계 평가에 활용할 수 있는 전산해석체제 구축하였다. 소듐 에어로졸 전산해석체제를 이용하여 대상 노형에 대해 원자로용기 소듐 에어로졸 누출에 따른 에어로졸 거동을 해석하고 계측기에서 에어로졸 계측 시간을 평가하였으며 PGSFR 커버가스에서의 소듐 에어로졸 기기침착을 평가하였다
- SAS4A 전산코드의 주요 중대사고 모델인 SSCOMP-A, DEFORM5-A, PINACLE-M, LEVITATE-M을 개발하였고, 실험결과를 사용한 검증 해석을 통해 용융핵연료 분출 이후 시점까지 해석이 가능하도록 코드를 확장 개발하였다. 또한 TRU 함유 노심 원자로의 6가지 대표사고(LOF, TOP, LOHS, ULOF, UTOP, ULOHS)에 대한 안전해석을 수행하여 원자로의 안전성을 성공적으로 입증하였다.
- START 코드 내 ISFRA 모듈의 에어로졸 핵분열생성물 수송모델 (질량추적방법론)을 ABCOVE 실험에 대하여 검증하였고, 그 수송모델의 특성과 해석 기제가 분석되었다. 소듐냉각고속로의 Level-2 PSA 종합안전해석 코드인 START 코드 패키지의 신뢰성을 향상시키기 위하여, 구간법(MAEROS법)을 ISFRA 모듈내에 추가옵션 형태로 구현하였고 검증 및 타당성 검사를 수행하였다.

(출처 : 서지정보양식 626p)

Abstract ▼

- A TRU-contained core concept which could burn out main radio-toxic TRU elements was developed for the toxicity reduction of PWR spent fuel. Using 5 TRU-contained reactors with 3,800 MWth, almost TRU in PWR spent fuel can be transmuted. The unique core design was also suggested to decrease positive

- A TRU-contained core concept which could burn out main radio-toxic TRU elements was developed for the toxicity reduction of PWR spent fuel. Using 5 TRU-contained reactors with 3,800 MWth, almost TRU in PWR spent fuel can be transmuted. The unique core design was also suggested to decrease positive sodium void worth and a new SVW evaluation method was developed to reduce the error of SWV calculation.
- The steam generator concept for minimizing sodium-water reaction was developed. Design code development, integrity test of HIP process, and prototype fabrication were conducted to evaluate quantitative performance analysis and feasibility validation. The fluid system concept for TRU core was developed by satisfying both performance and safety requirements.
- Sodium aerosol transport analysis system was established by combining the aerosol models and the 3D flow equations. The developed code system was employed to evaluate the sodium aerosol leakage behavior in target reactors and to quantify the aerosol detection time. The sodium aerosol deposition in the cover gas region of PGSFR was also analyzed.
- SAS4A code severe accident modes, SSCOMP-A, DEFORM5-A, PINACLE-M, and LEVITATE-M are developed and validated with experimental results, leading to extention of the code analysis capability. The safety of the TRU burner reactor was successfully verified by completing the safety analysis for the six major accidents including LOF, TOP, LOHS, ULOF, UTOP, and ULOHS.
- The aerosol fission product (FP) transport model (Mass Tracking Method) of the ISFRA module in START CP was validated against ABCOVE experimental data, and then the characteristics and solving mechanism of the model were analyzed. For the improvement in confidence in the integrated safety analysis tool for SFRs, the sectional method (MAEROS method) was implemented into the ISFRA as an optional model and validated.

(출처 : BIBLIOGRAPHIC INFORMATION SHEET 627p)

목차 Contents

• 표지 ... 1
• 제 출 문 ... 3
• 보고서 요약서 ... 5
• 요 약 문 ... 7
• 목차 ... 9
• 표목차 ... 11
• 그림목차 ... 16
• 제1장 연구개발과제의 개요 ... 27
• 제1절 연구개발의 필요성 ... 29
• 1. 연구개발의 개요 ... 29
• 2. 연구개발의 필요성 ... 30
• 제2절 연구개발 목표 및 내용 ... 33
• 1. 최종목표 ... 33
• 2. 3단계 목표 및 내용 ... 33
• 제2장 연구수행내용 및 성과 ... 35
• 제1절 TRU 함유 노심개념 개발 ... 37
• 1. TRU 함유 노심개념 개발 ... 37
• 2. 소듐기화반응도 평가체제 요건 설정 ... 122
• 3. 소듐기화반응도 평가 방법론 개발 ... 141
• 제2절 소듐-물 반응 극소화 열교환기 개념개발 ... 151
• 1. 열교환기 개념개발 및 검증 ... 151
• 2. TRU 함유 노심 대응 계통 개념 개발 ... 202
• 제3절 소듐 에어로졸 거동 전산해석체제 구축 ... 308
• 1. 에어로졸 거동 해석 개요 ... 309
• 2. 에어로졸 거동해석 코드 검증 및 코드 업그레이드 ... 334
• 3. 에어로졸 거동해석를 이용한 에어로졸 확산 및 침착 해석 ... 345
• 제4절 중대사고 해석시간 확장 SAS4A 코드 개선 ... 355
• 1. 중대사고 해석시간 확장 모델 개발 ... 355
• 2. TRU 함유 노심 안전해석 ... 389
• 제5절 중대사고 선원항 해석 전산코드 신뢰성 향상기술 개발 ... 423
• 1. 중대사고 핵분열생성물 수송모델 검증 ... 423
• 2. 중대사고 핵분열생성물 수송모델 개선 ... 437
• 3. 중대사고 핵분열생성물 수송모델 개선 구현 및 검증 ... 443
• 제3장 목표 달성도 및 관련 분야 기여도 ... 452
• 제1절 세부 연구목표 ... 454
• 제2절 목표 달성여부 ... 455
• 제3절 목표 미달성 시 원인 및 차후대책 ... 463
• 제4절 관련 분야 기여도 ... 464
• 1. TRU 함유 노심개념 개발 ... 464
• 2. 소듐-물 반응 극소화 열교환기 개념개발 ... 464
• 3. 소듐 에어로졸 거동 전산해석체제 구축 ... 465
• 4. 중대사고 해석시간 확장 SAS4A 코드 개선 ... 465
• 5. 중대사고 선원항 해석 전산코드 신뢰성 향상기술 개발 ... 466
• 제4장 연구개발성과의 활용 계획 등 ... 468
• 제1절 연구개발결과의 활용방안 ... 470
• 1. TRU 함유 노심개념 개발 ... 470
• 2. 소듐-물 반응 극소화 열교환기 개념개발 ... 470
• 3. 소듐 에어로졸 거동 전산해석체제 구축 ... 470
• 4. 중대사고 해석시간 확장 SAS4A 코드 개선 ... 471
• 5. 중대사고 선원항 해석 전산코드 신뢰성 향상기술 개발 ... 471
• 제2절 기대성과 ... 472
• 1. 기술적 측면 ... 472
• 2. 경제적‧산업적 측면 ... 472
• 붙임 참고문헌 ... 474
• 부 록 ... 484
• [부록 2] 연구성과 소개서 ... 486
• [부록 4] 개인정보 및 과세정보의 제공 활용 동의서 ... 492
• [부록 5] 대표성과 기술서 ... 496
• [부록 6] 위탁과제 실적 요약서 ... 502
• [부록 7] RFP 수행결과 보고서 ... 574
• [부록 8] 수정․보완요구사항 및 반영내용 요약 ... 614
• [부록 9] 소듐냉각고속로개발사업 전담평가단및 실무점검반 의견 및 반영내용 ... 622
• 서지정보양식 ... 626
• BIBLIOGRAPHIC INFORMATION SHEET ... 627
• 끝페이지 ... 629