초록 ▼

소듐냉각고속로개발사업의 3단계 연구는 소듐냉각고속로 핵심기술 인증을 위한 특정기술주제보고서 심사대응, 사용후핵연료 연소성능 향상 기술 개발 및 소듐·안전 현안 해결을 위한 핵심기술 개발을 통해 사용후 핵연료 부피·독성저감 기술에 대한 국민 신뢰도를 향상시키는 방향으로 수행되었다.
특정기술주제보고서 심사대응은 소듐냉각고속로(SFR) 설계에 관한 특정기술부제보고서(TR) 승인 획득을 위한 인허가 대응 총괄을 목표로 한다. 특정기술주제보고서는 원자력안전법 시행규칙 제131조에 규정하는 바에 의해 소듐냉각고속로 설계와 관련된 기술적

소듐냉각고속로개발사업의 3단계 연구는 소듐냉각고속로 핵심기술 인증을 위한 특정기술주제보고서 심사대응, 사용후핵연료 연소성능 향상 기술 개발 및 소듐·안전 현안 해결을 위한 핵심기술 개발을 통해 사용후 핵연료 부피·독성저감 기술에 대한 국민 신뢰도를 향상시키는 방향으로 수행되었다.
특정기술주제보고서 심사대응은 소듐냉각고속로(SFR) 설계에 관한 특정기술부제보고서(TR) 승인 획득을 위한 인허가 대응 총괄을 목표로 한다. 특정기술주제보고서는 원자력안전법 시행규칙 제131조에 규정하는 바에 의해 소듐냉각고속로 설계와 관련된 기술적 사항 및 안전성 관련 핵심 기술로서 TRU 소각용 SFR 개발에 직접 활용 가능한 주제인 금속연료봉 설계, 핵설계 전산체제, 소듐방사화 평가, 열유체 설계, 지진응답해석, 소듐화재 및 소듐-물반응 해석 그리고 동특성해석에 관한 기술 10종을 선정하였다. 현재 TR 인허가 심사대응 현황은 TR 1종에 대한 서류적합성검토 진행 중, TR 1종에 대한 서류적합성 검토 종료(부적합), 그리고 TR 8종에 대한 본 심사가 진행 중이다.
국내 금속연료 기술 검증을 위해 BOR-60 연료봉 조사시험의 경우 목표 연소도 7 at.% 달성하였으며 노내성능 검증자료를 확보함. 또한, BOR-60 피복관 조사시험을 통해서는 목표 조사량 75 dpa 달성하여 노내크리프와 물성 자료를 확보하고 피복관의 노외 크리프 시험자료와 연계하여 노내 크리프 모델을 개발하였다.
시스템 설계를 마친 원자로의 안전성을 종합적으로 검증할 수 있는 소듐 열유동 종합효과 시험장치 구축 및 시험을 목표로 연구개발을 진행하여 지금까지 개발된 국내 소듐냉각고속로 설계기술, 전산체제, 소듐기술 등의 종합적인 검증을 수행하였고 설계 중심의 기술개발 능력을 하드웨어적 검증단계까지 발전시켰으며 세계적 수준의 대형 시설을 구축하여 우리나라의 제4세대 원자력 기술경쟁력을 높이는데 크게 기여하였다. 또한, 신뢰성 있는 소듐 누설 감시시스템 및 소듐 계측기기 개발을 목표로 연구개발을 진행하여 첨단 계측기술인 분포형 온도 계측시스템을 도입한 차세대 누설감지 시스템 개념을 개발하였으며, 이 계측기기들은 소듐뿐만 아니라 다양한 액체금속(비철금속, 알루미늄 다이캐스팅, 제철산업, 용융염 등)을 활용하는 산업에서 범용적으로 활용될 수 있기에 신산업 발굴과 이를 통한 일자리 창출에도 기여하였다.
경수로 사용후핵연료 내 독성저감을 위하여 주요 독성원소인 TRU를 연소시킬 수 있는 TRU 함유 노심을 개발하고, 소듐냉각고속로의 사회적 수용성을 제고할 수 있도록 소듐-물 반응사고의 원천 방지가 가능한 열교환기 후보개념을 개발하였다. 또, 에어로졸 거동 방정식과 3차원 유동방정식을 연계함으로써 소듐 에어로졸의 3차원적 거동을 해석하고 이를 설계 및 설계 평가에 활용할 수 있는 전산해석체제를 구축하였다.
SAS4A 전산코드의 주요 중대사고 모델인 SSCOMP-A, DEFORM5-A, PINACLE-M, LEVITATE-M을 개발하였다. 실험결과를 사용한 검증 해석을 통해 용융핵연료 분출 이후 시점까지 해석이 가능하도록 코드를 확장 개발하였으며, START 코드 내 ISFRA 모듈의 에어로졸 핵분열생성물 수송모델 (질량추적방법론)을 ABCOVE 실험에 대하여 검증하였고, 그 수송모델의 특성과 해석 기제가 분석되었다.
소듐냉각고속로의 지진 및 소듐사고에 대비한 대응기술을 개발하고, 사고 발생을 사전에 인지할 수 있는 가동중검사 및 구조감시기술을 개발하여 SFR 원형로의 구조물 안전성 향상을 도모하는 것이 목적으로 연구를 수행하였다. 지진 취약 구조물에 대한 한계내진성능 향상 연구 및 대형지진에 대응할 수 있는 면진장치를 개발하여 구조물의 내진성능을 향상하였다. 또한, 소듐 누설확률을 획기적으로 저감할 수 있는 이중배관을 개발하여 소듐에 대한 안전성을 증진하였다. 주요 구조물에 대한 가동중검사 센서 시작품을 개발하고, 고온구조물의 크립-피로 손상을 실시간으로 감시할 수 있는 시스템을 개발하여 소듐 누설사고를 예방하였다.

(출처 : 서지정보양식 - 초록 161p)

Abstract ▼

The R&D activities of the third phase of the Korean SFR development project aims to develop key technologies for toxicity and volume reduction of spent nuclear fuel. This final report basically covers i) the overall licensing support for Topical Report (TR) approval for SFR design codes and methodol

The R&D activities of the third phase of the Korean SFR development project aims to develop key technologies for toxicity and volume reduction of spent nuclear fuel. This final report basically covers i) the overall licensing support for Topical Report (TR) approval for SFR design codes and methodologies, ii) technologies for burning and transmutation capability of TRU core, and iii) key technologies to resolve essential sodium and safety-related issues. By obtaining the technical data as a back-end fuel cycle option, the benefits of TRU burning in terms of the economy, public acceptance and environmental issues would be focused on further applications.
For the purpose of managing the overall licensing support for TR approval for SFR design, the task includes management of application for TR approval, status for licensing support and responses to licensing queries, and review of the PGSFR safety documents. Ten kinds of technical and safety technologies related to SFR design were selected as the subject of TR under the enforcement regulations of the Nuclear Safety Act. Currently eight TRs are under main review for approval by the regulatory body in accordance with regulatory procedures. One TR has been determined to be unacceptable by the regulatory body and another one is being reviewed for document suitability.
For the verification purpose of domestic metallic fuel technology, the target burnup of 7 at.% was achieved in the BOR-60 metallic fuel rod irradiation test, and in-pile performance verification data was secured. The target irradiation dose of 75 dpa was achieved in the BOR-60 cladding irradiation test, and in-pile creep data as well as material data were secured. Using in-pile cladding creep data, in-pile cladding creep model was developed in conjunction with out-of-pile cladding creep test data.
A Sodium Integral Effect Test Facility (STELLA-2) has been successfully constructed under the goal of comprehensive verification of the overall reactor safety and the design-oriented capability has extended up to the hardware demonstration level proving the design technology, the computer code system, and the sodium technology. This report covers from the preparation to the contruction and completion of the facility as well as the preliminary analysis result. The world-class test facility will contribute to increase Korean technology competitiveness of Gen IV reactor and the experiment database will be used as a groundwork for various international collaboration and cooperation R&D. The next generation sodium leak detection system was developed using the optical fiber temperature sensors and gas sensor replacing the old concept. After the verification and demonstration at the test facility, the system is expected to enhance the overall safety of sodium system and reducing the extra cost.
A TRU-contained core concept which could burn out main radio-toxic TRU elements was developed for the toxicity reduction of PWR spent fuel, and The steam generator concept for minimizing sodium-water reaction was developed. Also, Sodium aerosol transport analysis system was established by combining the aerosol models and the 3D flow equations.
A severe accident analysis modes of SAS4A code, such as 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 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 purpose of improving the integrity and safety of SFR structures, countermeasure technologies of responding to earthquakes and sodium accidents on a SFR have been developed. Key technologies for in-service inspection and structural health monitoring that can be aware of accidents in advance have been successfully setup as well. Research on marginal seismic performance improvement for earthquake-vulnerable structures and the development of seismic isolation devices to cope with large-scale earthquakes have been developed to improve the seismic performance of structures. In addition, the safety was eventually enhanced by developing double pipe that could drastically reduce the probability of sodium leakage. A novel real-time monitoring system for creep-fatigue damage of high temperature structures was developed to prevent sodium leakage accident.

(출처 : BIBLIOGRAPHIC INFORMATION SHEET - Abstract 163p)

목차 Contents

• 표지 ... 1
• 제 출 문 ... 3
• 보고서 요약서 ... 5
• 요 약 문 ... 7
• 목차 ... 9
• 표목차 ... 11
• 그림목차 ... 12
• 제1장 연구개발과제의 개요 ... 15
• 제1절 연구개발의 필요성 ... 17
• 1. 연구개발의 개요 ... 17
• 2. 연구개발의 필요성 ... 18
• 제2절 연구개발 목표 및 내용 ... 22
• 1. 최종목표 ... 22
• 2. 3단계 목표 및 내용 ... 23
• 제2장 연구수행내용 및 성과 ... 29
• 제1절 특정기술주제보고서 심사대응 ... 31
• 1. 특정기술주제보고서 승인신청 및 인허가 대응 총괄 ... 31
• 2. 전문기관 계통안전성 검토 ... 34
• 3. TR 인허가 대응 기술DB 구축 ... 35
• 제2절 SFR 기술 검증 ... 38
• 1. 금속연료 BOR-60 조사시험 ... 38
• 2. 피복관 노외 크리프 시험 ... 41
• 3. 소듐 열유동 종합효과 시험장치 구축 및 시험 ... 44
• 4. 소듐 시험용 요소기기 개발 및 검증 ... 47
• 5. 원자로 유동분포 및 IHX 입구 가스 혼입시험 ... 50
• 제3절 부피∙독성 저감 극대화 핵심기술 개발 ... 51
• 1. TRU 함유 노심개념 개발 ... 51
• 2. TRU 함유 핵연료개념 개발 ... 63
• 3. 설계기준지진 대비 한계 내진성능 평가 ... 65
• 4. 면진성능 향상 기술 개발 ... 69
• 5. 중대사고 해석시간 확장 SAS4A 코드 개선 ... 72
• 6. 중대사고 선원항 해석 전산코드 신뢰성 향상 기술개발 ... 75
• 7. 이중배관 적용기술 개발 ... 78
• 8. 소듐 에어로졸 거동 전산해석체제 구축 ... 83
• 9. 소듐-물 반응 극소화 열교환기 개념개발 ... 86
• 10. 소듐 가시화 기술 및 주요기기 검사센서 개발 ... 89
• 11. 고온 크립-피로 손상 감시기술 개발 ... 92
• 제3장 목표 달성도 및 관련 분야 기여도 ... 97
• 제1절 특정기술주제보고서 심사대응 ... 99
• 제2절 SFR 기술 검증 ... 104
• 제3절 부피∙독성 저감 극대화 핵심기술 개발 ... 111
• 제4장 연구개발성과의 활용 계획 등 ... 131
• 제1절 연구개발결과의 활용방안 ... 133
• 제2절 기대성과 ... 137
• 붙임 참고문헌 ... 143
• 부 록 ... 149
• 서지정보양식 ... 161
• BIBLIOGRAPHIC INFORMATION SHEET ... 163
• 끝페이지 ... 173