초록 ▼

Ⅳ. 연구개발결과
하이브리드 MMR은 혁신적인 피동시스템인 히트파이프를 적용하여 정상운전시 냉각재 없는 히트파이프 노심냉각계통을 설계하였다. 본 원전에 적용가능한 히트파이프의 특성과 온도에 따른 작동 한계 및 열전달 성능을 평가하여 최적화하였다. 환형 윅구조의 모세관식 히트파이프가 가장 좋은 성능을 보였다. 1차년도에는 히트파이프의 피동안전계통으로서의 노심 냉각 가능성을 평가했을 때, 열전도 구조물이 있는 봉형구조가 적절하다고 평가되었다. 2차년도에는 정상운전 시에 히트파이프 노심냉각계통을 설계하여 3가지 솔리드 노심에 대하여

Ⅳ. 연구개발결과
하이브리드 MMR은 혁신적인 피동시스템인 히트파이프를 적용하여 정상운전시 냉각재 없는 히트파이프 노심냉각계통을 설계하였다. 본 원전에 적용가능한 히트파이프의 특성과 온도에 따른 작동 한계 및 열전달 성능을 평가하여 최적화하였다. 환형 윅구조의 모세관식 히트파이프가 가장 좋은 성능을 보였다. 1차년도에는 히트파이프의 피동안전계통으로서의 노심 냉각 가능성을 평가했을 때, 열전도 구조물이 있는 봉형구조가 적절하다고 평가되었다. 2차년도에는 정상운전 시에 히트파이프 노심냉각계통을 설계하여 3가지 솔리드 노심에 대하여 FEM을 이용하여 안전 해석를 수행하였다. 또한 히트파이프 시스템의 전체 열저항을 이용하여 정상상태의 노심냉각계통의 냉각가능성을 평가하고, 중간열교환계통(IHX)를 설계하였다.

하이브리드 MMR의 3가지 설계에 대한 질화 우라늄 연료 장전 연소 계산을 수행하였다. 연소 계산을 위하여 연속에너지 몬테카를로 코드인 서펀트 (Serpent 2) 코드를 활용하였다. 위 계산을 통해 각각의 노심 설계에 따른 20년 연료주기를 위한 우라늄 농축도를 결정하였다.

하이브리드 MMR의 시스템적 설계를 위해 이론적 설계 방법론을 정립하였다. 초소형 모듈 원전과 태양열 시스템을 융합하는 것에 있어서 좀 더 체계적인 기준을 세웠으며, 동특성이 고려된 시스템을 설계하는 것에 있어서 설계 변수들을 정리하여 정량화하기 어려운 요건들을 도출하였다. 이러한 설계 요건들을 기반으로 TES 정상상태에 알맞게 최적의 구조를 설계했고, 열전달적 해석을 수행하였다.

하이브리드 MMR의 핵연료에는 핵분열밀도가 높고 핵연료성능이 뛰어난 일질화우라늄(UN)이 MMR 핵연료 후보재료로 선정되었다. 감손우라늄을 이용한 UN에 대한 합성공정 최적화를 수행하였으며 스파크 플라즈마 소결법을 통해 고밀도 소결체를 제조하였다. UN 모의핵연료 소결체에 대한 열물성 측정을 수행하였다.

확률론적안전성평가에 앞서 대상 노형인 자율운전 원전의 설계 사항을 검토하고 관련 노형의 안전성 평가 수행 현황에 관한 문헌 검토를 수행했다. 이를 바탕으로 관련 원자로의 초기사건 목록을 검토하여 자율운전 원전의 초기사건으로 냉각재상실사고, 부하상실사건, 원자로 용기 파단사고, 최종열제거원상실사고, 정지불능 예상과도사건, 제어봉 인출 혹은 삽입의 여섯 가지 초기사건을 도출했다. 그 중 가장 대표적이라 할 수 있는 냉각재상실사고와 부하상실사건에 대해 가능한 모든 안전기능 실패의 조합을 고려하여 과도사건 분석을 수행했다. 분석 결과를 바탕으로 두 사건에 대한 사건수목을 개발하였고 자율운전 원전에 대한 설계 개선점을 도출했다. 이 외에도 향후 리스크 정량화를 위해 현존하는 피동형 안전계통의 리스크 평가 방법론을 검토하여 한계점을 파악하였다.

(출처 : 요약문 6p)

Abstract ▼

Ⅳ. Results of Research and Development
The hybrid MMR utilizes an innovative passive heat pipe to design coolant-free core cooling system during normal operation. The characteristics of heat pipe applicable to this nuclear power plant, temperature - dependent operating limits and heat transfer pe

Ⅳ. Results of Research and Development
The hybrid MMR utilizes an innovative passive heat pipe to design coolant-free core cooling system during normal operation. The characteristics of heat pipe applicable to this nuclear power plant, temperature - dependent operating limits and heat transfer performance were evaluated and optimized.
An annular wick-structured capillary heat pipe showed the best performance.

In the first year, when evaluating the possibility of core cooling as a passive safety system of a heat pipe, a bar type structure with a heat conduction structure was evaluated as appropriate. In the second year, the heat pipe core cooling system was designed during normal operation and safety analysis was performed using FEM for three solid cores. In addition, the possibility of cooling the core cooling system using the total heat resistance of the heat pipe system was evaluated during normal operation and the intermediate heat exchange system (IHX) was designed.

For the suggested 3 types of hybrid MMR designs, burnup simulation was performed with Uranium Nitride loaded fuel. The continuous energy Monte Carlo code, Serpent 2 was used for the calculation. From the above, the optimum U-235 enrichments were found for the 20-years of full power operation.

The theoretical design methodology for the hybrid MMR was formulated. The quantitative standards for integrating the modular nuclear reactor with the concentrated solar power system were established, and the design constraints regarding the dynamic operations of the hybrid system were obtained. With these numerical figures, the geometry of the thermal energy storage was optimized under steady state conditions, as well as the basic heat transfer performance.

The feasibility study suggested uranium mononitride (UN) as MMR fuel candiadate, mainly due to high fissile density and fuel performance.
Optimization of UN synthesis and fabrication parameter was performed with hydride-nitride process and spark plasma sintering (SPS). Thermal properties of UN was measured by laser flash analysis (LFA).

Prior to the probabilistic safety assessment, the design of the autonomous Micro Modular Reactor and the current status of the safety analysis of the relevant reactor types were reviewed. Based on this, the initiating event lists of relevant reactor types were reviewed and six initiating events were derived: Loss of Coolant Accident(LOCA), Loss of Load(LOL), Reactor Vessel Rupture(RVR), Loss fo Heat Sink (LOHS), Anticipated Transient without Scram(ATWS), and Rod withdrawal/insertion. The transient analyses were performed considering all the possible combinations of safety function failures for the two most representative events: LOCA and LOL Bases on the analyses results, the event trees for the two events were developed and design improvements were derived. In addition, limitations were identified by reviewing the risk assessment methodology of existing passive safety systems.

(source : SUMMARY 11p)

목차 Contents

• 표지 ... 1
• 제 출 문 ... 2
• 보고서 요약서 ... 3
• 요 약 문 ... 5
• SUMMARY ... 9
• 목차 ... 13
• CONTENTS ... 15
• 제1장 연구개발과제의 개요 ... 17
• 1절. 연구개발의 필요성 ... 17
• 2절. 연구개발의 목표 및 범위 ... 24
• 제2장 국내외 기술개발 현황 ... 28
• 1절. 국내 기술 수준 및 시장 현황 ... 28
• 2절. 국외 기술 수준 및 시장 현황 ... 35
• 제3장 연구개발수행 내용 및 결과 ... 47
• 1절. 하이브리드 MMR 안전계통 ... 47
• 1-1 히트파이프 안전 시스템 ... 47
• 1-2. 히트파이프 적용성 평가 ... 50
• 1-3. 히트파이프를 이용한 피동잔열제거계통 (1차년도) ... 59
• 1-4. 히트파이프를 이용한 정상운전 노심냉각계통 (2차년도) ... 71
• 2절. 하이브리드 초소형 노심 개념 연구 ... 83
• 2-1. 자율운전 원전 장주기 노심 개념 도출 ... 83
• 2-2. 자율운전 노심 해석 ... 88
• 2-3. 자율운전 알고리즘 개발 및 동특성 평가 방법론 ... 94
• 3절. 원자력 신재생 하이브리드 MMR 시스템 ... 96
• 3-1. CSP-MMR 설계 방법론 설명 및 TES 설계 요건 ... 96
• 3-2. TES 구성 및 설계 ... 115
• 3-3. 발전 사이클 레이아웃 옵션 및 설계 결과 ... 123
• 3-4. GAMMA+ 코드를 통한 동특성 평가방법론 검증 ... 128
• 3-5. HMMR 성능 검증을 위한 자기베어링 실험 및 터보기계 실험 계획 ... 130
• 4절. 장주기 자율운전 초소형모듈원전 핵연료 개념개발 ... 142
• 4-1. 일질화우라늄의 재료적 특성 ... 144
• 4-2. 일질화우라늄 핵연료 제조방법 ... 153
• 4-3. 일질화우라늄 모의핵연료 제조 및 열물성 측정 ... 159
• 5절. 자율운전 원전 확률론적안전성평가 방법 개발 ... 171
• 5-1. 신형원자로의 안전성 평가 현황 ... 171
• 5-2. 자율운전 원전 초기사건 도출 ... 178
• 5-3. 냉각재상실사고(LOCA) 시나리오 성공기준 분석 ... 184
• 5-4. 부하상실사건(LOL) 시나리오 성공기준 분석 ... 190
• 5-5. 자율운전 소형모듈원전 사건수목 개발 ... 199
• 5-6. 피동형 안전계통 PSA ... 203
• 5-7. 확률론적안전성평가 결론 및 향후 연구 ... 212
• 제4장 목표달성도 및 관련분야에의 기여도 ... 215
• 1절. 연도별 연구목표 및 평가착안점 ... 215
• 2절. 연구개발목표의 달성도 ... 216
• 3절. 관련분야의 기술발전에의 기여도 ... 217
• 제5장 연구개발결과의 활용계획 ... 219
• 제1절 하이브리드 MMR 히트파이프 안전계통 설계 ... 219
• 제2절 하이브리드 MMR 장주기 자율운전 노심 설계 ... 219
• 제3절 원자력 신재생 하이브리드 시스템 설계 및 사이클 최적화 ... 219
• 제4절 장주기 자율운전 초소형모듈원전 핵연료 개념개발 ... 219
• 제5절 자율운전 초소형모듈원전 확률론적안전성평가 모델 ... 220
• 제6절 피동형 안전계통 확률론적안전성평가 방법론 ... 220
• 제6장 연구개발과정에서 수집한 해외과학기술정보 ... 221
• 1절. 원자력 신재생 하이브리드 발전 시스템 기술 (Nuclear Renewable Hybrid Energy Systems, N-R HES) ... 221
• 2절. 히트파이프를 이용한 우주 원자력 시스템 ... 222
• 제3절 원자력 신재생 하이브리드 시스템 설계 및 사이클 최적화 ... 223
• 4절 질화물 핵연료 개발연구 ... 224
• 5절. 국외 피동형 안전계통의 확률론적안전성 평가 ... 225
• 제7장 연구장비의 구축 및 활용 결과 ... 226
• 제 1 절 자기베어링 실험 장비 구축 및 활용 ... 226
• 제8장 참고문헌 ... 227
• 끝페이지 ... 237