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보고서 상세정보

원천사고저항성을 가진 신개념 핵연료 개발
Development of new accident tolerant nuclear fuels

  • 과제명

    원천사고저항성을 가진 신개념 핵연료 개발

  • 주관연구기관

    한국과학기술원 기계기술연구소

  • 보고서유형

    최종보고서

  • 발행국가

    대한민국

  • 언어

    한국어

  • 발행년월

    2016-04

  • 과제시작년도

    2015

  • 주관부처

    미래창조과학부
    KA

  • 사업 관리 기관

    한국과학기술원
    Korea Advanced Institute of Science and Technology

  • 등록번호

    TRKO201600002313

  • 과제고유번호

    1711032207

  • 키워드

    핵연료,원전사고,사고 저항성 핵연료,피복관,경수로nuclear fuel,nuclear accident,accident tolerant nuclear fuel,cladding,light water reactor

  • DB 구축일자

    2016-06-04

  • DOI

    https://doi.org/10.23000/TRKO201600002313

  • 초록 


    While the current zirconium-based alloy exhibits a number of desirable features as a cladding material for light water reactors (...

    While the current zirconium-based alloy exhibits a number of desirable features as a cladding material for light water reactors (LWRs) in steady-state operation, concerns surrounding its structural integrity in accidents have drawn serious attentions for a need to develop a more accident tolerant LWR fuel today.

    We propose a galvanic corrosive fuel pellet that sacrificially reacts with high temperature water/steam while in contact with zircaloy inner wall. High temperature steam oxidation experiments were conducted to assess the effects of the galvanic pellets on the zircaloy oxidation rates. Fe, Ni, and Ti were selected as the galvanic pellet candidates. Yet, the experimental result shows that their influence on the zircaloy oxidation at 1200℃ is neglgible.

    In addition, we propose a novel double wall cladding concept that enhances accident tolerance of LWR fuels. The reference cladding design employs zircaloy, and FeCrAl based alloy or Silicon carbide for the inner, and the outer layer, respectively. The proposed cladding concept selectively utilizes oxidation tolerance of the outer tube while preserving preferable melting point of zircaloy. The two cylindrical materials are physically in contact through a radial mis fit (shrink~fit) without a need to establish a chemical bond. The misfitting method allows to avoid unfavorable discontinuous stresses arising from the mechanical property mismatch, which is a critical technical challenge for conventional LWR cladding coating strategies. Manufacturing processes of the double wall cladding is demonstrated in this study. A structural analysis code for misfitted double wall cladding is developed. Structural analyses demonstrate a clear structural advantage of the misffitting method over the surface coating if a certain initial misfit was used. The concept is under a series of key assessments - eutectic formation, and structural analysis - for an overarching feasibility evaluation. This study confirmed formation of eutectic melting between Zircaloy-4 and FeCrAl alloy at ~1050℃. This significantly undermines the feasibility of the shrink~fitted double cladding concept of FeCrAl alloy. SiC is recommended as a material candidate for the outer tube of the shrink-fit cladding. Thermal shock experiments on SiC tubes were performed. The tested specimens retained their strength at 1350℃ upon thermal shock with reflooding water. A computational code platform that can assess cladding failure probability under reactor core reflood conditions is also developed. The code shows an acceptable range of SiC cladding failure probability during large break loss of coolant accidents(LBLOCA). This result reveals that SiC tuber is worth considered as a good fit for the outer layer of the double wall concept. An overarching assessment on the Zircaloy-Sic shrinkfitted cladding is recommended for further investigation.


    ● 오늘날 전 세계적으로 사용되고 있는 지르코늄 합금 핵연료 피복관의 사고시 고온부식과 그로 인한 재료의 열화 그리고 수소발생은 후쿠시마에서 원전 수소폭발과 재앙적 방사선 누출을 야기함
    ● 이와같은 지르코늄 합금 피복관의 사고...

    ● 오늘날 전 세계적으로 사용되고 있는 지르코늄 합금 핵연료 피복관의 사고시 고온부식과 그로 인한 재료의 열화 그리고 수소발생은 후쿠시마에서 원전 수소폭발과 재앙적 방사선 누출을 야기함
    ● 이와같은 지르코늄 합금 피복관의 사고시 거동은 원자력 발전소의 안전성을 치명적으로 저하시키는 요소로 원자력 발전의 침체를 가져오고 있음
    ● 본 연구에서는 기존의 사고저항성 핵연료 개발방법과는 확연한 차이가 있는 억지끼움 이중벽면 피복관과 갈바닉 부식 소결체 기술을 제안함
    ● 이중벽면 피복관의 구성재료에 내관으로는 지르코늄 합금과 외관으로는 Fe-Cr-Al 합금과 탄화규소(SiC)를 선정함
    ● Zr-FeCrAl 이중벽면 피복관은 약 1050℃에서 공융현상으로 인하여 녹는 것이 실험으로 확인됨
    ● Zr-SiC 억지끼움 이중벽면 피복관은 코팅으로 접합된 피복관에 비하여 정상상태에서 현저히 낮은 응력에 놓이는 것을 확인함
    ● SiC 피복관은 1350℃ 이하에서 재관수 급냉 열충격 파괴는 일어나지 않는 것이 실험적으로 확인되었음
    ● 피복관 열충격 파괴현상을 예측할수 있는 전산해석 코드가 구축되었으며 실제 4.08m SiC 피복관의 열충격 파괴 모사 결과 열충격에 의한 파괴확률이 허용가능한 수준으로 판명됨
    ● 갈바닉 부식 소결체로는 Fe, Cr, Ni 이 선정되었음
    ● 갈바닉 부식 소결체가 지르코늄 합금의 고온 증기 산화 반응에 영향을 끼치지 않는 것이 실험적으로 확인되었음
    ● 위의 결과들을 바탕으로 Zr-Sic 억지끼움 이중벽면 피복관의 원천 사고저항성의 기본 타당성이 확인되었으며 심화 연구의 정당성 및 필요성을 확인함


  • 목차(Contents) 

    1. 표지 ... 1
    2. 제출문 ... 2
    3. 보고서 초록 ... 3
    4. 요약문 ... 4
    5. SUMMARY ... 7
    6. CONTENTS ... 9
    7. 목차 ... 10
    8. 제 1 장 연구개발과제의 개요 ... 11
    9. 핵심기술 1: 갈바닉 부식 소결체 개발 및 타당성 검토...
    1. 표지 ... 1
    2. 제출문 ... 2
    3. 보고서 초록 ... 3
    4. 요약문 ... 4
    5. SUMMARY ... 7
    6. CONTENTS ... 9
    7. 목차 ... 10
    8. 제 1 장 연구개발과제의 개요 ... 11
    9. 핵심기술 1: 갈바닉 부식 소결체 개발 및 타당성 검토 ... 11
    10. 핵심기술 2: 억지끼움을 이용한 이중피복관 타당성 검토 및 개발 ... 12
    11. 제 2 장 국내외 기술개발 현황 ... 14
    12. 가. 국외 사고저항성 핵연료 기술개발 현황 ... 14
    13. 나. 국내 사고저항성 핵연료 기술개발 현황 ... 17
    14. 제 3 장 연구개발수행 내용 및 결과 ... 19
    15. 가. 갈바닉 부식 소결체 개발 ... 19
    16. 나. 억지끼움 이중벽면 피복관 개발 ... 25
    17. 다. SiC 피복관 열충격 실험 ... 31
    18. 라. 피복관 열충격 해석코드 개발 ... 33
    19. 제 4 장 목표달성도 및 관련분야에의 기여도 ... 40
    20. 가. 갈바닉 부식 (galvanic corrosion)을 활용하는 사고저항성 핵연료 개발 및 핵심기술 검증 ... 40
    21. 나. 이중피복관을 활용하는 사고저항성 핵연료 개발 및 핵심기술 검증 ... 40
    22. 다. 관련 분야에의 기여도 ... 41
    23. 제 5 장 연구개발결과의 활용계획 ... 42
    24. 가. Zr-SiC 이중피복관 ... 42
    25. 나. 이중피복관 및 피복관 코팅 구조 건전성 평가 플랫폼 ... 42
    26. 다. 급냉 조건에서의 열 꺠짐 현상을 예측할 수 있는 전산 플랫폼 ... 42
    27. 제 6 장 연구개발과정에서 수집한 해외과학기술정보 ... 43
    28. 제 7 장 참고문헌 ... 44
    29. 끝페이지 ... 47
  • 참고문헌

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