hanaro 외곽노심에서의 고온조사시험 가능성 검토 보고서
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KAERI/TR-3530/2008
HANARO 외곽노심에서의 고온조사시험
가능성 검토 보고서
A Study on the High Temperature Irradiation Test
Possibility for the HANARO Outer Core Region
한 국 원 자 력 연 구 원
- i -
제 출 문
한국원자력연구원장 귀하
본 보고서를 2007년도“ 성자이용조사시술고도화 신소재개발”과제의
일환으로 수행된 “HANARO 외곽노심에서의 고온조사시험 가능성 검토” 보고서
로 제출합니다.
2008년 1월
주 자; 강 환(연구로 공학부,
원자력 기 과학연구본부)
공 자; 주기남 (연구로 공학부)
조만순 (연구로 공학부)
신윤택 (연구로 공학부)
김 구 (연구로 공학부)
손재민 (연구로 공학부)
박승재 (연구로 공학부)
- ii -
요 약 문
I. 제목
HANARO 외곽노심에서의 고온조사시험 가능성 검토 보고서
II. 연구개발의 목 필요성
국가원자력 장기 계획의 일환으로 진행되고 있는 SFR(sodium fast
reactor), VHTR(very high temperature reactor) 원자로의 핵연료/재료 개발계획
이 수립되어 진행 이며, 국내에서 개발되는 SFR VHTR 핵재료의 제조조건
에 따른 조사거동 평가를 한 조사시험이 하나로에서 2010년부터 조사 시험될
계획이다. 그러나 SFR VHTR 가동조건은 기존의 PWR 원자로 가동 조건과
는 보다 높은 온도(550 ℃)와 특수한 화학환경(Na, He 분 기)하에서 가동되므로
이를 모사하기 한 새로운 조사장치개발이 요구되며 이에 한 비가 되고 있
지 않아 이를 한 기 기반기술의 요성이 있다.
III. 연구개발의 내용 범
2007년도에는 하나로에서 캡슐을 이용한 차세 원자로 재료의 고온조사시
험 가능성 검토를 한 하나로의 자료 수집 분석과 고온시험용 조사장치에 한
비 열 해석이 수행되었으며, 주요 연구개발내용 범 는 다음과 같다.
- 하나로의 핵 특성자료 조사 분석
- 외국의 고온조사장치 설계특성 자료 조사 분석
- 고온용 열매체를 이용한 조사장치의 비 열 해석
- 조사장치의 구조개선을 한 비 열 해석
Ⅳ. 연구개발결과
1. 차세 원자로(VHTR, SFR, GCR 등) 개발 연구 등에서 요구되는 고온조
사시험을 수행하기에는 기 개발된 우리기술로는 다소 한계가 있다. 그러므로 보
다 가혹한 조사조건인 고온 조건( , 300℃이상)에서 조사시험을 할 수 있는 가
능성 검토를 하여 하나로의 노심 내․외부에 있는 성자속 감마열에 한
기 설계자료 시험자료의 검토가 이루어져 조사공별 성자속 감마값에
- iii -
한 자료가 도출되었다.
2. 요구되는 조사장치의 설계에 고려할 주요변수를 도출하기 하여 미국의
국립연구소 INL(Idaho national lab.) 보유 ATR(advanced test reactor)과
MIT(Massachusetts institute of technology) 보유시설과 조사장치와 랑스
JHR(jules horowitz reactor) 조사장치, 조사시험조건, 고온조사시험용 rig, 등에
한 검토가 되었다. 이를 통하여 사용 환경 조건인 성자 스팩트럼, 열 발생
도, 핵연료 피복 온도, 냉각수 화학조성, 냉각수 유속 등이 장치설계에 고
려되고 있는 주요변수로 악되었다.
3. 조사장치에 재 이용되고 있거나 이용할 계획인 열매체 재료가 악되
었고 이들 후보재료에 한 고온 물성자료가 확보되었다.: W, Mo, Nb, 흑연
NaK/LBE(lead bismuth eutectic alloy), 스테인 스 강 Ti. 선정된 후보 열매
체을 이용한 고온조사장치의 설계 가능성 검토는 하나로 조사공 OR IP 공에
서 상용 유한요소 로그램인 ANSYS 를 이용한 열 해석이 수행되었다. 해석 결
과 OR 조사공은 SWR LMR 재료조사시험은 물론 VHTR MSR 재료조사
시험 수행에 IP 조사공보다 더 합하고, Al 보다는 Mo, Fe 등의 열매체 사용이
추천되었다. IP 조사공에는 간 정도의 온도 역(350-600 oC) 시험인 SWR
LMR 재료조사시험에 OR 공보다 합한 것으로 단되었다.
4. 조사장치의 구조개선을 하여 심공 크기가 시편에 미치는 향과 열
매체 내부구조에 갭(gap) 추가에 따른 향을 02M-02K 캡슐의 모델을 사용하여
검토 분석하 다. 해석결과 캡슐의 심공 크기(12, 7, 0.1mm)가 시편의 최 온
도에 미치는 향은 그리 크지 않으며, 략 2%정도의 범 내에 있음이 확인되
었다. 한 열매체 내부구조에 갭(gap) 추가에 따른 향은 갭 크기(0.15, 0.35,
0.55mm)에 따라 시편의 최 온도는 증가하고, 략 27-90%정도 조 가능함이
확인되었다.
V. 연구개발결과의 활용계획
하나로에서 캡슐을 이용한 차세 원자로 재료의 조사시험 가능성 평가로 얻
은 결과는 앞으로 하나로를 이용한 고온 조사시험용 캡슐설계에 기본 자료로 활
용될 정이다.
- iv -
S UM M A R Y
I. Project Title
A Study on the High Temperature Test Possibility for the HANARO
Outer Core Region
II. Objectives and Importance of the Project
The R&D programs for generation IV systems such as a SFR and a
VHTR were launched in Korea . These programs demand key material
property data on the candidate fuels, claddings, and structural materials to
support the development of an advanced reactor system. Thus, for the in-pile
tests of these new materials at the HANARO reactor, it is necessary for us
to develop a leading-edge technology to satisfy the specific test requirements
such as the conditions of high neutron exposures and high operating
temperatures.
III. Scope and Contents of the Project
The following are the major activities to provide a direction for the future
research efforts for a high temperature test possibility for the HANARO
out-core region as well as for the development of a high temperature
irradiation device.
(1) Nuclear data collection and analysis for the concerned test holes of
HANARO
(2) Literature survey and analysis regarding irradiation tests and the
design characteristics of foreign high temperature irradiation devices.
(3) Preliminary thermal analysis for the development of a high temperature
irradiation device
(4) Preliminary thermal analysis for improvements to an internal
configuration of a current irradiation device to accomodate the high
temperature irradiation tests conditions.
Ⅳ. Results
- v -
From the review for a high temperature test possibility for the
HANARO out-core region, the following results have been obtained:
1. Information on the neutron flux levels and the gamma heat of the
concerned test holes, which have been produced from a series of nuclear
analyses and in-pile tests performed at KAERI since 1993, were collected
and analyzed to develop the nuclear data for the concerned test holes of
the HANARO reactor and to develop the new design concepts of a capsule
for the high temperature irradiation tests.
2. From the literature survey and analysis about the system design
characteristics of various irradiation devices being developed in the ATR
and MIT reactor, U.S. and the JHR reactor, France, which are helpful in
understanding the key issues for the on-going R&D programs related to a
SFR and a VHTR, the most important parameters for the design of high
temperature irradiation devices are identified as the neutron spectrum, the
heat generation density, the fuel and cladding temperature, and the coolant
chemistry.
3. From the thermal analysis of a capsule by using a finite element
program ANSYS, a high temperature test possibility at the OR and IP
holes of HANARO was investigated based on the data collected from a
literature survey. The OR holes are recommended for the irradiation tests
of the SFR and VHTR nuclear materials. The IP holes could be applicable
for an intermediate temperature irradiation of the SWR and LMR
materials. For the high temperature irradiation tests, thermal media of Mo,
W, Fe are found to be more preferable than an Al holder material.
4. A thermal analysis for the development of a capsule with a new
configuration was also performed. The size of the center hole, which is
located at the thermal media of a capsule, did not cause specimen
temperature changes. The temperature differences are expected to be less
than 2%. Additional gap in the thermal media of a capsule could contribute
strongly to an increase in the specimen temperature by up to 27-90 %.
- vi -
V. Proposal for a Application
The results obtained from this study are to be directly used for solving
the expected problems for the high temperature irradiation tests and for
developing the new concepts of a capsule to support user's programmes.
- vii -
목 차
제출문 ····················································································································· i
요약문 ···················································································································· ii
Summary ··············································································································· iv
목차 ························································································································· vi
Contents ················································································································ vii
표 목차 ··············································································································· viii
그림 목차 ············································································································· ix
제 1 장 서론 ·········································································································· 1
제 2 장 본론 ········································································································ 3
제 1 하나로 조사공의 핵 특성자료 조사 분석 ···························· 3
제 2 외국의 고온조사장치 설계특성 자료 분석 ···························· 17
제 3 고온용 열매체를 이용한 조사장치의 비 열 해석 ·················· 33
제 4 조사장치의 구조개선을 한 비 열 해석 ································ 37
제 3 장 결론 ······································································································ 43
제 4 장 연구개발 결과의 활용 계획 ···························································· 44
제 5 장 참고문헌 ······························································································ 45
감사의
- viii -
C ONT ENT S
Summary ············································································································· iv
Contents ·············································································································· vii
List of tables ································································································· viii
List of figures ···································································································· ix
Chapter 1. Introduction ····················································································· 1
Chapter 2. Literature survey and analysis ·················································· 3
Section 1. Nuclear data collection and analysis at the concerned test
holes of HANARO ···································································· 3
Section 2. Literature survey and analysis about the system design
characteristics of the foreign high temperature irradiation
devices ························································································ 17
Section 3. Preliminary thermal analysis for the development of high
temperature irradiation device ················································ 33
Section 4. Preliminary thermal analysis for the structural
improvement of a current irradiation device ····················· 37
Chapter 3. Conclusions ··················································································· 43
Chapter 4. Application of the results and future study ························ 44
Chapter 5. References ····················································································· 45
Acknowledgements
- ix -
표 목 차
표 1-1. 평형노심 A의 주기 에 지그룹별 최 성자속(제어 치 250mm,
No-Xe) ·············································································································· 6
표 1-2. 평형노심 A의 주기 말 에 지그룹별 최 성자속(제어 치 550mm,
Eq-Xe) ·············································································································· 7
표 2. 하나로와 AHR의 조사공에서의 성자속 비교(새 핵연료, 제어 치:
450 mm) ············································································································ 8
표 3-1. 노심 역 수직시험공의 성자속 ································································· 9
표 3-2. 반사체 역 수직시험공의 성자속 ····························································· 9
표 4. 하나로 조사공 특성과 용도 ·············································································· 10
표 5. 새로 계산된 각 시험공의 성자속 이용료 ············································ 11
표 6. Heat generated from ANISN-Vitamin-C calculation for irradiation holes
············································································································································· 12
표 7. 조사공별 성자 속 감마열 ········································································ 14
표 8. Gen IV 원자로 가동 환경 ·················································································· 17
표 9. Gen IV 원자로 재료선정을 한 특성 ·························································· 18
표 10. 상용으로 생산되고 있는 강과 실험 으로 고려하고 있는 강에 한 조성
············································································································································· 19
표 11. Gen IV 원자로 핵연료 재료 ···································································· 20
표 12. 가스시험루 의 성능 요구조건 ······································································ 24
표 13. JHR(jules horowitz reactor) 연구로 노심에서의 조사시험조건 ············ 27
표 14. W의 주요 물성 ································································································· 31
표 15. Mo의 주요 물성 ································································································ 31
표 16. 후보 열매체 고온 물성 ·················································································· 32
표 17 캡슐 심공 크기에 따른 시편의 최 온도 표면온도 ························· 40
- x -
그 림 목 차
그림 1. Plan view of the HANARO reactor core ··············································· 3
그림 2. H-Z 모델의 노심 앙부분 ·············································································· 4
그림 3. 하나로 노심 리 산체계 ················································································ 4
그림 4. 조사공별 성자속 (400 mm, 평행노심) ··················································· 15
그림 5-1. 조사공별 상감마열 (Al, 400 mm, 주기 ) ····································· 15
그림 5-2. 조사공 치에 따른 Al 감마열 ······························································· 16
그림 6. 조사공내 축방향 감마열 분포 ········································································ 16
그림 7. C-C 복합체 미세구조(composite microstructure) ·································· 19
그림 8. SiC 의 강도에 한 성자 향 ······························································· 21
그림 9. Phenix 원자로 피복 재료의 조사량에 따른 원주방향 변형 ··········· 21
그림 10. 일본 DFBR(demonstration fast breeder reactor)의 재료 ················ 22
그림 11. ATR(advanced test reactor) 원자로의 부스터 핵연료 구조(booster fuel
configuration) ································································································· 23
그림 12. 가스 시험 루 (gas test loop)의 설계된 제원 ······································ 24
그림 13-1. 흑연조사시험용 크립캡슐 개념도 ··························································· 24
그림 13-2. 흑연조사시험용 크립캡슐 ········································································· 25
그림 14. MITR(MIT nuclear reactor) 연구로 조사 설비 ··························· 26
그림 15. HTIF(high temperature irradiation facility) 조사 설비 설계개념도 ·· 26
그림 16. 높은 성자속과 온도구배가 작은 조사장치 개념 ································ 28
그림 17. JHR 원자로의 핵연료 출력 상승 시험(ramp test) 시설 ····················· 28
그림 18. 크립 시험용 시편용기(specimen holder)에 한 개념도 ················ 29
그림 19. 랑스 JHR 핵분열 생성물 연구실 ···························································· 30
그림 20. Typical finite element model of the circular cylinder ························· 33
그림 21. Effects of the nuclear heat(1.0mm gap) ·············································· 34
그림 22. Effects of the He gap size (1.0W/g) ··················································· 34
그림 23. Effects of the He gap size (0.5W/g ······················································· 35
그림 24. Effects of the nuclear heat(1.0mm gap) ················································ 35
그림 25 열 해석을 한 2D 모델 ·············································································· 38
그림 26. 표 형 캡슐( 심공 직경= 12mm)에서의 온도분포 ····························· 39
그림 27. 심공 직경= 7mm 인 경우에서의 온도분포 ·········································· 40
- xi -
그림 28. 심공 직경= 0.1 mm 인 경우에서의 온도분포 ···································· 40
그림 29. 기존 캡슐모델(a) 추가의 갭 신설한 모델(b) ··································· 41
그림 30. Al 열매체와 캡슐외통사이에 추가의 갭 신설에 따른 시편의 온도 분포
···························································································································· 42
그림 31. 캡슐 열매체 내부에 추가의 갭 크기에 따른 시편의 최 표면 온도
···························································································································· 42
- 1 -
제 1 장 서론
우리나라에는 차세 원자로 개발을 한 연구개발이 본격화되고 있다. Gen
Ⅳ 개발추진은 우리나라를 포함한 원자력 선진국인 미국, 일본, 랑스, 국, 캐
나다 등이 지난 2000년 제4세 원자력시스템 개발을 해 공동 노력하는 정책
선언문을 발표로부터 이루어지고 있다. 이 모임을 시발 으로 Gen Ⅳ라 불리는
미래 신형 원자로 공동개발을 한 노력이 가시 으로 추진 고 첫 번째 공식
모임인 Gen Ⅳ 국제포럼(GIF; Generation IV International Forum)이 서울에서
개최되었다. 이후 GIF는 Gen Ⅳ개발을 한 개념을 공모해 6가지의 가스 냉각
로, 소듐 냉각로, 납합 냉각로, 고온가스로, 임계 압수 냉각로 등 고속로와
열 성자로를 개발하는 기술 지도를 완성하 고, 우리나라는 소듐 냉각로와 고
온가스로 개발에 직 참여하게 되었다.
특히 제 4세 원자력 시스템 6 개 고온 가스로 소듐 냉각 고속로 시
스템개발에 직 참여하기로 결정하 다. 이에 따라 다목 연구로인 [하나로]에
도 차세 원자로의 핵연료 재료의 개발에 필수 인 조사시험 지원을 한
비가 진행 이다. 특히 SFR VHTR 가동조건은 기존의 PWR 원자로 가동
조건과는 보다 높은 온도(550 ℃)와 특수한 화학환경(Na, He 분 기)하에서 가동
되므로 이를 모사하기 한 새로운 조사장치개발이 요구되며 이에 한 비가
되고 있지 않아 이를 한 기 기반기술의 요성이 있다. 이러한 에서 2007
년도 과제에서는 다음의 네 가지 업무가 수행되었다.
첫째 업무는 차세 원자로(VHTR, SFR, GCR 등) 개발 연구 등에서 요구되는
고온조사시험을 수행하기에는 기 개발된 우리기술로는 다소 한계가 있음이 확인
됬기 때문에 보다 가혹한 조사조건인 고온 조건( , 300℃이상)에서 조사시험을
할 수 있는 가능성 검토를 한 기 자료의 확보가 이루어졌다. 특히 하나로의
노심 내․외부에 있는 성자속 감마열에 한 기 설계자료 시험자료의
확보를 하여 하나로 설계건조사업 기에 계산한 자료, 하나로에서 수행되었던
여러 시험자료, 최근의 수출용 연구로 설계 자료 등이 한 자료 조사 검토
분석을 통해 이제 까지 사용되지 않았던 조사공들에 한 조사공별 성자속
감마값, 기타 기하학 특성 자료를 도출하는 업무이다.
두 번째 업무는 요구되는 조사장치의 설계에 고려할 주요변수를 도출하기
하여 미국의 국립연구소 INL(Idaho national lab.) 보유 ATR(advanced test
- 2 -
reactor)과 MIT(Massachusetts institute of technology) 보유시설과 조사장치
고속 성자속을 높이기 한 부스터 핵연료 구조, 가스시험 루 , 크립캡슐,
HTIF 시설에 한 분석과 랑스 JHR(jules horowitz reactor) 조사장치, 조사시
험조건, 고온조사시험용 rig, 출력 상승 시험시설, 크립시험장치, 핵분열생성물
연구 시설에 한 검토를 통하여 고온조사장치 설계에 고려할 주요 변수들을 도
출하는 업무이다. 아울러 조사장치에 재 이용되고 있거나 이용할 계획인 열매
체 재료의 악과 고온조사시험용 장치 설계를 한 고온 후보재료에 한 열물
성자료를 확보하는 업무이다.
세 번째 업무는 선정된 후보 열매체을 이용한 고온조사장치의 설계 가능성 검
토를 하여 하나로 조사공 OR IP 공에서 상용유한요소 로그램인 ANSYS
를 이용한 조사장치안에 한 비 열 해석을 수행하는 업무이고, 하나로 조사공
OR IP 공에서 차세 재료의 조사시험에 합한 조사공 선정과 문제 을 짚
어보는 업무이다. 이 업무를 통하여 비교 고온 역(> 900℃) 시험인 VHTR
MSR 재료 조사시험 가능성과 간 정도의 온도 역(350-600℃) 시험을 요
구하는 SWR LMR 재료 조사시험 가능성과 문제 들을 도출하는 업무이다.
네 번째 업무는 조사장치의 구조개선을 하여 심공 크기가 시편에 미치는
향과 열매체 내부구조에 갭(gap) 추가에 따른 향을 기존의 캡슐의 모델을
사용하여, 캡슐의 심공 크기(12, 7, 0.1mm)가 시편의 최 온도에 미치는 향
과 열매체 내부구조에 갭(gap) 추가에 따른 향 평가를 해 갭 크기(0.15, 0.35,
0.55mm)에 따fms 시편의 최 온도 조 범 를 악하는 업무이다.
2007년도에는 하나로에서 캡슐을 이용한 차세 원자로 재료의 고온조사시험
가능성 검토를 한 자료 수집 분석과 고온시험용 조사장치에 한 비 열 해
석이 성공 으로 이루어져 당 의 목표를 달성할 수 있었다. 본 기술 보고서는
하나로의 조사공들에 한 도출된 특성자료, 차세 원자로 련 원자력 선
진국인 미국, 랑스의 연구개발 분야 조사장치 자료, 고온용 후보 열
매체를 이용한 조사장치의 비 열 해석 결과 조사장치의 구조개선을
한 비 열 해석 등에 한 내용을 기술하고 있다.
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제 2 장 본론
제 1 하나로 조사공의 핵 특성자료 조사 분석
1. 개요
하나로에서는 1997년 이래로 다수의 재료 조사시험용 계장 무계장 캡슐이
설계․제작되어 산.학.연 이용자들이 원하는 조사시험을 수행하여 핵재료의 기
연구, 연구개발, 기존 원자로재료의 성능 등에 한 기여를 하여 왔다. 그러나
기존에 개발/축 된 조사시험 장치와 기술은 성자속과 감마속이 높은 노심 조
사공(CT, IR1&2)(참조 그림 1)에 국한하여 활용되어 왔다. 그러므로 최근의 국가
원자력 장기연구개발 계획으로 추진 인 차세 원자로(VHTR, SFR, GCR(gas
cooled reactor), 등) 개발과 핵융합로 개발 연구 등의 지원을 한 조사시험 수
행에는 다소 한계가 있다. 이에 다양하고 유연한 이용자지원을 하여 하나로 조
사공 성자속이 다소 낮은 조사공들(ie. OR/IP hole) 의 활용 가능성 검토와
재보다 가혹한 조사조건인 고온 조건( , 300℃이상)에서 조사시험을 할 수 있
는 조사 장치설계 검토를 하여 하나로의 노심 내․외부에 있는 성자속
감마열에 한 기 자료 확보 자료의 검토가 이루어졌다.
그림 1. Plan view of the HANARO reactor core
2. 하나로 노심 특성
하나로 핵 특성을 분석하는 기본 산코드는 3차원 다군 성자 확산방정
- 4 -
식을 푸는 VENTURE 로그램을 활용한다. 이 코드는 X-Y-Z, R-θ-Z, H-Z,
Triangular-Z 등 다양한 3차원 해법을 구할 수 있다. 즉 하나로 설계 당시에 주
산기가 CDC Cyber170을 사용한 계로 노심격자 모델 확장에 상당한 제약이
있어 X-Y-Z 모델에 근거하 던 것과 달리 H-Z 방법(그림 2참조)을 채택하여
36핵연료집합체의 핵연료 하나도 node 로 모사할 수 있게 되어 보다 정확한
해법을 구할 수 있다. 그 주요 노심 리 산체계는 그림 3과 같으며 상세 내역
은 참고문헌에 기술되어 있다.[1, 2]
그림 2. H-Z 모델의 노심 앙부분[2]
a) 하나로 설계 당시[2] b) 재[1]
그림 3. 하나로 노심 리 산체계
- 5 -
3. 하나로 성자속
하나로에는 성자를 이용하기 한 조사공은 크게 수직 조사공과 수평 조사
공으로 나 어진다. 재료 핵연료 시험은 수직 조사공에서 이루어지며 노심과
반사체 역에 32개가 있고, 성자 빔 연구에 합한 7개의 수평조사공이 있다.
노심 역에는 높은 고속 성자를 이용하는 재료 조사 시험이나 고출력 도를
요구하는 핵연료 조사 시험에 합한 노심 내부 역에 CT, IR 1&2 조사공이 3
개 있으며, 열 성자속 열외 성자속이 높아서 방사성 동 원소 생산과 핵
연료 연소 시험에 합한 노심 외부 역에 4개의 OR 3, 4, 5&6 조사공이 있다.
한 반사체 역에는 총 25개 조사공이 있으며, 주로 동 원소 생산을 한 조
사공이 모두 17개의 IP 조사공과, 2개의 규소 반도체 도핑용 NTD 1&2 조사공,
당 핵연료 시험용 루 를 한 조사공인 LH(앞으로 핵연료 조사시험용 루 는
IR2에 설치하고, LH는 다른 분야에 이용될 정임) 조사공, 3개의 방사화 분석용
NAA 1, 2&3 조사공, 동 원소 생산에 사용되며 수압을 이용하여 노심에 시료를
넣고 빼는 HTS 조사공, 냉 성자 이용시설에 사용할 냉 성자원을 한 CNS
조사공이 치하고 있다.
하나로의 평형노심이란 4주 연속 운 후 규칙 으로 핵연료를 교체하고 교
체 후 주기 상태에서의 핵 특성이 그 이 의 노심과 같은 노심을 말한다.
하나로는 30MW로 28일 운 후 36 핵연료집합체 3개, 18핵연료집합체 2개를
교체한다. 이 때 36집합체가 홀수개 교체되므로 형태에 따라서 평행노심 A와 B
로 나뉜다.[1]
하나로에서는 이용자들을 한 조사시험을 하여 각 조사공에서의 성자속
을 요구하면 캡슐 기본 설계도에 근거로 하여 성자속 발열량을 평가하여
제공하고 있다. 그러나 이제까지의 경험으로 볼 때 조사공에서의 성자속은 어
떤 유형의 조사장치가 설치되는가에 따라 다르지만 제어 치, 핵연료 연소도에
따라서도 다르다. 그 로서 각 조사공에서의 평형노심 A의 주기 주기
말 에 지그룹별 성자속은 표 1-1 과 표1-2와 같다. 표 1에서의 각 그룹별 에
지 는 다음과 같다.
Group 1: 0.821 MeV-10MeV
Group 2: 9.118 KeV-0.821 MeV
Group 3: 4 eV-9.118 KeV
Group 4: 0.625 eV-4 eV
Group 5: 0.625 eV 이하
- 6 -
표 1-1. 평형노심 A의 주기 에 지그룹별 최 성자속
(제어 치 250mm, No-Xe)[1]
조사공Group1
(n/㎠.s)
Group2
(n/㎠.s)
Group3
(n/㎠.s)
Group4
(n/㎠.s)
Group5
(n/㎠.s)
CT
IR1
IR2
OR3
OR4
OR5
OR6
IP01
IP02
IP03
IP04
IP05
IP06
IP07
IP08
IP09
IP10
IP11
IP12
IP13
IP14
IP15
IP16
IP17
NAA1
NAA2
NAA3
HTS
CNS
NTD1
NTD2
LH
1.98E+14
1.81E+14
1.76E+14
1.97E+13
1.81E+13
1.76E+13
1.99E+13
1.61E+10
9.09E+09
1.25E+12
1.00E+10
5.30E+10
9.68E+09
1.34E+09
3.62E+10
3.79E+11
8.73E+10
1.31E+11
4.93E+09
1.09E+11
3.35E+09
1.98E+12
1.18E+10
7.34E+10
6.26E+09
1.78E+11
1.05E+12
1.53E+11
6.45E+11
1.37E+11
1.11E+11
6.48E+11
2.03E+14
1.86E+14
1.81E+14
3.79E+13
3.47E+13
3.36E+13
3.83E+13
7.62E+10
3.46E+10
3.68E+12
3.12E+10
2.25E+11
4.63E+10
5.25E+09
1.24E+11
1.49E+12
3.59E+11
5.73E+11
2.27E+10
4.68E+11
1.76E+10
5.65E+12
4.09E+10
2.67E+11
2.61E+10
6.49E+11
3.24E+12
4.43E+11
1.20E+12
3.84E+11
2.63E+11
1.24E+12
1.82E+14
1.66E+14
1.62E+14
5.29E+13
4.76E+13
4.62E+13
5.35E+13
4.36E+11
1.98E+11
1.04E+13
1.73E+11
1.09E+12
2.93E+11
4.10E+10
6.10E+11
5.77E+12
1.45E+12
2.43E+12
1.74E+11
1.97E+12
1.38E+11
1.43E+13
2.14E+11
1.20E+12
1.69E+11
2.38E+12
8.88E+12
1.89E+12
3.29E+12
1.43E+12
9.65E+11
3.50E+12
4.47E+13
4.08E+13
3.98E+13
1.44E+13
1.29E+13
1.25E+13
1.46E+13
1.62E+11
8.02E+10
3.21E+12
6.95E+10
3.90E+11
1.19E+11
2.04E+10
2.20E+11
1.95E+12
5.36E+11
8.27E+11
7.77E+10
6.87E+11
6.09E+10
4.27E+12
8.24E+10
4.11E+11
6.73E+10
8.16E+11
2.87E+12
7.32E+11
1.19E+12
5.44E+11
3.69E+11
1.27E+12
4.15E+14
3.71E+14
3.66E+14
2.95E+14
2.60E+14
2.53E+14
3.18E+14
4.36E+13
2.76E+13
1.52E+14
3.29E+13
6.65E+13
4.36E+13
1.98E+13
4.76E+13
1.45E+14
5.82E+13
1.05E+14
4.26E+13
9.37E+13
3.90E+13
1.62E+14
3.04E+13
5.69E+13
2.77E+13
3.94E+13
1.40E+14
8.03E+13
7.73E+13
4.79E+13
4.30E+13
8.56E+13
- 7 -
표 1-2. 평형노심 A의 주기 말 에 지그룹별 최 성자속
(제어 치 550mm, Eq-Xe)[1]
조사공Group1
(n/㎠.s)
Group2
(n/㎠.s)
Group3
(n/㎠.s)
Group4
(n/㎠.s)
Group5
(n/㎠.s)
CT
IR1
IR2
OR3
OR4
OR5
OR6
IP01
IP02
IP03
IP04
IP05
IP06
IP07
IP08
IP09
IP10
IP11
IP12
IP13
IP14
IP15
IP16
IP17
NAA1
NAA2
NAA3
HTS
CNS
NTD1
NTD2
LH
1.95E+14
1.80E+14
1.76E+14
2.00E+13
1.97E+13
1.92E+13
2.01E+13
1.74E+10
1.10E+09
1.37E+12
1.15E+10
5.82E+10
1.05E+10
1.43E+09
3.85E+10
4.65E+11
1.11E+11
1.63E+11
5.90E+09
1.33E+11
4.01E+09
2.17E+12
1.36E+10
8.13E+10
6.55E+09
1.86E+11
1.11E+12
1.72E+11
7.40E+11
1.42E+11
1.25E+11
7.35E+11
2.00E+14
1.85E+14
1.81E+14
3.86E+13
3.78E+13
3.68E+13
3.90E+13
8.24E+10
4.14E+10
4.03E+12
3.54E+10
2.47E+11
5.03E+10
5.59E+09
1.32E+11
1.80E+12
4.52E+11
7.05E+11
2.67E+10
5.62E+11
2.08E+10
6.18E+12
4.69E+10
2.96E+11
2.73E+10
6.77E+11
3.43E+12
5.04E+11
1.37E+12
3.98E+11
2.96E+11
1.40E+12
1.82E+14
1.68E+14
1.64E+14
5.44E+13
5.26E+13
5.13E+13
5.49E+13
4.70E+11
2.32E+11
1.13E+13
1.94E+11
1.19E+12
3.18E+11
4.37E+10
6.48E+11
6.72E+12
1.78E+12
2.93E+12
2.01E+11
2.31E+12
1.60E+11
1.56E+13
2.43E+11
1.32E+12
1.77E+11
2.48E+12
9.44E+12
2.13E+12
3.75E+12
1.49E+12
1.07E+11
3.93E+12
4.49E+13
4.13E+13
4.05E+13
1.48E+13
1.43E+13
1.39E+13
1.50E+13
1.75E+11
9.36E+10
3.51E+12
7.82E+10
4.28E+11
1.29E+11
2.18E+10
2.34E+11
2.22E+12
6.55E+11
9.89E+11
8.69E+10
8.02E+11
6.97E+10
4.68E+12
9.33E+10
4.52E+11
7.03E+10
8.51E+11
3.05E+12
8.26E+11
1.35E+12
5.65E+11
4.09E+11
1.42E+12
4.30E+14
3.83E+14
3.80E+14
3.13E+14
3.04E+14
2.94E+14
3.30E+14
4.61E+13
3.01E+13
1.67E+14
3.65E+13
7.36E+13
4.78E+13
2.16E+13
5.12E+13
1.64E+14
6.86E+13
1.15E+14
4.66E+13
1.03E+13
4.23E+13
1.81E+14
3.41E+13
6.30E+13
2.94E+13
4.17E+13
1.50E+14
8.82E+13
8.86E+13
5.07E+13
4.58E+13
9.72E+13
표 2는 최근 설계 인 수출로인, 가칭 AHR(avanced HANARO reactor), 에
해 제어 치가 450mm에서 새연료(fresh fuel)에 해 계산한 결과를 하나
로 자료와 비교검토를 하여 만든 자료이다.[3]
표 3-1과 표 3-2는 하나로 설계시 계산한 수직 조사공에 해 성자속, 치
수, 냉각조건 이용분야 등에 한 자료를 보여주고 있다.[4] 표 4는 하나로 조
- 8 -
사공 특성과 용도를 정리한 것으로 하나로 조사공, 치, 칫수, 용도, 냉각방법
성자속을 정리한 자료이다.[5] 최근에 외부 이용자들에게 부과하는 성자
비용 산정을 하여 제시하고 있는 하나로 자료는 표 5와 같다.[6]
비교
치
열(<0.625eV)/고속(>1.0MeV) 성자속
[n/cm2.sec]
비율
(AHR/하나로)
하나로AHR(advanced
HANARO reactor)
체
출력
단
출력
강제 류
역의
조사공
CT
OR3
OR4
OR5
OR6
3.62E+14/1.00E+14
2.40E+14/1.08E+13
2.15E+14/1.06E+13
2.10E+14/1.01E+13
2.45E+14/1.07E+13
3.35E+14/1.07E+14
2.24E+14/3.16E+12
2.16E+14/3.21E+12
2.14E+14/3.12E+12
2.32E+14/3.24E+12
0.93/0.01
0.93/0.29
1.00/0.30
1.02/0.31
0.95/0.30
1.36/0.02
1.37/0.43
1.47/0.44
1.49/0.45
1.39/0.44
반사체
내의 수직
조사공
IP4
IP5
IP11
IP15
NTD1
NTD2
NAA1
NAA2
NAA3
HTS
2.74E+13/-
5.64E+13/-
8.59E+13/-
1.24E+13/-
1.87E+13/-
2.57E+13/-
2.77E+13/-
-/1.56E+11
1.23E+14/-
5.57E+13/-
2.50E+13/-
5.25E+13/-
7.93E+13/-
9.80E+13/-
1.87E+13/-
2.01E+13/-
2.52E+13/-
-/9.72E+11
1.15E+14/-
5.19E+13/-
0.91
0.93
0.92
0.79
0.72
0.73
0.91
0.62
0.93
0.93
1.34
1.36
1.35
1.15
1.06
1.07
1.33
0.91
1.37
1.37
수평
조사공
(Beam
Tube)
ST1
ST2
ST3
ST4
NR
IR
CN
1.71E+14/-
2.02E+14/-
2.46E+14/-
1.81E+14/-
3.81E+13/-
2.67E+14/-
6.37E+13/-
1.50E+14/-
1.91E+14/-
2.29E+14/-
1.68E+14/-
3.05E+13/-
2.51E+14/-
5.82E+13/-
0.87
0.95
0.93
0.93
0.80
0.94
0.91
1.28
1.39
1.36
1.36
1.17
1.38
1.34
표 2. 하나로와 AHR의 조사공에서의 성자속 비교[3]
(새 핵연료, 제어 치: 450 mm)
- 9 -
표 3-1. 노심 역 수직시험공의 성자속[4]
In-CoreMax. Flux (n/㎠.sec)+
Dimension
I.D. (㎝)Cooling
Non-Thermal* Thermal
OR1
OR2
OR3
OR4
OR5
OR6
OR7
OR8
IR1
IR2
CT
2.71 × 1014/2.50 × 1014
2.85 × 1014/2.70 × 1014
1.29 × 1014/1.14 × 1014
1.31 × 1014/1.28 × 1014
1.33 × 1014/1.34 × 1014
1.03 × 1014/1.06 × 1014
2.91 × 1014/2.98 × 1014
2.65 × 1014/2.77 × 1014
9.61 × 1013/9.79 × 1013
6.87 × 1013/7.45 × 1013
1.30 × 1014/1.42 × 1014
1.77 × 1014/1.50 × 1014
1.72 × 1014/1.49 × 1014
3.19 × 1014/2.17 × 1014
3.18 × 1014/2.48 × 1014
3.24 × 1014/2.59 × 1014
3.23 × 1014/2.85 × 1014
1.72 × 1014/1.64 × 1014
1.75 × 1014/1.72 × 1014
2.88 × 1014/2.82 × 1014
2.99 × 1014/3.05 × 1014
5.07 × 1014/5.51 × 1014
5.92
5.92
5.92
5.92
5.92
5.92
5.92
5.92
8.01
8.01
8.01
Forced
convection
by PHT
system
* Unperturbed/Perturbed
** Non-thermal for OR's are the total flux except the thermal (>0.625
eV) and for IR's are the fast flux (>0.8MeV)
표 3-2. 반사체 역 수직시험공의 성자속[4]
IRRADIATION
HOLE
UNPERTURBED/PERTURBED MAX.
THERMAL FLUX(n/㎠.sec)
DIMENSION
I.D. (㎝)
OPERATING
TEMP.(℃)COOLING
NTD1*
NTD2*
1.54 × 1014/3.89 × 1013
1.41 × 1014/3.43 × 101322.0
18.0
40
40
Natural Circulation
of pool water
CNS**
LH1
LH2***
2.45 × 1014/1.52 × 1014
2.00 × 1014/5.06 × 1013
2.57 × 1014/1.33 × 1014
16
15
15
40
40
40
Natural Circulation
of pool water or
forced convection
by external loops
NAA1
NAA2
NAA3
1.65 × 1014/7.06 × 1013
2.63 × 1014/1.30 × 1014
9.08 × 1013/2.14 × 1013
5.92
10.0
5.92
40
40
40
Natural Circulation
of pool water
IP1
∫
IP17
7.79 × 1013∼3.11 × 1014/
1.84 × 1013∼1.88 × 1014 5.92 40Natural Circulation
of pool water
* Filled with light water module
** Filled with Be module
*** Filled with graphite module
- 10 -
표 4. 하나로 조사공 특성과 용도[5]
조사공 치 내경(㎝) 용도 냉각방법
성자속(n/㎠․sec)
고속(>0.82MeV) 열(<0.625eV)
CT
IR(2개)내부노심
육각형
7.44
(면과 면)
캡슐을 이용한
재료시험/ 연구로
핵연료 연소 시험
강제냉각2.1 × 10
14
2.0 × 10144.4 × 10
14
3.9 × 1014
OR(4개) 외부노심 6.0핵연료 연소 시험
동 원소 생산강제냉각 2.4 × 10
133.3 × 10
14
IP(17개)
반사체
6.0 동 원소 생산
자연 류
냉각
1.6 × 109
∼
1.2 × 1012
2.2 × 1013
∼
1.5 × 1014
NTD
(2개)
22.0
18.0Si 도핑
1.3 × 1011
9.0 × 1010
5.0 × 1013
4.0 × 1013
LH 15.0 핵연료 시험 7.2 × 1011
9.4 × 1013
NAA
(3개)6.0 방사화 분석
7.3 × 109
2.0 × 1011
1.2 × 1012
2.9 × 1013
4.2 × 1013
1.5 × 1014
HTS 10.0 동 원소 생산 1.92 × 1011 9.3 × 1013
에 수집되어 제시된 자료들을 직 비교하기에는 즉 핵 특성해석에 사용
하 던 모델과 하나로 핵연료의 가동이력 등이 달라, 기술 으로 다소 어려움이
있다. 그 한 로서 아래에서 보는바와 같이 노심 내부 조사공 CT에서의 에
지 가 서로 차이가 나지만 동일하다고 가정하고 고속 성자속을 비교해 보면
크게는 상호 오차율이 100%보다 큼을 알 수 있고, 열 성자속 한 최 80%
이상의 오차율을 보이고 있음을 알 수 있다.
표 1-1 표 1-2 표 2 표 3-1 표 4 표 5
고속중성자속
n/cm2.sec
1.98E+14
(E>0.821
MeV)
1.95E+14
(E>0.821
MeV)
1.0E+14
(E>1.0MeV)-
2.1E+14
(E>0.82MeV)
열 중성자속
n/cm2.sec
(E<0.625eV )
4.15E+14 4.30E+14 3.62E+145.51E+14
(Perturbed)4.4E+14 3.05E+14
- 11 -
표 5. 새로 계산된 각 시험공의 성자속 이용료[6]
구
분실험공 Weight
Thermal
Flux
(n/㎠.sec)
Total
Flux
(n/㎠.sec)
AreaFlux ×
Area
Weighted
Flux ×
Area
Cost/h
(원)
Cost/year
(원)
수
직
공
CT
IR1
IR2
OR3
OR4
OR5
OR6
IP01
IP02
IP03
IP04
IP05
IP06
IP07
IP08
IP09
IP10
IP11
IP12
IP13
IP14
IP15
IP16
IP17
NAA1
NAA2
NAA3
HTS
NTD1
NTD2
LH
CNS
1.0
1.0
1.0
1.0
1.0
1.0
1.0
1.0
1.0
1.0
1.0
1.0
1.0
1.0
1.0
1.0
1.0
1.0
1.0
1.0
1.0
1.0
1.0
1.0
1.0
1.0
1.0
1.0
1.0
1.0
1.0
1.0
3.05E+14
2.74E+14
2.72E+14
2.48E+14
2.11E+14
2.06E+14
2.59E+14
4.97E+13
4.85E+13
1.53E+14
6.90E+13
8.45E+13
6.32E+13
2.78E+13
5.29E+13
1.61E+14
7.56E+13
1.08E+14
6.13E+13
1.07E+14
5.46E+13
1.46E+14
5.64E+13
7.37E+13
2.83E+13
3.35E+13
1.21E+14
7.59E+13
4.34E+13
4.43E+13
1.30E+14
1.12E+14
7.68E+14
6.98E+14
6.89E+14
3.44E+14
2.98E+14
2.92E+14
3.56E+14
5.05E+13
4.95E+13
1.78E+14
7.11E+13
8.68E+13
6.39E+13
2.79E+13
5.40E+13
1.74E+14
7.88E+13
1.11E+14
6.18E+13
1.10E+14
5.50E+13
1.68E+14
5.78E+13
7.68E+13
2.85E+13
3.58E+13
1.30E+14
7.84E+13
4.54E+13
4.50E+13
1.46E+14
1.26E+14
47.94
47.94
47.94
28.27
28.27
28.27
28.27
28.27
28.27
28.27
28.27
28.27
28.27
28.27
28.27
28.27
28.27
28.27
28.27
28.27
28.27
28.27
28.27
28.27
28.27
28.27
28.27
78.54
380.12
254.46
176.71
201.06
3.68E+16
3.35E+16
3.30E+16
9.73E+15
8.43E+15
8.25E+15
1.01E+16
1.43E+15
1.40E+15
5.03E+15
2.01E+15
2.45E+15
1.81E+15
7.90E+14
1.53E+15
4.91E+15
2.23E+15
3.13E+15
1.75E+15
3.11E+15
1.56E+15
4.75E+15
1.63E+15
2.17E+15
8.06E+14
1.01E+15
3.69E+15
6.16E+15
1.73E+16
1.17E+16
2.58E+16
2.54E+16
3.68E+16
3.35E+16
3.30E+16
9.73E+15
8.43E+15
8.25E+15
1.01E+16
1.43E+15
1.40E+15
5.03E+15
2.01E+15
2.45E+15
1.81E+15
7.90E+14
1.53E+15
4.91E+15
2.23E+15
3.15E+15
1.75E+15
3.11E+15
1.56E+15
4.75E+15
1.63E+15
2.17E+15
8.06E+14
1.01E+15
3.69E+15
6.16E+15
1.73E+16
1.17E+16
2.58E+16
2.54E+16
3.41E+05
3.10E+05
3.06E+05
9.01E+04
7.80E+04
7.64E+04
9.33E+04
1.32E+04
1.29E+04
4.66E+04
1.86E+04
2.27E+04
1.67E+04
7.31E+03
1.41E+04
4.54E+04
2.06E+04
2.90E+04
1.62E+04
2.88E+04
1.44E+04
4.40E+04
1.51E+04
2.01E+04
7.46E+03
9.36E+03
3.41E+04
5.70E+04
1.60E+05
1.08E+05
2.39E+05
2.35E+05
1.91E+09
1.74E+09
1.71E+09
5.05E+08
4.37E+08
4.28E+08
5.23E+08
7.40E+07
7.26E+07
2.61E+08
1.04E+08
1.27E+08
9.38E+07
4.10E+07
7.92E+07
2.55E+08
1.16E+08
1.63E+08
9.07E+07
1.61E+08
8.07E+07
2.47E+08
8.48E+07
1.13E+08
4.18E+07
5.25E+07
1.91E+08
3.20E+08
8.96E+08
6.07E+08
1.34E+09
1.32E+09
수
평
공
ST1
ST2
ST3
ST4
NR
IR
CN
0.5
0.5
0.5
0.5
0.5
0.5
0.5
1.82E+14
1.86E+14
2.33E+14
1.88E+14
6.89E+13
1.85E+14
9.81E+13
2.36E+14
2.23E+14
2.93E+14
2.14+14
7.24E+13
2.28E+14
1.07E+14
98
98
98
98
78.54
78.54
90
2.32E+16
2.18E+16
2.87E+16
2.10E+16
5.69E+15
1.79E+16
9.63E+15
1.16E+16
1.09E+16
1.43E+16
1.05E+16
2.84E+15
8.96E+15
4.81E+15
1.07E+05
1.01E+05
1.33E+05
9.71E+04
2.63E+04
8.29E+04
4.46E+04
6.01E+08
5.67E+08
7.44E+08
5.44E+08
1.48E+08
4.65E+08
2.50E+08
- 12 -
4. 발열량
원자로 내에서 발생하는 핵 발열량은 감마선, 베타선, 고속 성자 열 성
자와 물질과의 반응으로 열이 발생하며, 이러한 반응결과 물질에 흡수된 에 지
가 부분 열로 나타난다.[7] 이 발생하는 열량의 부분은 핵분열로 생기나
크기는 작으나 체 발열량에 기여도가 큰 것으로는 감마선을 들 수 있으며 크
게 즉발감마선과 지발감마선으로 나 수 있다. 이 감마선은 물질과 반응하여 물
질을 이온화시키거나 여기 시키는데 이 과정으로 열이 발생한다. 이외에도 열
성자나 고속 성자가 물질의 이온화나 여기 시켜 격자결함이나 핵반응을 일으켜
연구로 노심 혹은 주변에 있는 물질을 발열이 되게 한다.
가. Heat generated from neutrons and gamma rays at experimental rigs or
loops in KMRR
시험용 리그나 루 는 성자 감마선에 의한 열을 받게 된다. 일반
으로 성자에 의한 열량은 작으며 감마열에 의한 량과 비교시 무시할만하다. 그
러나 성자속은 감마속이 fission gamma(nf, ϒ)와 secondary gamma(n, ϒ)에 결정되기 때문에 정확히 계산되어야 한다. 조사공별 핵발열량(nuclear heating)을
평가한 로서 VITAMIN-C data library를 사용하여 ANISN source mode 를
이용 quasi-equilibrium core 에 해 평가한 heat rate 를 계산한 결과는 표 6에
보는 바와 같다.[8]
이로부터 총 생산되는 열량은 Al의 경우 IR2공에서 7.59 W/cm3 즉 3.3
W/gr 열량이 생성되고 OR 조사공에서는 2.02 W/gr, NTD1의 경우는 0.36 W/gr
으로 계산된다.
표 6. Heat generated from ANISN-Vitamin-C calculation for irradiation holes.
IRRADIATION
HOLEMATERIAL
AREA
(㎠)
HEAT PER UNIT VOLUME
(Watt/㎤) CORRECTION
FACTOR
HEAT PER
UNIT LENGTH
(Watt/㎤)
LENGTH
(㎝)
TOTAL
HEAT
(Watt)TOTAL NEUTRON ϒ-RAY
IR2
Mo
Al
Graphite
H2O
Zir-4
Total
0.0314
7.730
16.233
5.502
2.877
74.88
7.59
4.53
5.82
41.88
2.17
0.83
0.61
3.25
0.08
72.71
6.76
3.92
2.71
41.80
1.197
1.063
1.063
1.063
1.063
2.81
62.37
78.17
34.04
128.08
305.47
40
70
70
70
70
1.124E+02
4.366E+03
5.472E+03
2.382E+03
8.966E+03
2.130E+04
OR3
or
OR6
Co
Al
H2O
Zir-4
Total
62.828
3.487
14.959
3.410
26.74
4.66
2.38
45.27
0.14
0.76
0.91
0.02
26.60
3.90
1.47
45.24
1.197
1.063
1.063
1.063
2,010.98
17.27
37.85
164.10
2,230.20
40
120
120
120
8.044E+04
2.072E+03
4.542E+03
1.968E+04
1.067E+05
NTD1
Si
Al
H2O
Zir-4
Total
176.715
138.39
65.031
12.402
0.564
0.83
0.21
10.97
3.38E-03
0.258
9.26E-03
3.69E-04
0.561
0.57
0.20
10.97
1.197
1.063
1.063
1.063
119.30
122.10
14.52
144.62
400.54
40
120
120
120
4.772E+03
1.465E+04
1.742E+03
1.735E+04
3.852E+04
- 13 -
나. CNS공에서의 측정[9]
연구용 원자로 하나로의 CN 조사공에는 냉 성자 원을 설치하는 업무가
진행 이다. 냉 성자 원을 얻기 하여 성자가 존재하는 매질의 온도를 매우
낮은 온도까지 낮추어야하며 이를 하여 냉동기 설계를 포함한 감속재 용기의
용량결정 등을 한 발열량 측정이 이루어졌다. 일차로 러시아 PNPI(Petersburg
Nuclear Physics Institute)와 력으로 IC-Gray chamber 를 사용하여 CN공에서
의 감마에 지에 의한 류를 측정하여 열량을 구하 다. 이 때 성자속에 한
MCNP 계산 값은 측정값보다 25% 낮게 측되었으며 감마열에 한 측정값과
계산 값은 4.5x10-3 W/gr-MW(노심 앙 높이에서 9cm) 와 7.1x10-3 w/gr-
MW 으로 차이가 약 35% 나지만 다른 원자로에서의 측정값과 비교시 신뢰할
만하다고 보고되었다.[10, 11] 이어 최근 열 유동 열량계의 개념을 도입한 열량계
를 설계․제작하여 핵발열량을 측정하 으며 그 결과 30MW에서 발열량이 0.494
W/g로 계산되었고, 아울러 Co-wire 를 이용한 열 성자속을 측정한 결과
7.45x1013 n/cm
2sec 로 보고한 바 있다.
다. 그 외 조사시험 수행하기 에 재료 계장 캡슐 00M-03K[12],
01M-05U[13], 02M-02K[14], 04M-17U[15]에 한 발열량과 크립캡슐
01S-01K[16]에 하여 시편, 열매체 외통에 하여 발열량을 구한 자료들이
있다.
5. 하나로 핵 특성 자료 분석결과
일반 으로 연구로나 재료시험로에 의한 조사시험에서는, 시료가 놓이는 조사
환경, 즉, 조사시료가 받는 성자속 성자 에 지 스펙트라(spectra)는 노심
내의 장 치뿐만 아니라, 주변에 장 되어진 다른 캡슐이나 조사물 유무와 시
료가 넣어진 캡슐 자체의 구조 등에 의해 크게 향을 받는다. 따라서 조사환경
의 정확한 성자속이나 스펙트라는 설계된 조사시험용 캡슐을 근거로 원자로의
각 운 사이클마다 노심의 핵 계산을 해서 구하여야 한다. 더욱이 성자 조사
시험에서는 각종 계측과 온도제어를 해서 각종 센서, 부 기기가 설치되어진
복잡한 구조의 캡슐이 많아 조사환경의 평가를 어렵게 하고 있다. 그러나 이제까
지 조사시험이 수행된 노심 조사공들과 이용되지 않은 새로운 조사공과의 핵
특성을 앞서의 분석결과와 직 비교한다는 것이 다소 무리가 있지만 이제까지
수행된 연구결과들을 토 로 조사공별 성자속과 핵발열량은 정리하여 표 7에
나타내었다. 여기에서 하나로 출력에 따른 재료의 발열량은 하나로 출력을 30
MW의 발열량으로 계산한 값을 용하 다.( , 24 MW시: 24 MW발열량
×30/24). 아울러 이 표에는 각 조사공 특성과, 치수, 냉각조건, 이용분야에 한
내역도 정리하여 기술하 다.
- 14 -
그림 4는 표 1-1, 표 1-2와 표2를 토 로 하여 조사공 별 성자속을 나타내
고 있다. 표 1-1, 표 1-2은 평형노심, 제어 치 550mm에 한 에 지 그룹별
최 성자 값을 사용하 고 표 2는 새 핵연료로 채워진 노심, 제어 치가
450 mm에서 구한 값이다. 그러므로 직 인 비교는 안 되지만 체의 경향과
략 인 수 을 알 수 있는 자료가 된다.
조사공 별 Al에 한 상 발열량은 재료조사시험용 캡슐에 한 핵 자료
(00M-03K[12], 01S-01K[16], 01M-05U[13], 02M-02K[14], 04M-17U[15]에 한
발열량)와 표 6의 자료, CNS 공에 한 발열량 측정값[9]을 토 로 도시하여 그
림 5-1에 나타내었다. 이 자료로부터 일부 평가가 되지 않은 조사공( , IP9,
IP15, NAA3, IP3, HTS, NAA2, NAA1 등)에 한 략 인 값을 추정할 수 있
다. 그림 5-2는 00M-03K, 01S-01K, 01M-05U, 02M-02K, 04M-17U캡슐에 해
평가한 Al 발열량을 근거로 도시한 결과로서 조사공에 따라 발열량이 어떤 분포
를 갖는지에 한 감을 주고 있다. 한 감마열 분포가 성자속이 높은 노심보
다는 반사체 역에서 비교 균일한 분포를 갖고 있음을 알 수 있다. 마지막으
로 그림 6 은 04M-17U 캡슐에 한 핵 자료를 근거로 하여 조사공내 감마열
분포를 조사시편, 열매체, 외통에 하여 도시한 것으로 가장 높은 감마열은 조
사공내 축방향 심에서 다소 낮은 곳에 있음을 보여주고 있다.
표 7. 조사공별 성자 속 감마열
조사공 CT IR(2개) OR(4개) IP(17개) NAA(3개) HTS NTD(2개) CN
Position Core Core Core ReflectorTherm/Epitherm
/thermReflector Reflector Reflector
치수OD/ID 6.0 6.0 6.0(5.92) 6.0(5.92) 6.0/10/6.0 10 22, 18 6x15
냉각수조건
가동온도(℃)
강제냉각
40
강제냉각
40
강제냉각
40
자연대류
40
자연대류
40
자연대류
40
자연대류
40
자연대류
40
중성자속#
-
고속(x1013)
- 열(x1013)
(n/㎠.sec)
14.6
30.6
13.2
27.2
0R3>OR6>OR
4>OR5
1.1-1.52
18-25.4
IP15>IP3>IP9
0.03-0.15
1.23-1.31
NAA2>NAA3>
NAA1
0.0003-0.047
2.33-11.4
0.01
6.76
NTD1>NTD2
0.007, 0.01
3.64, 3.99
9.68, 7.45**
Gamma Heat
(W/gr, Al)
5.72-
6.73***
3.3*
5.14**** 2.02* ( < 1 ) ( << 1 ) ( <<< 1 ) 0.36* 0.494**
Utilization캡슐조사/
RI 생산
캡슐조사/
RI 생산
연료연소
/RI 생산RI 생산 방사화 분석 RI 생산 Si 도핑 중성자 물리
#: [1], *: 계산치[8], **: 측정치[9], ***: 계산치[13, 14, 15], ****: 계산치[12], ( ): 상치
상용경수로 조건하에서 조사시험을 하기 하여 상용경수로의 가동시의 열
성자속(E<0.625eV)과 고속 성자속(E>0.91MeV)을 갖는 환경을 갖추어야 하
며, 그 크기는 각 각 9x1013 n/cm
2.s와 1.4x10
14 n/cm
2.s정도는 되어야 한다.[6]
- 15 -
그림 4. 조사공별 성자속 (400 mm, 평행노심)
그러나 통상 연구로에서 수행되는 조사시험은 가속화시험을 수행하기 때문에
보다 높은 2x1014 n/cm2.s 정도의 성자속을 갖는 조사공에서 이루어진다. 그러
나 성자속이 높으면 높을수록 조사시간 단축, 등으로 경제성은 커지나 로 가동
주기를 변화시켜야 하고, 아울러 조사장치 설계 등에 기술 어려움이 커지기 때
문에 통상 이에 한 최 화가 필요하다. 참고로 최근 개발되고 있는 랑스
JHR의 핵연료 재료 조사시험을 해 배려하고 있는 조사공에서의 고속 성
자속(E> 1 MeV)은 2.5∼5x1014 n/cm
2.s 이고, 열 성자속은 ∼2.5x10
14 n/cm
2.s
이다. JHR에서는 높은 성자속으로 인하여 조사공 내 장 되는 시편들은 고온
조사조건하에서 온도구배가 커 이를 극복하기 한 방안 개발이 진행되고 있다.
이 기술은 조사시험 시편이 보다 균일한 온도분포를 갖도록 액체 속 열매체
인 NaK를 이용하고 더욱이 자펌 를 이용하여 열매체의 냉각 가열을 제어
하여 최 600 ℃ 까지도 시험할 수 있는 장치와 기술을 개발하고 있다.[17] 이
와 같은 기술은 우리 하나로에도 앞으로 확보하여야 할 것으로 생각된다.
그림 5-1. 조사공별 상감마열 (Al, 400 mm, 주기 )
- 16 -
그림 5-2. 조사공 치에 따른 Al 감마열
그림 6. 조사공내 축방향 감마열 분포
(CT Hole, 400 mm, 주기 )
6. 결론
재까지 분석된 자료에 근거할 때 성자속 감마열에 한 자료는 다소
오차가 커 열분석에 상 인 경향만 고려할 수 있으며, 이를 토 로 한 열해석
은 조사시험용 캡슐과 같은 장치의 기본설계와 안 성 검토에 활용할 수 있다.
그러나 캡슐의 상세설계 단계에서는 보다 정확한 해석이 요구되며 아울러 조사
시편의 온도제어 방법 조사조건에 한 상세검토가 요구된다.
한 앞으로 진행되는 과제계획에 따라 이들 자료를 토 로 캡슐 열 해석 모
델를 수립하고 평가 분석하여 성자속이 다소 낮은 조사공들(ie. OR/IP hole)
의 활용 가능성 검토와 재보다 가혹한 조사조건인 고온 조건( , 300℃이상)에
서 조사시험을 할 수 있는 조사 장치설계 검토가 이루어질 정이다.
- 17 -
제 2 외국의 고온조사장치 설계특성자료 조사 분석
1. 기술 황조사
Gen IV 원자로개발 련하여 개선된 원자로(SCWR, SFR, GFR, LFR, MSR)
설계. 건조하는데 필요한 논문에 한 검토를 하 으며, 재 진행되는 로그램
이 어디에 을 두고 개발이 진행되고 있는지를 분석하 다. 특히 재료 련한
풀어야하고 확보하여야할 문제[18]로는 표 8에서 보는 바와 같이 기존 원자로보
다 가동온도가 높고, 재료가 높은 성자 조사량 하에 놓이게 되며, 극심한 부식
환경 조건하에 있게 되고, 보다 긴 가동연한 ( , 60 y )으로 야기되는 문제로 재
료의 안정성을 요구하고 있음
Reactor Coolant Inlet Temp(℃)
Coolant Outlet Temp(℃)
Maximum Dose (dpa)
Pressure(Mpa) Coolant
PWR 290 320 100 16 WaterSCWR 290 500 15-67 25 WaterVHTR 600 1000 1-10 7 HeliumSFR 370 550 200 0.1 SodiumLFR 600 800 200 0.1 LeadGFR 450 850 200 7 Helium SC CO₂
MSR 700 1000 200 0.1 Molten Salt
표 8. Gen IV 원자로 가동 환경
표 8은 재 개발 인 Gen IV 시스템에 한 정상가동 조건하에서 상
되는 가동 환경을 기존의 PWR 원자로 가동조건과 비교하여 요약한 내용이
다. 가동 온도는 부분이 더 높고, 최 조사량 한 일반 으로 높다. 특이
한 것은 일부 원자로의 경우는 냉각재를 물이 아닌 나트륨 혹은 납을 사용함
으로서 재료가 더 부식 환경 하에 있게 된다. 원자력 선진국들은 성장하는
자국의 에 지원 확보를 한 Gen IV 원자로 개발 련하여 진행 인 신 시
스템은 높은 고속 성자와 높은 열을 생산하기 한 고온로, 가속기 혹은 핵융합
로 개발 계획을 갖고 있다. 이들 계통에 사용하는 구조재료는 높은 고속 성자
속에서의 항할 수 있는 핵연료/재료, 액티나이드(actinides) 리까지 할 수 있
는 첨단의 핵연료 주기, 환기술(열교환기, 고온 기분해, 열화학 공정 등)등이
주요 쟁 이 되고 있다. 특히 재료 요구사항으로서는 조사 분 기하에서 노심재
료의 치수 안정성(팽윤, 조사 성장), 구조재료의 기계 특성(인장, 연성, 크립,
괴인성), 부식 환경 하에서의 재료의 특성(원자로 냉각재와 고려하고 있는 공
정에 사용하는 유체들.)을 들 수 있다. 표 9에는 잠재 인 후보재료에 한 평가
혹은 자격화되어야 하는 재료 요구되는 조사온도와 조사량특성을 보여주고
있다.[19]
- 18 -
Sodium FastReactor
Gas Fast Reactor
Lead Fast Reactor & ADS
HighTemperature
ReactorSupercritical
Water ReactorMolten Salt
Reactor Fusion
Coolant Liquid Na feqbars.
He,70 bars480-850℃
Lead alloys550-800℃
He,70 bars600-1000℃ Water Molten Salt
He, 80bars300-
480℃
Pb-17Li,~bar480-
700℃
Core Stuctures
WrapperMartensitic
steels;Clad tubes;ODS
SiCf-Siccomposite
Target stuctureMartensitic
steels;Window&Clad;
Martensitic, ODS
Graphite(structures)
Composites C/CSiC/SiC forcontrol rods
Ni basedAlloys
F/M steelsGraphite
Martensitic steels ODS Ferritic steel
SiCf-Sic therm&Elect insulator
Temperature 390-700℃ 600-1200℃ 350-480℃ 600-1600℃ 350-620℃ 700-800℃
FW: Tmax625℃→ODS
Channel: Tmax;500℃(SiC)
Dose Cladding;200 dpa 60/90 dpa
Clad; ~100dpaADS/Target:~100dpa+He
7/25 dpa~100dpa+He
(10 appm/dpa)and
H(45appm/dpa)
Othercomponents
IHX or turbine
Ni based alloys
IHX or turbineNi based alloys
표 9. Gen IV 원자로 재료선정을 한 조사요구특성
재 제4세 원자로 개량원자로의 구조재료 피복 재료로 고려하고
있는 재료는 페라이트계 마르텐사이트 계 강(ferritic/martensitic steel)이다.
일부 새로 고려하고 있는 재료들은 가동온도 650℃ 에 사용될 수 있고 종 의
원자로에서 보다 높은 온도의 스 분 기에서 사용할 수 있도록 연구개발하고
있다. 이 에서 특히 9-12% Cr 강의 크립특성에 심을 두고 있으며 압력용기
사용을 하여 크롬(Cr)의 베이나이트 강(bainitic steel) 도 고려하고 있다.
표 10은 상용으로 생산되고 있는 강과 실험 으로 고려하고 있는 강에 한 조
성을 나타내고 있다.[20]
표 11은 재 제4세 원자로의 요구되는 성자 스펙트럼, 냉각수 출구온도,
핵연료와 피복 재료, 구조 재료로 고려하고 있는 재료를 보여주고 있다. 특히
기존의 원자로 가동조건 보다 훨씬 가혹한 조건인 가동온도가 높고, 높은 성자
환경 하에서 길게는 60년 동안 사용수명을 목표로 하여 연구 개발되고 있음을
보여주고 있다.[21] 합 재료 외에도 차세 원자로 의 하나인 GFR(gas
cooled reactor) 후보 구조재료로 각 받고 있는 재료는 SiC-SiC C-C 복합체
이다. GFR 원자로에 용하기 해서는 압축응력이 100 MPa 보다 크며, 인장응
력도 >50 MPa 이상이 요구되어 이들 구조복합체가 용되기 해서는 Woven
fibers 와 ceramic matrix 구조가 필요하다. 재 고려하는 부품은 제어 슬리
(control rod sleeve)나 아마도 코아 배럴(core barrel)에 용할 정이다. 특히
조사 분 기하에서의 기계 특성뿐만 아니라 팽윤 열 도도에 한 자료 확
보가 요구되고 있다. 다음의 그림 7은 C-C 복합체 미세구조(composite
microstructure)을 보여주고 있다.[22]
- 19 -
Steel C Si Mn Cr Mo W V Nb B N Other
A533 Grade 0.25max 0.20 1.30 0.50
2¼Cr-1Mo(T22) 0.15max 0.3 0.45 2.25 1.0
2.25Cr-1.6WVNb(T23) 0.06 0.2 0.45 2.25 0.1 1.6 0.25 0.05 0.003
2.25Cr-1MoVTi(T24) 0.08 0.3 0.50 2.25 1.0 0.25 0.004 0.03
max 0.07 Ti
ORNL 3Cr-3WV 0.10 0.14 0.50 3.0 3.0 0.25ORNL
3Cr-3WVTa 0.10 0.14 0.50 3.0 3.0 0.25 0.10 Ta
9Cr-1Mo(T9) 0.12 0.6 0.45 9.0 1.0 3.0 0.25 0.10 TaMod 9Cr-1Mo
(T91) 0.10 0.4 0.40 9.0 1.0 0.2 0.08 0.05
E911 0.11 0.4 0.40 9.0 1.0 1.0 0.2 0.08 0.07NF616(T92) 0.07 0.06 0.45 9.0 0.5 1.8 0.2 0.05 0.004 0.06W.Nr.1.4914 0.15 0.45 0.35 11.0 0.50 0.30 0.25 0.008 0.03 0.70 NiMANET I 0.14 0.40 0.75 10.8 0.75 0.20 0.15 0.009 0.02 0.90 Ni12Cr1MoV 0.20 0.30 0.50 12.0 1.0 0.25 0.70 Ni12Cr-1MoV
(HT91) 0.20 0.4 0.60 12.0 1.0 0.25 0.5 Ni
12Cr-1MoWV(HT9) 0.20 0.4 0.60 12.0 1.0 0.50 0.25 0.5 Ni
HCM12 0.10 0.3 0.55 12.0 1.0 1.0 0.25 0.05 0.03TB12 0.10 0.06 0.50 12.0 0.50 1.8 0.20 0.05 0.004 0.06 0.1 Ni
TB12M 0.13 0.25 0.50 11.0 0.50 1.8 0.20 0.06 0.06 1.0 Ni
HCM12A(T122) 0.11 0.1 0.60 12.0 0.40 2.0 0.25 0.05 0.003 0.06 1.0 Cu 0.3 Ni
NF12 0.08 0.2 0.50 11.0 0.20 2.6 0.20 0.07 0.004 0.05 2.5 Co3.0 Co
SAVE12 0.10 0.3 0.20 11.0 3.0 0.2 0.07 0.04 0.07Ta0.04Nd
표 10. 상용으로 생산되고 있는 강과 실험 으로 고려하고 있는
강에 한 조성
그림 7. C-C 복합체 미세구조(composite microstructure)
- 20 -
SystemNeutron
Spectrum, Toulet
Fuel CladdingStructural Materials
In-core Out-core
GFR Fast, 850℃ MC/SiC CeramicRefractory metals and alloys, ceramics, ODS
Vessel:F-M
Primary circuit: Ni-based superalloys
32Ni-25Cr-20Fe-12.5W-0.05CNi-23Cr-18W-0.2C
F-M w/thermal barriersTurbine: Ni-based alloys or
ODS
Pb AlloyFast, 550℃
and Fast, 800℃
MN High-Si F-M, ceramics, orrefractory alloys
High-Si AusteniticsCeramics or refractory alloys
MSR Thermal, 700℃ Salt Not applicable
Ceramics, refractorymetals, High-Mo
Ni-base alloys(e.g., INOR-8),
Graphite, Hastelloy N
High-Mo Ni-base alloys(e.g., INOR-8),
Na-LMR(Metal) Fast, 520℃ U-Pu-Zr F-M(HT9 or ODS) F-M ducts
316SS grid plate Ferritics, austenitics
Na-LMR(MOX) Fast, 550℃ MOX ODS F-M ducts
316SS grid plate Ferritics, austenitics
SCWR-Thermal
Thermal, 650℃ UO2
F-M(12Cr, 9Cr, etc)(Fe-35Ni-25Cr-0.3Ti)
Incoloy 800, ODSInconel 690, 625 and 718
Same as cladding options F-M
SCWR-Fast Fast, 650℃ MOX
Dispersion
F-M(12Cr, 9Cr, etc)(Fe-35Ni-25Cr-0.3Ti)
Incoloy 800, ODSInconel 690 and 625
Same as cladding options F-M
VHTR Thermal, 1000℃
TRISO UOC
in graphitecompacts;
ZrC coating
ZrC coating andsurrounding graphite
GraphitesPyC, SiC, ZrC
Vessel: F-M
primary Circuit:Ni-based superalloys
32Ni-25Cr-20Fe-12.5W-0.05CNi-23Cr-18W-0.2C
표 11. Gen IV 원자로 핵연료 재료
Abbreviations
F-M = Ferriticmartensitic stainless steels(typically 9 to 12 wt % Cr)
ODS = Oxide dispersion-strengthened steel(typically ferritic-martensitic)
MN = (U, Pu)N, MC = (U, Pu)C, MOX = (U, Pu)O2
한 GFR 후보 요업재료에 한 탄성 모듈러스(elastic modulus), 열팽창계
수, 비열에 한 값의 확보가 요하다. 그림 8은 고온 가압성형(hot press) 공법
으로 제작한 SiC 와 화학 증착법으로 제작한 SiC 에 한 성자 향을 보여주
고 있다. 그림으로부터 고온 가압성형 공법으로 제작한 SiC는 성자 조사량이
수 dpa 정도에서도 50%정도의 강도 값이 떨어지며, 순수한 SiC는 거의 열화가
되지 않으며, 오히려 일부 증가하는 것으로 측됨을 보여주고 있다. 이러한 열
화는 제작공정과 연루되어 생긴 불순물과 한 계를 갖고 있다.[22]
Na, Pb 를 냉각재로 사용하는 원자로에서 600 ℃이상의 온도하에서 가동되므
로 팽윤 상이 은 페라이트계 마르텐사이트 계 강(ferritic/martensitic
steel)(9-12%Cr) 이 후보재료로 여기고 있으며, 특히 부식 높은 조사 분 기
하에서 사용재료가 견딜 수 있음이 확인되어야 사용할 수 있다. 그림 9는 Phenix
- 21 -
원자로 피복 재료에 한 성자조사량 효과를 보여주고 있으며, 400-550℃,
약 100 dpa 하에서의 조사시험을 통하여 경화 취화 상이 무시할 정도임을
보여주나, 비교 높은 온도(900℃)에서는 아직도 문제가 있어 ∼14%Cr 강에
한 연구가 진행되어야 함을 나타내고 있다.[23]
그림 8. SiC 의 강도에 한 성자 향
그림 9. Phenix 원자로 피복 재료의 조사량에 따른 원주방향 변형
그림 10에는 일본 MONZU 원자로 압력용기 내부재료는 SUS304, 냉각
계통 재료는 SUS304, 증기발생기 재료는 2 1/4Cr-1Mo 재료를 사용하고 있
음을 보여주고 있다. 검증용 원자로인 DFBR(demonstration fast breeder
reactor) 압력 용기재료는 316FR(fast reactor grade type 316SUS), 냉각재는
Mod. 9Cr-1Mo를 용하 고, 상용원자로에는 높은 Cr 강을 최 화시켜 제
작한 강을 사용할 계획이다. 그림에는 일본 DFBR에 용하는 주요 재료
- 22 -
종류에 하여 기술되어 있다.[24]
이상의 황 자료[18-24] 조사 분석 결과로부터 구조재료로서 고려되어야 할
인자로서는 다음과 같다.
비조사재의 기계 열 물성, 방사선 향, 부식 화학 양립성, 재료 이
용성, 가격, 가공성 합기술, 안 성 폐기물 처리 , 성자 경제성, 연
소도, 등을 포함한 핵 특성에 한 자료 확보에 을 두고 개발하고 있다.
그림 10. 일본 DFBR(demonstration fast breeder reactor)의 재료
그러므로 하나로를 이용한 조사시험은 핵연료, 피복 재료, 구조재료들에
한 쟁 에 다음과 같은 조사시험을 수용할 수 있는 기술개발이 바람직하다. 개발
되는 장치를 이용하여 수행되어야 하는 내역은 원자로 유형에 따라 다소 차이가
나지만 포 인 에서 재료 미세구조에 한 방사선 향, 팽윤(0.3-0.6Tm >
10 dpa)/성장, 온도 조사량에 따른 인장특성, 폭 넓은 온도와 조사량에 따른
크립 단 특성(< 0.45Tm >10 dpa), 크립-피로 상호작용, He 취화(0.3-0.6Tm >
10 dpa), 괴인성, 부식 응력부식 균열, 수소균열 화학 양립성 등이 시
험되어야 할 것으로 단된다.
- 23 -
2. 고온 조사장치 자료 조사분석
차세 원자로 련 조사장치의 설계에 고려할 주요변수를 검토하고, 원자로 유
형에 따른 재료 핵연료의 조사시험 조건과 부합되는 사용 환경을 어떻게 구
연하여 사용하고 있는지에 한 자료 확보를 얻기 한 조사 분석이 이루어졌다.
특히 원자력 선진국의 심이 되고 있는 미국, 랑스가 재 성자 스팩트럼,
열발생 도, 핵연료 피복 온도, 냉각수 화학조성, 냉각수 유속 등을 고려한
활용 인 주요 조사장치에 한 검토가 이루어졌다.
가. 미국 ATR(advanced test reactor) HTIF(high temperature irradiation
facility) 의 조사장치[25]
그림 11 은 미국 INL(Idaho national lab.) 소재 ATR 원자로의 부스터 핵
연료 구조를 보여주고 있다. 이 구조는 ATR 를 이용하여 보다 높은 수 의 고
속 성자 속을 요하는 차세 원자로 핵연료 재료 개발을 한 시험조건을
만족시키기 하여 개발되고 있는 설비이다. 표 12에서 보는 바와 같이 요구되는
고속 성자속은 1.0x1015 n/cm
2.s이고, 고속/열 성자 비는 15 보다 커야 하며,
조사장치는 최소한의 요구되는 체 을 수용하고, 이 밖에 요구되는 설계 조건들
을 만족시키도록 단 조사시험용 루 를 개발하고 있다. 그림 11은 가스 시험
루 (gas test loop)의 주요 구성이 부스터 핵연료 핀(booster fuel pin), 유동
압력 으로 되어 있음을 보여주고 있으며, 표 12에는 주요 설계사항을 나타내
고 있다. 마지막 그림 12 은 재 설계된 제원을 보여주고 있다.
그림 11. ATR 원자로의 부스터 핵연료 구조(booster fuel configuration)
- 24 -
표 12. 가스시험루 의 성능 요구조건
Parameter Required DesiredTest volume length(cm) 15.5 89Test volume diameter(cm) 2.54 5.9Fast flux intensity(n/cm2, E>0.1MeV, unperturbed) 1.0E+15 3.0E+15
Fast/thermal neutron flux ratio >15 >100Flux uniformity in test space(%) ±10 ±5
Heat removal temperature(℃) 500±15 to 1,100±20
500±15 to 1,830±50
Max. test article linear heat rate(W/cm) 2,300 3,000Total heat flux(kW) 200 3,600Design lifetime(years) 30 Life of program
그림 12. 가스 시험 루 (gas test loop)의 설계된
제원
그림 13-1, -2은 미국 INL 소재 ATR 원자로에서 활용하고 있는 흑연 크립시
험용 캡슐의 설계 개념도이다.[26] 이 캡슐의 특징은 일정 하 을 속 주름
(metal bellows)을 이용하여 13-20 MPa 정도의 하 을 걸어주며, 시험온도는
600, 900, 1200 ℃하에서 략 90개 정도의 시편을 수용할 수 있다. 이 장치를 이
용하여 NGNP(Next Generation Nuclear Plant) 원자로개발을 한 조사 자료를
생산하고 있다.
그림 13-1. 흑연 조사시험용 크립캡슐 개념도
- 25 -
그림 13-2는 미국 INL 소재 ATR 원자로에서 활용하고 있는 흑연의 성자
효과를 시험할 수 있는 캡슐[27]의 수직단면도와 횡 단면도를 나타내고 있다.
한 주요 설계특성으로는 조사시험조건을 제어할 수 있도록 4 개의 가스 , 온도
제어 측정용 12 개의 열 , 성자 조사량 측정용 fluence monitor 5 개, 시
편을 넣는 carrier, 수직방향으로 열 달을 막는 단열재 시편을 어떻게 배치하
는지를 잘 나타내고 있다.
그림 13-2. 흑연 조사시험용 크립캡슐
MITR은 미국 MIT 공과 학이 보유한 연구로로서 냉각재를 H2O, 반사체
를 수를 사용하며 5MW 열 출력으로 가동되는 탱크형 연구로이다. 연구로
가동주기는 6∼8주기이며 연 출력하에서 가동률은 70∼80%이다. 그림
14의 좌편 그림은 MITR(MIT nuclear reactor)의 노심 상부에서 은 실제
사진이고 우편 그림은 HTIF가 노심에 어떤 구조로 어떻게 설치되었는지를
나타내고 있다. 이 장치는 노심 앙에 길이가 66cm 이고, 단면 이 27 cm2이
며, 연구로 구동핵연료가 있던 곳에 설치되어 사용하며 최고 고속 성자속은
1.0x1014 n/cm2.s 이고 열 성자속은 4x1013 n/cm2.s이다. 이 설비를 이용하
여 1400℃ 이상까지의 온도에서 재료개발이나 시험을 하여 사용되고 있
다.[28]
- 26 -
그림 14. MITR(MIT nuclear reactor) 연구로 조사 설비
한 노심구조재료의 경우 과도상태 하에서 략 1200℃에 도달할 수 있
고 핵연료 사고시나리오에 근거할 때는 1600℃까지 도달할 수 있다. 그러므
로 이러한 재료 개발을 해서는 아주 높은 온도 하에서 시험할 수 있는 장
치의 개발이 요구된다. 그림 15는 MITR에서 개발하고 있는 고온시험장치인
HTIF 조사장치[29]에 한 개념도를 보여주고 있다. 이 장치에는 고온을 얻
기 하여 W 흑연을 히 활용하고 열이 일차냉각수로 과도하게 손실
되지 않도록 Mo 반사체를 설치하여 조사요구조건을 얻는 것이 주요 핵심기
술이다.
그림 15. HTIF(high temperature
irradiation facility) 조사 설비의 설
계개념도
- 27 -
나. 랑스 JHR(Jules Horowitz Reactor)의 조사장치[17]
랑스 CEA 가 재 개발하고 있는 연구로인 JHR은 가동되고 있는
상용원자로 차세 원자로의 핵연료 재료의 연구개발을 하여 산업체
안 기 에서 요구되는 시험조건을 수용할 수 있도록 개발 인 연구로
이다. 표 13은 JHR를 이용하여 노심에서 시험할 수 있는 조사시험 조건을
나타내 주고 있다.
표 13. JHR 연구로 노심에서의 조사시험조건
Irradiation conditions CommentsLocation In-core in the higher neutron flux Several positions availableGamma heating 10 to 20 W/g(steel) Depending on in-core location
Fast neutron flux(>1 MeV) 2.5x1014 to 5x1014 n/cm2.s
Depending on in-core location(16dpa/y on steel at the
max.)Thermal neutron flux ∼2.5x1014 n/cm2.s Depending on in-core locationType of cooling fluid NaK Alternative coolants are possibleCooling/heating EM-pump-flow rate range: 2m3/hNominal temperature Up to 600℃
Max. temperature discrepancy over sample arrangement
7.5℃ Controlled by electrical heater and heat
exchanger with reactor circuitWithin a reactor power variation of ±10% around nominal value
Max. heat exchanger 50 kWGas blanket Argon, 2 bar Other gas possibleThermal gap filling gas He, 4 bar Other gas possible
그림 16 은 랑스 JHR 연구로의 높은 고속 성자속 하에서 조사시료의 온
도구배가 작게 할 수 있도록 설계한 캡슐/리그(rig) 조사장치에 한 개념도이
다.[30] JHR은 재 개발 인 Gen IV 원자로 핵연료 재료개발 로그램을
지원하기 하여 종 보다 높은 성자속 분 기하와 시편의 온도구배가 작은 환
경 하에서 조사시험을 수행하기 한 목 을 두고 련 기술을 개발하고 있다.
특이한 개념으로는 장치내부의 시편온도 구배를 이기 하여 자펌 를 사용
하고 장치내부에 열매체로 사용하는 NaK의 흐름을 만들어주어 온도구배를 효율
으로 제어하며, 노심 냉각수의 직 인 향을 이기 하여 내부에 차단용
튜 를 설치하는 것과 냉각 역을 성자속과 감마속(gamma flux) 분 기에서
비교 먼 곳에 두어 열 도를 개선하는 개념이 특이하다. 사용 환경은 250-600
℃, NaK 유속 1-2 m3/h, 압력 2 bar, EM(elecromagnetic pump) 펌 용량 2.5
KW, 기로 36 KW이다.
그림 17은 랑스 JHR 연구로의 핵연료 조사시험 선 출력 변화를 수
있는 장치이다.[31] 이에 한 참고시설은 재 가동 인 랑스 Saclay 소재
OSIRIS 연구로에서 핵연료의 출력 상승 출력순환(power cycling) 시험시설
이다. JHR 은 100MW 규모로 주요 이용분야는 높은 성자 분 기에서 핵연료
재료의 조사시험 산업용 의학용 동 원소 생산을 둘 수 있다.
- 28 -
그림 16. 높은 성자속과 온도 구배가 작은
조사장치 개념
이 연구로의 연간 가동일 수는 최 9주기 270일 운 하며, 노심에서 재료를
16 dpa 까지 한 LWR 핵연료 의 경우(감마속을 고려여부에 따라 다소 다름)
600 W/cm 의 선 출력으로 시험할 수 있는 능력을 갖고 있다. 출력 상승 시험
도 당 50mm/s 로 최 350 mm 까지 조사장치를 이동시켜 핵연료 농축도가
5%의 경우 최 660 W/cm.min 까지 능력을 갖추고 있어 명실 공히 세계 수
의 시설이 될 망이다. 주요 조사 설비 치는 노심내 10곳, 반사체 역에
조사장치 이송장치가 겸비된 6곳을 포함하여 12곳, 그 외 9곳의 동 원소 생산설
비가 설치될 정이다.
그림 17. JHR 원자로의 핵연료 출력 상승 시험(ramp test) 시설
- 29 -
그림 18은 랑스 CEA 가 재 개발하고 있는 연구로인 JHR에서 개발
인 크립 시험용 시편용기(specimen holder)에 한 개념도[30]를 나타내고
있다. 이 용기를 이용하여 PWR 핵연료 피복 처럼 방향성을 갖는 재료의 기
계 특성, 로서 크립 특성을 시험하기 하여 개발 이며, 원주응력은 내
부 압력으로 제어하고, 축 응력은 속 주름 을 이용한 가스압력으로 조
할 수 있도록 장치를 설계하여 크립 시험 에 두 축 응력을 일정한 크기로
조 도하고 그 비를 조사시험 에서도 제어할 수 있도록 한 장치이다. 재
목표 온도는 300-400℃이고, 시편의 허용 온도 차이는 5℃이고 온도측정 능
력은 1℃이며, 시험 공에서의 감마 열은 략 20 W/g 이다.
그림 18. 크립 시험용 시편용기(specimen holder)에 한 개념도
그림 19는 랑스 JHR 연구로의 핵분열생성물 연구시설에 한 개념도이다.
연료 조사시험 하나인 이 시설은 연구로 근처에 2개의 구멍을 뚫어 핵연료
시험 에 실시간 혹은 조사 후 연료 에서 방출되는 핵분열 생성물을 실시간으
로 분석할 수 있는 주요 시설이다.[31] 그림에서 보는 바와 같이 핵연료의 조사
시험에 활용되는 4가지의 방사선 차폐된 셀이 있다. 주요 설비로는 수 에 있는
핵분열생성물의 방사선 측정용 셀, 고 방사능 의 핵분열가스 방사능 측정용
셀(실시간 핵분열가스 방출, R/B(release to birth) 비, 핵연료/피복 간 상호작용
에 한 정보 악, 사고 조건하에서의 방사능 방출연구 등에 활용), 방사능
핵분열가스 측정용 러 박스, 시료의 방사능 붕괴 후 방사능 측정용 러
박스 등이 구축될 정이다.
- 30 -
그림 19. 랑스 JHR의 핵분열 생성물 연구실
이상의 미국, 랑스의 차세 원자로 련 조사장치에 한 자료[25-31] 검토
분석을 통하여 설계에 고려할 주요변수로서는 사용 환경 조건인 성자 스팩트
럼, 열발생 도, 핵연료 피복 온도, 냉각수 화학조성, 냉각수 유속 등을 고
려한 장치가 개발되어야 한다. 그러므로 조사장치 개발은 원자로 유형에 따른 재
료 핵연료의 조사시험 조건과 부합되어야 함은 물론 차세 원자로의 가동조
건들이 기존의 경수로와는 달리 훨씬 큰 성자에 지 때문에 조사시험 조사
손상이 일어나기 때문에 성자의 스펙트럼이 요한 인자가 될 수 있다. 그러나
재 가동되는 시험로/연구로의 스펙트럼은 크게 변화시킬 수 없어 다소 기술
인 어려움이 상된다. 로서 SFR 원자로 개발 련 요구되는 조사시험을 하
여 일본의 Joyo 원자로, 러시아의 Bor-60 연구로, 랑스의 Phenix 원자로, 미국
의 FFTF 설비, 등이 강력히 추천되고 있다. 그러므로 하나로를 이용한 조사시험
은 어느 정도 한계성이 있으나 성자 스펙트럼 조 , 고온 조사장치의 설계, 조
사환경 모사에 한 연구가 진행되어야 한다. 이외에도 이온 빔을 이용한 시험
도 수행되고는 있으나 재료가 받는 방사선량과 덩어리재료(bulk materials)에 깊
이 침투하지 못하는 문제가 있다.
- 31 -
3. 후보 열매체 선정
차세 원자로 련하여 원자력 선진국 주도 으로 연구 개발하고 있는
조사장치에 한 자료[18-31] 조사 분석을 통하여, 다음과 같은 열매체가 조사장
치의 요한 부품으로 이용되었거나 이용할 계획이다.
조사장치에 사용되는 열매체의 선택기 은 조사 환경 하에서 성자 흡수단
면 산란이 작고, 녹는 이 비교 높고, 구조재료 용기재료들과의 부식
항성이 크고, 기계 특성 하가 은 장 이 있고, 열 달계수 한 크고, 방
사성 해도(hazard) 화학반응 등의 안 성이 큰 재료이어야 한다. 이에 부합
되어 이용하고 있거나 이용될 재료는 W[29], Mo[29], Nb, 흑연[26, 27, 29]
NaK/LBE(lead bismuth eutectic alloy)[30],와 스테인리스 강 Ti[33]을 들 수
있다.
이 재료 W 은 표 14 에서와 같이 비교 녹는 이 높고(3422 ℃), 증기압
이 낮고, 높은 온도에서 (> 1600℃) 높은 인장강도를 갖고, BCC(body centered
cubic) 구조를 가지며 도 값이 크고, 부식 항성이 큰 재료이다.[34]
표 14. W의 주요 물성[35]
한 Mo 은 표 15에서 보는 바와 같이 텅스텐보다 다소 연성이 크고, 녹는
이 2623°C 이며 600 이상에서 일부 산화가 되며, 고온에서도 팽창이나 연화되는
성질이 작은 재료이나 진공 이나 불활성분 기에서 사용하여야 하는 문제가 있
다. 텅스텐과 마찬가지로 부식 항성이 크고 성자 흡수단면 이 작고 열 충격
에 강한 재료이다.[35]
표 15. Mo의 주요 물성[36]
- 32 -
이 밖에 선정된 열매체의 고온 물성 자료는 표 16에 정리하 으며, 이 자료는
하나로 조사공 OR IP 공에서의 고온 조사장치 개발 가능성을 평가하기 한
열 해석 입력 자료로 활용된다.[37∼40]
표 16. 후보 열매체 고온 물성
- 33 -
제 3 고온용 열매체를 이용한 조사장치의 비 열해석
선정된 후보 열매체 재료를 이용한 고온조사장치의 설계 가능성을 검
토하기 하여 재까지 재료 조사시험에 사용하지 않았던 하나로 조사공 OR
IP 공에서 고온 조사시험 가능성 여부를 평가하기 하여 상용 유한요소 로그
램인 ANSYS 를 이용한 열 해석이 수행되었다.
1. 비해석모델 경계조건
비해석에 사용한 모델은 그림 20에서 보는 방 02M-02K 재료캡슐[41]이며
coupled-field elements PLANE223 요소를 사용하여 계산하 다. 해석에 사용한
갭은 시편과 열매체 사이는 0.1mm로 고정하 고, 열매체와 외통 사이의 갭은
0.05∼1.5mm (0.05, 0.1, 0.5, 1.0, 1.5mm) 로 가정하 다. 한 하나로 냉각수온도
는 36℃이고, 캡슐 외통표면에서의 열 달계수 h는 26 kW/m2℃ 용하 고, 시
편의 gamma값은 하나로 핵 특성 분석결과인 그림 5-1로부터 략 0.5 ∼4
W/g 정도 가변할 수 있으므로 1~5 W/g 로 가변할 때를 가정하 고, ANSYS
를 이용한 열해석 수행시 실제 재료의 열 발생 도 값은 다음과 같이 계산하여
사용하 다.
W = gamma×19300 kg/m3, Mo= gamma×10200 kg/m3
Fe= gamma×7800 kg/m3, Al= gamma×2700 kg/m3
그림 20. Typical finite element model
한 열 해석을 하여 사용한 재료의 고온 물성 값은 열매체 후보재료로 선정
된 재료의 고온 물성 자료(표 16)를 이용하 다.
- 34 -
2. OR/IP 공의 고온조사시험 가능성 평가
가. OR 공의 고온조사시험 가능성 평가
캡슐 내부에 사용되는 후보 열매체 종류에 따른 시편의 온도는 갭 크기가
일정하고(갭 = 1.0 mm) 감마값이 1∼5 W/g 에 따라 좌우되며 시편의 최 온도
는 그림 21에서와 같다. 한 동일한 감마값(1.0 w/g)에서 시편의 최 온도에 미
치는 갭의 향은 그림 22에서 보는바와 같이 비교 고온까지 활용할 수 있는
가능성을 보 다. 이 때 후보 열매체별 고온 조사시험을 할 수 있는 가능성은 다
음과 같은 순서로 용이하 다.: W > Mo > Fe > Al
이 해석 결과를 토 로 할 때 간 정도의 온도 역(350-600 oC)에 한
LMR 재료조사시험에는 종 에 사용하던 Al 을 사용 가능하나 그림 21에서 보는
바와같이 비교 고온 온도 역(>900 oC) 에 한 VHTR 재료조사시험에는 Al
열매체 온도가 녹는 을 넘게되어 사용할 수 없으며 다른 열매체를 사용하여야
한다. 로서 Mo 열매체를 사용한 캡슐의 경우는 감마값이 2W/g 인 조사공에서
갭 크기가 1mm 이어도 시편의 최 온도는 970 oC 가 된다.
그림 21. Effects of the nuclear
heat(1.0mm gap)
그림 22. Effects of the He gap
size (1.0W/g)
나. IP 공의 고온조사시험 가능성 평가
IP 공에 한 고온 조사시험 가능성 평가를 해 수행된 해석 결과는 OR
공과 같이 후보 열매체 종류에 따른 시편의 온도와 사용 모델에서의 갭의 향
은 동일한 추세를 보 다. 상세한 감마열 갭 크기가 시편 온도에 미치는 향
은 그림 23, 24와 같고, 후보 열매체별 고온 조사시험을 할 수 있는 가능성도
OR 공에서 수행한 해석 결과와 유사한 추세를 보 으며 다음과 같은 순서이다.
: W > Mo > Fe > Al. 그러나 IP 공에서는 조사장치 표면에서의 온도가 하나
로에서 요구하는 조건을 만족시킬 수 가 없었고, 특히 감마열이 1 W/g 이상인
조사공에서는 후보 열매체를 이용하여 제작되는 캡슐 외통의 표면 온도가 100
- 35 -
℃를 훨씬 넘어 냉각수가 비등하는 문제가 발생하여 사용하는데 어려움이 상
된다. 그러나 Al 열매체를 사용할 때 감마열이 0.5 W/g 역( IP15)에서 갭을
5 mm 정도로 설계하면 그림 23에서 보는 바와 같이 시편 최 온도가 481 oC 정
도 도달하여 간 정도의 온도 역(350-600 oC) 에 한 LMR 재료 조사시험에
사용 가능하며, 조사시험 안 성 측면에서 볼 때 Mo이나 Fe 열매체를 사용하는
것이 바람직해 보인다. 한 비교 고온 온도 역(>900 oC) 에 한 VHTR 재
료조사시험에는 Mo 열매체를 사용할 경우 감마열이 0.5 W/g인 조사공에서 시
편과 열매체 갭을 5 mm 설계할 경우는 시편의 최 온도가 872 oC 도달하여
VHTR 재료조사시험에 사용 가능함이 확인 되었다.
그림 23. Effects of the He gap
size (0.5W/g
그림 24. Effects of the nuclear
heat(1.0mm gap)
3. 해석 결과
이상의 결과로부터 다음과 같은 결론을 얻었다.
가. OR 조사공은
- 비교 고온 온도 역(>900 oC) 시험인 VHTR and MSR(molten salt
reactor) 재료조사시험 수행에 IP 공보다 양호함이 확인 되었다.
- 간 정도의 온도 역(350-600 oC) 시험인 SWR(supercritical water
reactor) and LMR(liquid metal reactor) 재료조사시험에 Al 사용 가능하나 Mo,
Fe 등이 더 양호하다.
- 비교 고온 온도 역(>900 oC) 시험에는 Al 열매체 사용이 불가능
하고 Mo 등이 추천됨.
나. IP 조사공에는
- 간 정도의 온도 역(350-600 oC) 시험인 SWR and LMR 재료조사
시험에 OR 공보다 양호하다. 로서 Al 열매체 사용시 열매체 감마값이
0.5W/g 이고 갭 크기가 5mm 일 때 시편 최 온도가 872 oC에 도달한다.
- 36 -
이상의 결과는 기본설계가 완료되면 보다 정확한 성자속 감마열에 한
자료를 얻어 보다 정확한 기술 검토가 이루어질 정이다.
- 37 -
제 4 조사장치의 구조개선을 한 비 열해석
조사장치의 구조개선 비해석을 하여 심공 크기가 시편에 미치는
향과 열매체 내부구조에 갭(gap) 추가에 따른 향을 검토 분석하 다.
1. 조사장치 구조개선 설계
가. 심공 크기가 시편에 미치는 향 평가분석
하나로 표 형 재료 계장캡슐 설계에서는 조사시편의 온도를 보다 균일화
시키기 하여 캡슐내부 열매체 심에 12 mm 크기의 심 홀을 제작하여 사용
하여 왔다. 그러나 이용자 요구 시편의 크기 등의 제약으로 심에 구멍을 뚫지
못하고 설계. 제작하여야 할 경우가 발생하 고 고온 조사장치 개발을 한 기존
캡슐의 내부구조 개선의 필용성이 발생하 다.
본 검토에 사용한 모델은 02M-02K 캡슐의 모델[41]을 사용하여 종래의
12mm 크기의 구멍이 있는 경우와, 7mm 크기의 구멍이 있는 경우 한 없는 경
우에 한 범용 유한요소 그램인 ANSYS 코드[37]를 이용한 열 해석을 수행하
여 심구멍 크기가 시편 온도에 미치는 향에 한 검토가 이루어졌다.
(1) 사용 모델
열 해석을 한 모델은 그림 25와 같이 시편부 단면을 볼 때 90o 간격으
로 10×10 mm의 사각 시편이 4공에 배치된 모양이며, 2차원 1/4 단면을 모델링
하 다. 이때 요소망의 생성은 2차원 연성해석이 가능한 PLANE13 요소를 사용
하 고, 2D 모델을 이용하 다. 모델에서 헬륨으로 채워진 갭은 시편과 열매체
사이는 0.1 mm, 열매체와 외통 사이의 갭은 0.5 mm 의 크기를 갖는 경우로 보
다 보수 인 온도 향을 검토하기 하여 선택하 고, 심 구멍의 크기를 변수
로 한 3가지 경우에 하여 검토하 다.
(2) 경계조건
열 해석을 한 경계조건으로는 원주방향의 칭성을 부여하기 해 2D
모델에 하여 각각 x축과 y축에 칭조건을 용하 다. 한 캡슐외통 표면에
서의 열 달 계수는 30.1×103 W/m
2 oC[42], 외통 주변 냉각수의 온도는 36
oC를
경계조건으로 사용하 다.
캡슐 내부의 온도분포는 노심 gamma flux의 분포에 따른 재료의 발열량
에 크게 의존하며, 정확한 열 해석을 해서는 ANSYS에서의 입력데이터로 사용
되는 성자 조사에 의한 재료의 열 발생 도(heat generation density)가 요
하다.
- 38 -
그림 25 열 해석을 위한
2D 모델
본 해석에서 사용한 열 발생 도[43] 는 발열량에 SA508(시편), A1050(열매
체), STS316L(외통) 재료의 도를 곱하여 열 발생 도로 환산하여 사용하 다.
Gamma값= 3 W/g 로 가정
열 발생 도 = [gamma 값(W/g) × 재료 도(kg/m3)]
SA508 = gamma×7800 kg/m3,
Al = gamma×2700 kg/m3
STS316 = gamma×8000 kg/m3
(3) 결과 고찰
그림 26은 통상 인 표 형 캡슐에서 즉 심구멍크기가 12mm 로 설계
된 경우에 조사시편이 최 발열량을 갖는 치에 놓이는 캡슐에서의 온도분포
(그림 26 (a))와 반경방향 시편 부를 가로지르는 선을 따라 출력한 온도(그림 26
(b))를 나타내었다. 최 온도는 사각 시편부에서 416.9 oC를 보 고, 알루미늄 열
매체에서는 375-390 oC 범 의 온도 분포를 나타내었다. 한 헬륨가스로 채워진
갭에서는 격한 온도변화가 있으나, 통상 인 열 해석에서와 같은 온도구배를
보 다.
그림 27 그림 28은 캡슐의 심구멍크기가 7mm 경우와 막힌 경우에
한 열 해석 결과를 보여주고 있다. 심공이 막힌 경우는 해석을 쉽게 하기
하여 구멍 크기가 0.1mm 인 경우에 하여 열 해석하 다. 해석 결과 최 온도
는 사각 시편부에서 구멍 크기가 작아짐에 따라 표 17에서 보는 바와 같이, 직경
7mm 크기의 구멍이 있을 때 시편 최 온도는 424.7 oC와 직경 0.1mm 크기의
구멍이 있을 때 시편 최 온도는 428.7 oC를 보 다. 알루미늄 열매체에서는 온
도 분포는 직경 7mm 크기의 구멍이 있을 때 382-399 oC 직경 0.1mm 크기의
구멍이 있을 때는 390-403 oC 범 의 온도 분포를 나타내었다. 열매체와 외통사
이에서 온도변화는 12mm 크기의 구멍이 있을 때와 비교시 그리 크지 않았으며,
캡슐 외부 표면 온도 한 온도 차이가 거의 없음을 보여주고 있다.
- 39 -
(a) 캡슐의 온도분포
(b) 반경방향 시편부를 가로지르는 선에
따른 온도
그림 26. 표 형 캡슐( 심공 직경= 12mm)의 온도분포
재의 ANSYS를 이용한 결과는 정 해석을 통한 온도계산에 열팽창을
고려하지 않고 모델된 기하학 형상 데이터를 용하여 계산된 것이다. 그러므
로 캡슐 내부 부품들의 구조가 달라짐에 따라 온도 분포도 약간씩 달라지지만
거의 동일하다는 가정 하에 해석이 되었고 해석된 온도결과 한 별 차이가 나
지 않았다. 이 결과만으로 평가할 때, 심 구멍 크기가 시편의 온도에 미치는
향은 그리 크지 않다고 단된다.
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그림 27. 중심공 직경= 7mm 인 경우의 온도
분포
그림 28. 중심공 직경= 0.1 mm 인 경우의 온
도분포
중심구멍크기(mm)
시편 열매체간 갭(mm)
외통 열매체간 갭(mm)
시편 최대온도
(oC)
캡슐외통
표면온도(oC)
12 0.1 0.5 416.9 41.1
7 0.1 0.5 424.7 41.2
0.1 0.1 0.5 428.7 41.2
표 17 캡슐 심공 크기에 따른 시편의 최 온도 표면온도
(4) 결론
02M-02K 캡슐의 모델[41]을 사용하여 종래의 12mm 크기의 구멍이 있는
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경우와, 7mm 크기의 구멍이 있는 경우 한 없는 경우에 한 범용 유한요소
그램인 ANSYS 코드[37]를 이용한 열 해석을 수행하여 심구멍 크기가 시편
온도에 미치는 향에 한 검토가 이루어졌다.
열 해석 결과 하나로 표 형 재료 계장캡슐의 심구멍이 시편의 최 온도
에 미치는 향은 그리 크지 않으며, 본 해석모델에서는 시편의 최 온도차이가
416.9에서 428.7 oC로 략 2%정도의 범 내에 있음이 확인되었다.
나. 열매체 내부구조에 갭 추가에 따른 향 평가
(1) 모델 경계조건
범용 유한요소 그램인 ANSYS 코드를 이용한 캡슐 내부 열매체에 신규
갭 추가에 따른 열해석이 수행되었다. 열 해석을 한 모델은 그림 29와 같이 시
편부 단면을 볼 때 90o 간격으로 10×10 mm의 사각 시편이 4공에 배치된 모양이
며, 종 과 같은 내부구조를 갖는 경우와 추가의 갭을 설계 반 한 경우의 2차원
1/4 단면을 모델링하 다. 이때 요소망의 생성은 2차원 연성해석이 가능한
PLANE13 요소를 사용하 고, 2D 모델을 이용하 다. 해석시 경계조건으로는 시
편과 열매체 사이 갭은 0.1mm 고정하고 열매체와 외통 사이 갭이 시편온도에
미치는 향을 검토하기 하여 그림 29 b)와 같은 모델을 바탕으로 한 갭 크기
가 0.15-0.35mm로 가변함에 따른 시편의 최 온도 결과를 보기로 하 다. 하나
로 냉각수온도는 36 ℃, 조사장치 외통표면에서의 열 달계수 h 는 30.1×103
W/m2 ℃ 용하 으며, 재료의 Gamma값은 0.5 W/g 로 가정하고, 열 발생 도
는 재료의 gamma 값에 재료의 도(kg/m3)값을 곱하여 사용하 다.
그림 29. 기존 캡슐모델(a) 추가의 갭을 신설한 모델(b)
(2) 해석 결과 고찰
그림 30은 통상 인 표 형 캡슐에서 즉 종 과 같은 내부구조를 갖는
경우에서의 재료시편의 온도분포(그림 30 (a))와 반경방향 시편부를 가로지르는
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선을 따라 출력한 온도(그림 30 (b))를 나타내었다. 해석결과 종 과 같은 모델을
사용한 경우 즉 추가의 갭을 두지 않았을 때는 시편 최 온도가 125.6°C이었다.
이와는 달리 열매체에 추가의 갭을 신설할 경우 시편의 최 온도는 갭 크기
(0.15/0.35/0.55mm)에 따라 시편의 최 온도 증가 추세에 한 결과는 그림 31에
서 보는바와 같다. 시편의 최 온도는 추가의 갭 크기가 0.15, 0.35, 0.55 mm로
증가됨에 따라 시편의 최 온도가 160, 201, 239 oC로 증가하 으며 그 향은
략 27-90%정도 조 가능함이 확인되었다.
(a) (b)
그림 30. Al 열매체와 캡슐외통사이에 추가의 갭 신설에 따른 시편의 온도 분포
그림 31. 캡슐 열매체 내부에 추가의 갭 크기에 따른 시편의 최 표면온도
(3) 결론
열매체 내부구조에 신규의 갭 추가 시편의 최 온도에 미치는 향을
분석해 본 결과는 기존의 캡슐 내부 구조 사용 열매체에 추가의 갭 신설을
통하여 고온 조사시험 가능성이 확인되었다.
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제 3 장 결 론
2007년도에는 하나로에서 캡슐을 이용한 차세 원자로 재료의 고온조사시
험 가능성 검토를 한 자료 수집 분석과 고온시험용 조사장치에 한 비 열
해석이 성공 으로 이루어져 당 의 목표를 달성할 수 있었다.
첫째, 차세 원자로(VHTR, SFR, GCR 등) 개발 연구 등에서 요구되는 고온
조사시험을 수행하기에는 기 개발된 우리기술로는 다소 한계가 있다. 그러므로
보다 가혹한 조사조건인 고온 조건( , 300℃이상)에서 조사시험을 할 수 있는
가능성 검토를 하여 하나로의 노심 내․외부에 있는 성자속 감마열에
한 기 설계자료 시험자료의 검토가 이루어져 조사공별 성자속 감마값
에 한 자료가 도출되었다.
둘째, 한 요구되는 조사장치의 설계에 고려할 주요변수를 도출하기 하여
미국의 국립연구소 INL 보유 ATR과 MIT 보유시설과 조사장치와 랑스 JHR
조사장치, 조사시험조건, 고온조사시험용 rig, 등에 한 검토가 되었다. 이를 통
하여 사용 환경 조건인 성자 스팩트럼, 열 발생 도, 핵연료 피복 온도,
냉각수 화학조성, 냉각수 유속 등이 장치설계에 고려되고 있는 주요변수로 악
되었다.
셋째, 한 조사장치에 재 이용되고 있거나 이용할 계획인 열매체 재료가
악되었고 이들 후보재료에 한 고온 물성자료가 확보되었다.: W, Mo, Nb, 흑
연 NaK/LBE(lead bismuth eutectic alloy), 스테인 스 강 Ti. 선정된 후
보 열매체을 이용한 고온조사장치의 설계 가능성 검토는 하나로 조사공 OR
IP 공에서 상용 유한요소 로그램인 ANSYS 를 이용한 열 해석이 수행되었다.
해석 결과 OR 조사공은 SWR LMR 재료조사시험은 물론 VHTR MSR
재료조사시험 수행에 IP 공보다 더 합하고, Al 보다는 Mo, Fe 등의 열매체 사
용이 추천되었다. IP 조사공에는 간 정도의 온도 역(350-600 oC) 시험인
SWR LMR 재료조사시험에 OR 공보다 합한 것으로 단되었다.
넷째, 조사장치의 구조개선을 하여 심공 크기가 시편에 미치는 향과 열
매체 내부구조에 갭(gap) 추가에 따른 향을 02M-02K 캡슐의 모델을 사용하여
검토 분석하 다. 해석결과 캡슐의 심공 크기(12, 7, 0.1mm)가 시편의 최 온
도에 미치는 향은 그리 크지 않으며, 략 2%정도의 범 내에 있음이 확인되
었다. 한 열매체 내부구조에 갭(gap) 추가에 따른 향은 갭 크기(0.15, 0.35,
0.55mm)에 따라 시편의 최 온도는 증가하고, 략 27-90%정도 조 가능함이
확인되었다.
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제 4 장 연구개발결과의 활용 계획
앞으로 하나로에서 캡슐을 이용한 차세 원자로 재료의 조사시험 가능성 평가
로 얻은 결과는 앞으로 하나로를 이용한 고온 조사시험용 캡슐설계에 기본 자료
로 활용될 정이다.
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제 5 장 참고문헌
1. 이충성외 3인, 하나로 노심특성분석모델, KAERI/TR-2320/2002, 2002, 한국원
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감사의
본 연구는 과학기술부가 주 하는 원자력연구개발 장기계획사업 지원의 일
환으로 수행되었다.
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서 지 정 보 양 식
수행기 보고서번호 탁기 보고서번호 표 보고서번호 INIS 주제코드
KAERI/TR-3530/2008
제목 / 부제 HANARO 외곽노심에서의 고온조사시험 가능성 검토 보고서
연구책임자 부서명
(AR,TR 등의 경우 주 자) 강 환 (연구로 공학부, 원자력 기 과학연구본부)
연 구 자 부 서 명 조사시험용 캡슐개발 활용과제
조만순, 주기남, 신윤택, 손재민, 박승재, 김 구(연구로 공학부)
출 지 발행기 한국원자력연구원 발행년 2008. 1.
페 이 지 61 p. 도 표 있음(0), 없음( ) 크 기 27Cm.
참고사항
공개여부 공개(0), 비공개( )보고서종류 기술보고서
비 여부 외비( ), __ 비
연구 탁기 계약번호
록 (15-20 내외)
차세 원자로(VHTR, SFR, GCR 등) 개발 연구 등에서 요구되는 고온조사시험을
할 수 있는 가능성 검토를 하여 하나로의 노심 내․외부에 있는 성자속 감마열
에 한 기 설계자료 시험자료의 검토가 이루어져 조사공별 성자속 감마값에
한 자료가 도출되었다. 한 요구되는 조사장치의 설계에 고려할 주요변수를 도출하기
하여 미국의 국립연구소 INL 보유 ATR과 MIT 보유시설과 조사장치와 랑스 JHR
조사장치, 조사시험조건, 고온조사시험용 rig, 등에 한 검토가 되었다. 이를 통하여 사
용 환경 조건인 성자 스팩트럼, 열 발생 도, 핵연료 피복 온도, 냉각수 화학조
성, 냉각수 유속 등이 장치설계에 고려되고 있는 주요변수로 악되었다.
한 조사장치에 재 이용되고 있거나 이용할 계획인 열매체 재료 악과 고온 물
성자료가 확보되었다. 선정된 후보 열매체을 이용한 고온조사장치의 설계 가능성 검토는
하나로 조사공 OR IP 공에서 상용유한요소 로그램인 ANSYS 를 이용한 열 해석
이 수행되었고, OR 조사공은 SWR LMR 재료조사시험은 물론 VHTR MSR 재료
조사시험 수행에 IP 공보다 더 합하고, IP 조사공에는 SWR LMR 재료조사시험에
OR 공보다 합한 것으로 단되었다.
조사장치의 구조개선을 하여 심공 크기가 시편에 미치는 향과 열매체 내부구
조에 갭(gap) 추가에 따른 향을 02M-02K 캡슐의 모델을 사용하여 검토 분석하 고,
캡슐의 심공 크기(12, 7, 0.1mm)가 시편의 최 온도에 미치는 향은 그리 크지 않으
며, 략 2%정도의 범 내에 있음이 확인되었다. 한 열매체 내부구조에 갭(gap) 추
가에 따른 향은 갭 크기(0.15, 0.35, 0.55mm)에 따라 시편의 최 온도는 증가하고,
략 27-90%정도 조 가능함이 확인되었다.
주제명키워드
(10단어내외) 하나로, 핵 특성, 고온조사시험, 열매체, 열해석, 구조개선
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BIBLIOGRAPHIC INFORMATION SHEET
Performing Org.Report No.
Sponsoring Org.Report No. Standard Report No. INIS Subject Code
KAERI/TR-3530/2008
Title / Subtitle A Study on the High Temperature Irradiation Test Possibility
for the HANARO Outer Core Regions
Project Manager
and Department
(or Main Author)
Young-Hwan KANG (Research Reactor Engineering Division,
Basic Science and Engineering Department)
Researcher and
Department
M.S. Cho, K.N. Choo, Y. T. Shin, J.M. Sohn, S.J. Park, B. G.
Kim(Research Reactor Engineering Division)
Publication
Place Daejeon Publisher KAERI
Publication
DateJan., 2008
Page 61 p. Fig. & Table Yes( 0 ), No ( ) Size 27 Cm.
Note
Open Open( 0 ), Closed( )
Report Type Technical ReportClassified
Restricted( ), ___Class
Document
Sponsoring Org. Contract No.
Abstract (15-20 Lines)
From a study on the high temperature test possibility for the HANARO outer core region, the following results have been obtained:
1. Information on the neutron flux levels and the gamma heat of the concerned test holes, which have been produced from a series of nuclear analysis and tests performed at KAERI since 1993, were collected and analyzed to develop the nuclear data for the concerned test holes of HANARO and to develop the new design concepts of a capsule for the high temperature irradiation devices.
2. From the literature survey and analysis about the system design characteristics of the new concepts of irradiation devices in the ATR and MIT reactor, U.S. and the JHR reactor, France, which are helpful in understanding the key issues for the on-going R&D programmes related to a SFR and a VHTR, the most important parameters for the design of high temperature irradiation devices are identified as the neutron spectrum, the heat generation density, the fuel and cladding temperature, and the coolant chemistry. 3. From the thermal analysis of a capsule by using a finite element program
ANSYS, high temperature test possibility at the OR and IP holes of HANARO was investigated based on the data collected from a literature survey. The OR holes are recommended for the tests of the SFR and VHTR nuclear materials. The IP holes could be applicable for an intermediate temperature irradiation of the SWR and LMR materials. 4. A thermal analysis for the development of a capsule with a new
configuration was also performed. The size of the center hole, which is located at the thermal media of a capsule, did not cause specimen temperature changes. The temperature differences are found to be less than 2%. The introduction of an additional gap in the thermal media was able to contribute to an increase in the specimen temperature by up to 27-90 %.
Subject Keywords
(About 10 words)
HANARO, Nuclear Data, High Temperature Irradiation Test,
Thermal Media, Thermal Analysis, Structural Improvement