( 초 ) 고온가스로개요
I. ( 초 ) 고온가스로개요 II. ( 초 ) 고온가스로이용 III. 국외기술개발현황 IV. 국내기술개발현황 V. HTTR 개요 -2-
미래형원자로개발방향 출처 : http://www.gen-4.org/technology/evolution.htm -3-
제 4 세대원자로정의및목적 Gen IV Gen IV : Generation IV Nuclear Energy System 에너지자원을최적으로활용할수있고, 경쟁력있는가격으로신뢰할수있는에너지를공급하며, 안전성, 핵확산저항성이충분히확보되어 이를도입하고자하는국가에서의국민수용성을획득할수있는혁신개념의원자력시스템 (Ref. : Charter of Generation IV International Forum, 2001) 목적 미래의급격한에너지소비증가에대비 인류의지속가능한발전에기여 대중적지지와경제성및안전성을확보 GIF (Generation IV International Forum) 에서국제공동연구개발추진 -4-
GEN IV 국제공동연구현황 EU, France, Japan, Korea, USA, China, Russia Canada, EU, France, Japan, Korea, Swiss, USA, China 4 개프로젝트연구개발착수 SFR (7) VHTR (8) 3 개프로젝트연구개발착수 Canada, EU, Japan SCWR (3) Gen IV GFR (4) EU, France, Japan, Swiss LFR MSR 논의중 논의중 -5-
초고온가스로제 4 세대원자로평가 -6-
고온가스로와가압경수로 항목 경수로 가스로 냉각재 물 헬륨가스 출구온도 320 950 냉각재압력 150기압 70기압 핵연료 집합체 피복입자 -7-
고온가스로와가압경수로 -8-
초고온가스로특징 핵연료형 블록형 - 연료봉삽입된흑연블록 - 79cmx36cm 피복입자 - 우라늄을흑연으로삼중코팅 - 직경 0.9mm 페블형 - 입자연료균질분포흑연구 - 직경 6cm 제 4 세대원자로요건만족 안전성 완전피동안전 : 사고시원자로용기로열전달 핵연료용융가능성희박 : 삼중피복입자핵연료 낮은방사능누설 : 헬륨냉각재 경제성 고효율 : 50% 이상 냉각수요구량이작음 고온열공급 : 300~950 o C 핵확산저항성 : 삼중피복입자핵연료 -9-
사용연료와원자로이용의다양성 -10-
피복입자핵연료 -11-
피복입자핵연료의안전성 Radioactive Material Retention of TRISO Particles In Operation After Disposal -12-
피복입자핵연료의안전성 -13-
초고온가스로안전성 후쿠시마와동일사고에서도전기, 냉각수없이자연냉각지속가능 -14-
초고온가스로개발 원자로형냉각재핵연료피복재핵연료형압력용기 GCR CO 2 자연 U ( 금속 ) Magnox 슬러그콘크리트 AGR CO 2 농축 UO2 스테인리스강봉집합체콘크리트 HTGR He 고농축 U+ThC ( 피복입자핵연료 ) 흑연혹은세라믹 (PyC, SiC) 코팅페블형혹은블록형콘크리트 (AVR 은강철제용기 ) HTGR 및 VHTR He 고농축 U+ThC ( 피복입자핵연료 ) 흑연, 세라믹 (PyC, SiC, ZrC) 코팅페블형혹은블록형피동안전원자로강철제용기 950 o C 피복입자핵연료사용 안전성향상 핵연료설계온도증가 피동안전원자로강철제용기 안전성향상 원자로출구온도 GTHTR ( 일본 ) 900 o C 800 o C 700 o C He 냉각재사용 냉각재온도증가 고온흑연산화방지 ( 흑연과 CO 2) DRAGON ( 영국 ) AVR ( 독일 ) Peach Bottom ( 미국 ) FSV ( 미국 ) THTR ( 독일 ) HTTR ( 일본 ) HTR-10 ( 중국 ) NGNP ( 미국 ) PBMR ( 남아공 ) HTR-PM ( 중국 ) 개발방향 --> 출구온도증가및이용분야확대 WAGR ( 영국 ) 600 o C Magnox ( 영국 ) 50's 60's 70~80's 90's 00's 10~20's -15-
블록형 (PMR) 및페블형 (PBR) Pyrolytic Carbon Silicon Carbide Porous Carbon Buffer Uranium Oxycarbide Fissile TRISO Enrichment : 19.9 Kernel : UCO Diameter : 770 microns Fertile TRISO Enrichment : Natural Kernel : UO2 or UCO Diameter : 850 microns Particles Compacts Fuel Assembly -16-
블록형 (PMR) 및페블형 (PBR) GT-MHR PBMR Inner reflector Outer reflector De-fueling chute x3-17-
대표적페블형노심원자로 시작 : 1992 착공 : 1995~ 운전 : 2000.12~ 시작 : 1959 착공 : 1961 운전 : 1966~1988 시작 : 1971 운전 : 1985~1989 PBMR 400 MWt 165 MWe AVR 46 MWth 15 MWe THTR-300 750 MWth 296 MWe HTR-10 실험로 10 MWth 시작 : 2005.8 착공 : 2007.5-18-
대표적블록형노심원자로 착공 : 1994 운전 : 1998~ 운전 : 1976~1988 HTTR 실험로 30 MWth 운전 : 1966~1974 Peach Bottom 1 40 MWe Fort St. Vrain 842 MWth 330 MWe MHTGR 450 MWth 190 MWe GT-MHR 600 MWth 280 MWe -19-
I. ( 초 ) 고온가스로개요 II. ( 초 ) 고온가스로이용 III. 국외기술개발현황 IV. 국내기술개발현황 V. HTTR 개요 -20-
원자력의이용확대국내에너지사용현황 에너지원 사용분야 석탄 27.4 석유 41.9 천연가스 14.4 신재생 2.7 원자력 13.6 38 5 57 54 3 34 9 16 47 2 35 66 27 7 27 61 7 5 13 34 51 2 ~100 3 41 18 2 36 산업용 38 가정및상업 10 수송용 14 발전용 38 원자력이용확대 원자력은전력공급에국한 초고온가스로고온의열을다양한분야에공급가능 산업용 : 50.5 가정및상업 : 48.9 수송 : 0.6-21-
고온가스로이용가능분야 -22-
고온가스로잠재적수요 1 Million Tons CO2/year avoided for every HTGR (500 MWth) used in lieu of Natural Gas Petroleum Refining (50-100) Petrochemical (150) Coal-to-Liquids (100s) Fertilizers/Ammonia (100+) Oil Sands/Shale (200+) -23-
국내수소이용분야및수요전망 비에너지부문 ( 현재수요약 100 만톤 / 년 ) ( 단위 : 천톤 ) 정유화공기타 에너지부문 ( 수소경제예측수요 ) 수소경제 : 운송을중심으로수소가화석연료대체수송 미래잠재시장 ( 제철 ) 수소환원제철 994 1073 1160 거주 상용 7543 778 분산전원 3305 1284 40 04 10 15 20 12 20 30 40 참고 : SK 기술원 (2006) 참고 : 산자부 (2005) -24-
수소시장 -25-
원자력수소환원제철 VHTR 적용 CO 2 배출해결 3000 만톤조강 : 20GWth 고온열 -26-
열공급시장 ( 국내 ) 지역 HTGR (500MWt) CO 2 Reduction (M ton/year) 울산공단 43 51.1 여천공단 39 46.3 대산공단및기타 24 4.6 Total 106 126.0-27-
-28- 원자력화공산업공정열과수소공급 1 9 2 3 9 9 9 2 3 2 3 3 1 3 3 3 3 3 3 1 8 4 4 3 2 2 2 6 2 4 1 9 2 1 2 0 2 0 7 2 2 5 2 6 1 9 1 9 1 9 1 4 9 8 8 1 3 1 1 9 2 9 1 6 1 6 1 6 1 6 1 2 3 2 1 0 2 7 2 7 3 0 9 2 5 2 8 1 7 3 4 1 5 Steam Water 고온증기공급 (3000MWth) 수소공급 (350MWth) VHTR 적용
I. ( 초 ) 고온가스로개요 II. ( 초 ) 고온가스로이용 III. 국외기술개발현황 IV. 국내기술개발현황 V. HTTR 개요 -29-
REACTOR CAVITY COOLING SYSTEM (RCCS) TANKS MODULE FUEL STORAGE AREA GAS TURBINE SECONDARY GAS BYPASS ( 초 ) 고온가스로개발현황 COMPRESSOR HEAT RECOVERY STEAM GENERATOR (HRSG) FUEL TRANSFER TUNNEL RCCS HEADERS AND STANDPIPES Kazakhstan REACTOR VESSEL INTERMEDIATE HEAT EXCHANGER (IHX) SECONDARY GASISOLATION VALVES (TYPICAL) France : programme ANTARES for CHP 600 MWth GENERATOR MAIN CONDENSER TRANSFORMER COOLING WATER L.P. TURBINE H.P./I.P. TURBINE CONDENSER Russia : project GT-MHR China : HTR-PM, industrial prototype, 2x250 MWth, start of operation 2013 China : HTR-10, experimental reactor, 10MWth, in operation since 2000 South Korea: NHDD USA : NGNP, industrial prototype for CHP and Hydrogen Production, start of operation 2021 Europairs South Africa : industrial demonstrator, for Process Heat & Cogeneration Japan: HTTR, experimnental reactor, 30MWth, in operation since 1998 Japan: GTHTR 300,, 600 MWth -30-
미국 NGNP (Next Generation Nuclear Plant) 미국초고온가스로개발 (NGNP) 전력과수소생산초고온가스로 NGNP 사업로드맵제시 - 2005 년 Energy Policy Act - 2018 년원자로설계 / 건설완료 - 2021 년실증완료공정열요구산업체의견반영수정안 - 750~850 o C 공정열공급원자로 (2008) - 수소연구는 INL 에서수행 NGNP 개념설계완료 - General Atomics (GA) : 350MWth MHTGR ( 블록형 ) - 개념설계는 Phase 2( 건설 ) 사업계획서포함산업체와투자비율조정중 -31-
일본일본초고온가스로및원자력수소현황 HTTR ( 초고온가스실험로 : 30MWth) 건설및운전 (1998] HTTR 950 C 50일연속운전성공 (2010.3.13) : 열교환기등고온기기입증 열화학수소생산실증 (2015) GTHTR 300C를이용한상용원자력수소생산상용시스템개발 (2025) GTHTR300C - 출력 : 600MW th - 출구온도 : 950 o C - 운전압력 : 51 기압 -32-
일본초고온가스로및원자력수소현황일본 HTTR( 초고온가스실험로 : 30MW th ) - 건설완료및운전시작 (1998) - 950 도달성 (2004), - 950 도 50 일장기운전 (2010.3) - LOFC Run1 실험 (2010.12) -33-
일본초고온가스로및원자력수소현황일본주관 OECD/NEA 국제공동연구 -34-
중국 HTR-10 실험로 - HTR-10 I&C 개량국제공동연구 - 흑연분진실험등 HTR- GT 프로젝트 - 출구온도를 750 도에서 850 도로상승 - 가스터빈직접발전연구 수소생산연구 - SI 열화학 cycle - HTSE 실험착수 HTR-10-35-
중국 HTR-PM - 내륙부지전기공급 -2x250MWt (Rankine 싸이클 ) 2011 년 3 월국무원건설승인 2012 년 12 월콘크리트타설 2017 년전력그리드연결목표 중국독자설계 / 건설 ( 국산화 75% 이상 ) 중국과기부 12 차 5 개년계획 : 경수로및고온가스로건설 -36-
남아프리카공화국 PBMR 현황 페블형원자로전력생산 (900 도, 가스터빈 ) 남아공정부 PBMR 투자위축 - 경제적문제로 PBMR 개발중단 ( 10) PBMR-GT 전력생산용 900 o C 90 bar 500 MWt Brayton cycle PBMR-CG 공정열생산용 700 o C 60~70 bar 200 MWt Steam cycle -37-
I. ( 초 ) 고온가스로개요 II. ( 초 ) 고온가스로이용 III. 국외기술개발현황 IV. 국내기술개발현황 V. HTTR 개요 -38-
원자력수소실증계획 -39-
원자력수소생산계통개념 수소생산계통 초고온가스로 중간루프 초고온가스로 수소생산계통 중간열전달계통 물 수소 산소 -40-
원자력수소핵심기술개발 년도 06 07 08 09 10 11 12 예산 ( 억원 ) 90 85 87 116 114 126 초고온가스로핵심기술개발 초고온가스로설계기술 재료및기기요소기술 피복입자핵연료기술 원자력수소연계기술 950 o C Heat O 2 열화학수소생산기술 분젠및 HI 공정기술 황산분해공정기술 SO 2 H 2 O H 2 O H 2 900 o C H 2 SO 4 분해 H 2 SO 4 Bunsen 반응 HI HI 분해 450 o C -41-
원자력수소핵심기술개발 원자력수소생산시스템구현을위한도전적기술현안해소 핵심원천기술확보및세계기술시장선점 설계기술 설계코드및방법론 950 o C 실증노심 냉각압력용기 중간루프 안전성입증기술 피복입자핵연료 핵연료제조기술최적화 핵연료품질관리 핵연료성능해석 Natural Cooling Cold Air Fuel(Core) Graphite (Reflector) VHTR Filter Warm Air He Purifier Helium 950, ~490, ~200 o C Protection Wall IHX Circulator Isolation Valve IS Thermochemical Plant Hot Gas Duct SO3 Decomposor SI 열화학수소제조 대기압 SI 순환공정운전 가압 SI 단위공정요소기술 가압 SI 종합공정설계 재료및기기요소기술 고온재료및흑연특성평가 주요기기구조건전성평가기술 황산분해기설계및부식시험 소형가스루프건조및실증시험 -42-
I. ( 초 ) 고온가스로개요 II. ( 초 ) 고온가스로이용 III. 국외기술개발현황 IV. 국내기술개발현황 V. HTTR 개요 -43-
High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR) HTTR Graphite-moderated/helium gas-cooled HTGR Control room Major specification Thermal power 30 MW Fuel Coated fuel particle / Prismatic block type Core material Graphite Coolant Helium Inlet temperature 395 C Outlet temperature 950 C (Max.) Pressure 4 MPa Intermediate heat exchanger (IHX) Spent fuel st orage pool Containment vessel Reactor pressure vessel History First criticality : 1998 Full power operation : 2001 Safety demonstration test : 2002 High temperature operation (950 ) : 2004-44-
High Temperature Engineering Test Reactor (HTTR) Vessel Cooling System이 Reactor Cavity Cooling System임. -45-