The lead-cooled fast reactor (LFR) is one of the innovative reactor concepts for the Generation Ⅳ (GenⅣ) reactors. LFR uses a eutectic lead-bismuth alloy (LBE) as a coolant, and it can have an ultra-long cycle through the breeding of the nuclear fuel. Because of the low temperature operation of the nuclear fuel and the different cladding material of the micro-ultralong life LFR, it is difficult to apply the existing fuel performance codes and a new fuel performance code for the micro-ultralong LFR is required. In this study, FARPCON-KAIST-1.0 for micro-ultralong life LFR based on FARPCON-4.0 was developed by modifying the material properties of fuel, cladding and coolant, and performance models such as fission gas release and swelling. With the developed FARPCON-KAIST-1.0, the thermal and mechanical behavior of nuclear fuels was evaluated and the operational safety during the normal operation of 30 years, the entire service life of the reactor, was estimated. It is expected that the code will be used not only to this reactor, but also to the fuel performance evaluation of various micro nuclear reactors
납냉각 고속로는 제 4 세대 미래 혁신적인 원자로 개념 중 하나이다. 납냉각고속로는 냉각재로 납-비스무트 합금을 액체 냉각재로 사용하며 핵연료의 증식성 때문에 저출력 초장주기 운전이가능하다. 납냉각고속로 핵연료의 저온 운전 특성 및 피복관 재료의 차이 때문에 기존 납냉각 고속로용으로 개발된 코드를 본 원자로에 적용하는 데 어려움이 있어 초소형 초장주기 납냉각 고속로용 핵연료 성능 해석 코드의 자체 개발이 필요하다. 본 연구에서는 FARPCON-4.0 을기반으로 납냉각로 조건으로 핵연료 및 냉각재의 물성 변경 및 팽윤, 핵분열 기체 방출과 같은 핵연료 조사 거동 변경을 통해 초소형 납냉각 고속로용으로 FARPCON-KAIST-1.0 이 개발되었다. 개발된 FARPCON-KAIST-1.0 을 통해 원자로의 전 수명인 30 년 정상 상태 운전 동안 핵연료의 열적, 기계적 성능을 평가하고 운전 안전성을 검증하였다. 개발된 코드는 본 원자로뿐만 아니라 다양한 초소형 원자로의 핵연료 성능평가용으로 적용될 수 있을 것으로 기대된다.
