Transcript WH형 핵연료

KAIST 강좌(2009. 3.10)
노심설계 및 핵연료제조
한전원자력연료㈜ 사장
이익환
2009. 3. 10
1
목
차
원자력 발전의 역할
원자력발전에서의 핵연료 역할
원자력 발전의 원리
원자로계통 및 핵연료
국내 핵연료 개발 현황 및 전망
원천기술 (설계코드) 개발 현황
핵연료의 해외 수출 전망
2
원자력 발전의 역할
3
원자력 발전의 역할
국가 에너지 수급 현황
 2007년 에너지 수입액 945억불 : 총 수입액의 27%, GDP 10%
 세계 5위 원유 수입국(603억불)/세계 2위 LNG 수입국(127억불)
 우리나라 석유의존도는 43%(일본 47%, OECD 평균 41%)
가장 저렴한 발전단가로 경제성장의 원동력
< 발전원별 판매단가 (원/kWh), 2007년 기준 >
원자력
석탄
석유
LNG
수력
39
42
118
105
113
4
원자력 발전의 역할(2)
기후변화협약에 대응할 수 있는 현실적 에너지
< 발전원별 CO2 등가 배출량, g-CO2/kWh (IAEA 2006) >
석탄
석유
LNG
태양광
풍력
원자력
수력
991
782
549
57
14
10
8
※ 원자력발전의 CO2 배출량은 석탄 발전의 1/100 수준
기술집약 종합산업으로 연관산업 파급효과 우수
 원전 2기 건설 시 연인원 800만명 이상의 일자리 창출 효과
 부가가치를 고려한 GDP 기여율 이 발전원 중 가장 우수
- 석유 발전 대비 석탄 5배, 원자력 18배
원전은 대안이 아닌 필수 에너지원 !!
원전은 향후 해외 수출 동력 산업 !!
5
국내 원전 운영 현황 및 전망
 운전중 : 20기
 WH형
: 8기
 OPR 1000형 : 8기
 CANDU형 : 4기
울진
 #1,#2
 #3,#4,#5,#6
 건설중 : 8기
 OPR 1000형: 4기
 APR 1400형 : 4기
KNF
 계획 : 2기
월성 (CANDU)
 #1,#2,#3,#4
 APR 1400형 : 2기
※ 2030년까지 발전용량을
현재 36%에서 59%로 증가
※ 원전 10기 추가 건설 예정
신울진
 #1,#2
영광
 #1,#2
 #3,#4,#5,#6
신월성
 #1,#2
고리
 #1,#2,#3,#4
신고리
 #1,#2,#3,#4
 #5,#6
6
국내 원자력 환경 변화
7
세계 원자력 환경 변화
 원자력발전은 2030년 까지 321 GW의 신규 시장이 형성 예상
 최대 예상 시장 규모 약 700조원 [ 2030년까지 300여기 예상]
Western
Europe
Eastern Europe & Russia
47 GW
123 GW
North and South
America
111GW
149GW
Asia
82GW
232GW
116 GW
187GW
Power Generation
Capacity (GW)
Africa
2GW
370GW
691GW
2006
2030
12GW
8
원자력발전에서 핵연료 역할
9
핵연료의 역할
 원자력 발전소 이용률 및 발전 손실률 세계 1위 수준 달성에 기여
10
핵연료의 역할(2)
 발전원 중 최소 연료비
 에너지 안보의 핵심
11
핵연료의 역할(3)
 연료 별 전기생산량
구분
PLUS7
ACE7
CANDU
제원(cm)
20.7x20.7x452.8
21.4x21.4x406.3
49.6xФ10.2
연료봉/집합체
236
264
37
소결체/ 집합체
약 92,000 개
약 98,000 개
1,147 개
소결체 1
5.2 g
5.2 g
16.7 g
집합체 1
487 kg
524 kg
19 kg
177 개
157 개
4560 개
UO2
무게
다발 수
전기
생산량
(kwh)
소결체 1
약 1,800(1가구 8개월 사용량)
약 1,000(1가구 5개월
사용량)
집합체 1
약 1억 7천만(6만가구 1년 사용량)
약 115만(500가구
1년 사용량)
12
원자력 발전의 원리
13
원자력 발전의 원리
 원소의 핵자간 결합에너지 : 핵자간 결합 시 방출하는 에너지
D
Fe Cu
Au
U
 작은 결합에너지 원소가 큰 결합에너지 원소로 변환 시 에너지 방출
 핵자 수 小 (수소) : 핵융합 반응 (수소 폭탄)
 핵자 수 大 (우라늄) : 핵분열 반응 (원전, 200Mev/핵분열)
14
원자력 발전소 구성도
15
원자로 및 노심
원자로 제어봉
구동장치 (CEDM)
상부구조물
(UPPER GUIDE
STRUCTURE; UGS)
Reactor Vessel
원자로 HEAD
(RV CLOSURE HEAD)
Core Support Barrel
원자로 입구노즐
(INLET NOZZLE)
원자로 출구노즐
(OUTLET NOZZLE)
핵연료집합체
핵연료 지지용기
(CORE SUPPRT
BARREL; CSB)
핵연료 (CORE)
하부구조물
(LOWER SUPPORT
STRUCTURE; LSS)
국내원전 핵연료 종류
WH14x14
WH16x16
WH17x17
OPR-1000
APR-1400
원전 수
1
1
6
8
4
핵연료집합체 수량
121
121
157
177
241
16
원자로계통 및 핵연료
NSSS 설계
● 노심 설계
● 핵연료 제조
●
17
NSSS/BOP/TG 설계
18
NSSS 설계
NSSS 설계 정의
 규제기관의 안전성 요건 내에서 사업자의 성능 요건을 만족하도록
핵증기공급계통(NSSS)을 설계하고 제조자료를 생산하는 업무


원자로 냉각재계통: 원자로, 냉각재펌프, 증기발생기, 가압기, 배관 등
보조계통: 화학 및 체적제어계통, 정지 냉각계통, 비상노심 냉각계통
NSSS 설계 안전성 요건
 기술기준일 현재 유효한 한국과 미국의 기술규격 및 표준 적용
 한국 규제기관 및 미국 NRC의 규정 및 규제지침 만족
NSSS 설계 성능 요건
 NSSS 보증 출력 (OPR1000의 경우 2825 MWth) 및 성능시험
 부하 변동 (부하추종, 부하상실, 소내부하운전 등)
19
NSSS 설계(2)
상세설계요건 개발 및
설계문서 생산
계통설계문서 작성
 P&ID
 계통설명서
 설계요건서
 설계지침서
계약체결
설계기준 개발
 NSSS 설계기준
 설계범위
 인허가기준
계통 구성 및
설계요건 개발
 설계요건서
 연계요건서
 설계시방서
설계계산 및
상세 설계요건 개발을
위한 시험
예비안전/성능/
위험도분석
기계설치,
기기제작,
기기구매지원
KOPEC
(SD)
DHICO/
WEC
As-Built
정보 제공
KHNP
최종계산 및
요건서 작성
최종
안전성분석
최종 설계
결과물 작성
기기설계
보조계통(BOP)
설계지원
구매관련
문서생산
NSSS-BOP
종합
시험 및
운전지침서
작성
시험 및
시운전지원
상업운전
20
NSSS 설계(3)
원자로냉각재 계통
Integrated Head
Assembly
Pressurizer
Steam Generator
Reactor Coolant Pump
Reactor Vessel
21
노심 (Reactor Core) 설계
노심 설계 정의
 규제기관의 인허가 요건 내에서 사업자의 경제성 요건을 만족하도
록 원전연료의 노심장전모형을 설계하고 운전자료를 생산하는 업무

초기노심설계: 최종안전성분석보고서(FSAR)로 입증

교체노심설계: 교체노심 안전성평가보고서(RSE)로 입증
노심 설계 규제 요건
 주민 및 원전 종사자의 방사선 피폭량 제한 목적
 원자력 법령 및 산업 기술 기준으로 설정
 원전의 운전상태에 따라 노심 안전성 확보 기준 제시
정상상태, 예상운전과도상태(년간 ~1회) 및 사고상태(원전 수명 기간
~1회 이하)로 분류

22
노심 (Reactor Core) 설계(2)
노심 설계 사업자요건
 사업자의 발전단가 경제성 확보 목적
 초기노심 및 교체노심 공급 계약으로 설정
 주요 설계 요건

정격 열출력, 주기길이, 우라늄 농축도 및 신연료 다발 수
노심 설계 제한치
 규제요건을 만족시킬 수 있도록 주요 설계변수들에 제한치 설정
 노심 장전 모형 설계의 실질적 제한 요건
 주요 설계 제한치



노심 출력 분포(연료봉 최대출력, 노심 최대출력밀도 등) 제한치
노심 핵분열 반응도 관련 변수(운전정지 여유도 등) 제한치
연료봉 평균 연소도 제한치
23
노심 (Reactor Core) 설계(3)
초기노심 설계 절차
예비설계 및
건설허가(CP)
최종설계 및
운영허가(OL)
시운전
PSAR
FSAR
노심장전모형(LP),
NDR, 시운전 시험자료
시운전시험평가보고서
설계착수
노심장전모형 선정 및
안전성 평가
NDR 및
운전 지원 자료생산
설계계획서
(일정, 운전조건)
노심장전모형(LP),
RSE
NDR,
운전지원 자료
교체노심 설계 절차
CP : Construction Permit (건설허가), OL : Operation License (운영허가)
PSAR/FSAR : Preliminary/Final Safety Analysis Report (예비/최종 안전성분석보고서)
LP : Loading Pattern (노심장전모형), NDR : Nuclear Design Report (핵설계보고서)
RSE : Reload Safety Evaluation (교체노심 안전성 평가 보고서)
24
노심 (Reactor Core) 설계(4)
노심 장전모형
A
B
C
D
E
F
G
H
J
K
L
M
N
P
R
180
N
XXXX
Full Core Box Number
Fuel Assembly ID
6
B002
15
C011
26
B015
39
D008
52
B016
67
C006
82
53
D219
68
C130
83
27
D102
40
D212
54
A042
69
B203
84
16
D107
28
C131
41
A017
55
C103
70
A003
85
1
B011
7
D002
17
D211
29
A018
42
C127
56
A011
71
D208
86
8
D220
18
A032
30
C119
43
A005
57
C108
72
A008
87
2
C004
9
C106
19
B201
31
A036
44
D204
58
A027
73
B006
88
3
4
D009
10
C128
20
B108
32
B208
45
A021
59
B207
74
B103
89
C002
11
C118
21
B205
33
A030
46
D207
60
A025
75
B009
90
5
1
B005
12
D218
22
A041
34
C125
47
A001
61
C107
76
A029
91
13
D001
23
D215
35
A039
48
C109
62
A006
77
D221
92
14
2
B004
24
D101
36
C116
49
A034
63
C117
78
A019
93
25
3
C005
37
D105
50
D214
64
A002
79
B204
94
38
4
B013
51
5
D003
65
D203
80
C110
95
66
B003
81
C009
C003
112
B010
98
C114
113
D222
127
D004
140
B012
99
B206
114
A043
128
D210
141
D104
153
C010
100
A016
115
C115
129
A038
142
C123
154
D103
164
B014
101
D216
116
A023
130
C102
143
A040
155
D201
165
D011
102
A028
117
C132
131
A015
144
C105
156
A045
166
D224
173
B018
103
B007
118
A013
132
D206
145
A010
157
B209
167
C129
174
C007
104
B104
119
B211
133
A009
146
B210
158
B107
168
C120
175
D005
0
105
B008
120
A026
134
D217
147
A035
159
B216
169
C113
176
C001
106
A014
121
C124
135
A031
148
C122
160
A020
170
D209
107
D205
122
A007
136
C126
149
A033
161
D213
171
D012
108
A024
123
C101
137
A037
150
C111
162
D108
109
B214
124
A044
138
D202
151
D106
110
C112
125
D223
7
96
90 D007 C121 B101 B212 A012 B215 B102 A022 B105 B213 A004 B202 B106 C104 D006
97
6
8
111
C008
9
126
B020
10
139
D010
11
152
B019
12
163
C012
13
172
B001
14
177
B017
15
25
핵연료 제조
핵연료 집합체
상단 인코넬 지지격자
(Top Inconel Grid)
상단고정체
(Top Nozzle)
안내관
계측관
중간 지지격자
(Mid Grid)
하단 인코넬 지지격자
(Bottom Inconel Grid)
WH 형 원전
핵연료집합체
OPR1000 & APR1400
핵연료집합체
보호 지지격자(인코넬)
Protective Grid(Inconel)
하단고정체
(Bottom Nozzle)
26
핵연료봉
핵연료
제조(2)
핵연료 봉
상부 봉단마개
피복관
플레넘스프링
Axial Blanket
UO2 소결체
 UO2 소결체 (WH17x17예)
 무게 : 약 5.5 g
 직경 : 약 8.2 mm
 길이 : 약 9.8 mm
 UO2 소결체의 장입 갯수
 약 372개/연료봉
 약 98,230개/집합체
 약 15,422,000개/노심
하부 봉단마개
27
핵연료 제조(3)
핵연료 주기도
28
핵연료 제조(4)
국내 핵연료 공급체계
KNF
발주자 (Utility)
29
핵연료 제조 공정
균질
혼합
UF6입고
UO2 변환
UF6 기화
UO2 소결체
압분체
연삭
하부용접
집합체포장
분말
전처리
집합체저장
소결
소결로
상부용접(연료봉)
소결체장입
최종검사
압분
락커도포
연료봉 최종검사
헬륨누출시험
연료봉장입
30
국내 핵연료 개발 현황 및 전망
31
KNF 핵연료 성능
국내 핵연료 손상율
Fuel Leak Rate
1.0E-03
1.0E-04
1.0E-05
1.0E-06
5.15E-05
6.19E-05
1.29E-05
1.38E-05
6.44E-06
1.69E-06
1.58E-06
3.16E-06
0
1999 2000 2001 2002 2003 2004 2005 2006 2007
Year
Zero Leak Plants (%)
핵연료 무손상 원전수
100
80
60
40
Korea
Reference
20
0
1999 2000 2001 2002 2003 2004 2005 2006 2007
Year
32
KNF 핵연료 개발 로드맵
제3세대 핵연료
제2세대 핵연료
제1세대 핵연료
핵연료 수입기
(70’s ~ 80’s)
핵연료 상용기술
자립기
(80’s ~ 90’s)
국산화
핵연료 개발기술
자립기
(’99~’04)
핵연료
원천기술
고유 핵연료
확보기
확보기
(’05~’15)
(’05~’15)
원천기술 개발
 독자 기술소유권 확보
 X-Gen 연료
기술고도화
 해외사와 공동개발
 PLUS7TM & ACE7TM
 기술도입 연료
 설계/제조 국산화
33
국내 핵연료 공급이력
1975
1980
WH14x14
(1기)
1985
W-STD
1990
W-OFA
WH16x16
(1기)
W-STD
WH17x17
(6기)
W-STDW-OFA
1995
2000
2005
JDFA
OPR1000
(8기)
K-STD
16ACE7
K-RFA
K-V5H
K-STD
CANDU
(4기)
2015
K-OFA
JDFA W-STD
JDFA
2010
Guardian
17ACE7
PLUS7
Standard CANDU
▲ KNF 창립
(1982)
W-STD, W-OFA
JDFA
▲ 핵연료 생산
착수(1989)
WH 설계 및 제조
KAERI 설계, KNF 제조
▲ 설계사업
이관(1997)
▲ 고유(X-GEN) 핵연료
개발 착수(2005)
K-OFA, K-STD, K-V5H, Guardian
PLUS7, 16ACE7, 17ACE7
WH 설계, KNF 제조
KNF 개발, 설계 및 제조
34
국내 핵연료 공급이력(2)
Capacity : Normal 550 MTU/y (Max. 700MTU/yr)
P
W
R
 5,116 MTU (As of December, 2008)
C
A
N
D
U
Capacity : Normal 400 MTU/y (Max. 600MTU/yr)
 4,511 MTU (As of December, 2008)
35
국내 핵연료 개발 현황
제1세대 핵연료
 국내 소요 핵연료 전량 공급을 위해 해외사로부터 기술도입



경수로 연료 설계 및 제조기술 도입 (1985)
WH형 핵연료 (STD, OFA, KOFA, V5H, RFA) 공급 (1989)
OPR1000 핵연료 (STD, Guardian) 공급 (1994)
 기술소유권이 없으며 국내 실시권만 보유
제2세대 핵연료
 국제경쟁력 확보를 위해 해외사와 공동개발



OPR1000 개량 핵연료 (PLUS7TM) 공급 (2006)
WH형 16x16 개량 핵연료 (16ACE7TM) 공급 (2008)
WH형 17x17 개량 핵연료 (17ACE7TM) 공급 (2009)
 해외사 대비 안전성과 경제성 경쟁력 확보, 원천기술 일부 미확보
 해외사와 공동개발로 일부 국가(미국, 스페인) 수출 제약
36
국내 핵연료 개발 현황(2)
PLUS7TM
Fuel for OPR1000 & APR1400
Item
Guardian
(1st Gen)
PLUS7TM
(2nd Gen)
상용공급
2001
2006
Burn-up
45 GWD/MTU
55 GWD/MTU
Rod OD
9.7mm
9.5mm
Mixing Vane
No
Yes
Debris Filter
Single Filter
Multiple Filter
37
국내 핵연료 개발 현황(3)
17ACE7TM
ACE7TM
Item
RFA
(1st Gen)
17ACE7
(2nd Gen)
상용공급
2004
2009
Burnup
45GWd/MTU
55GWD/MTU
Mixing Vane(MV)
MV + 3 IFMs
MV + 5 IFMs
16ACE7TM
Item
RFA
Gen)
(1st
16ACE7
(2nd Gen)
상용공급
1983
2008
Burnup
38GWd/MTU
55GWD/MTU
Rod OD
9.5mm
9.14mm
Mixing Vane(MV)
Inconel, MV
Zirlo, MV+3 IFMs
Debris Filter
No Filter
Multiple Filter
38
국내 핵연료 개발 현황(4)
제3세대 핵연료 ( X-GEN)
 원천기술 확보를 위해 자체개발
 개발 내용


OPR1000용 X-GEN 핵연료 및 WH형 원전용 X2-GEN 핵연료
개발기간 : 2005. 9. ~ 2011. 2.
 개발 성능 목표
 개량연료 대비 연소성능 증가 (55 → 65 GWD/MTU)

개량 연료 대비 열적여유도 향상
 개발 현황



상세설계 완료, 노외실증시험용 부품 및 집합체 제조 착수
핵연료 부품 국내특허 25 종 출원(4종 등록), 해외특허 3종 출원
피복관 및 지지격자판 소재 국산화 추진 중 (KAERI 개발 HANA)
39
국내 핵연료 개발 현황(5)
X-GEN 핵연료 개발 추진일정
항목
연도
’05
’06
’07
’08
’09
’10
’11
’12
’13
’14
’15
’16
고성능 고유핵연료 개발
 주후보모형 개발 및 상세설계
 노외성능 검증 및 최종설계
고성능 고유핵연료 노내성능 검증
 시범집합체 제조 및 장전 인허가
발전소내 검사
 시범집합체 노내검증시험
고유핵연료 상용 인허가 및 상용 공급
 상용공급 인허가
 노심 설계 및 안전해석
 제조공정자격 인증 및 연료 제작
 상용 공급
주) X2-GEN 핵연료 개발 일정 : 상기 일정 + 1년
40
미래 핵연료주기기술 전망
연료
연료
41
원천기술 (설계코드) 개발 현황
42
KNF 설계코드 개발 로드맵
제3단계
제2단계
제1단계
기술기반
구축기
(80’s ~ 90’s)
설계코드 도입
기술개발 역량
고도화기
(’99~’04)
원천기술
고유
핵연료
확보기
확보기
(’05~’12)
(’05~’15)
고유코드 개발
 노심설계코드
 안전해석코드
설계코드 대체
 해석방법론 개발
 미정부 제한코드 대체
 WH형 원전 설계
 OPR1000 설계
43
국내 설계코드 개발 현황
설계코드 도입
 WH형 8개 원전 교체노심설계를 위해 해외사로부터 기술도입


독일 KWU사 설계 코드 도입 (1986)
미국 WEC 설계코드 59종 도입 (1994)
 OPR1000 초기노심설계를 위해 해외사로부터 기술도입

미국 CE사(현 WEC) 설계코드 약 180종 도입 (1987)
 기술소유권이 없으며 국내 실시권만 보유
설계코드 대체
 OPR1000 설계용 미정부 제한코드 7종 사용협정 종료(2007)

WEC 설계코드들로 대체 방법론 개발 및 인허가 (2004~2007)
 공개코드(RELAP, RETRAN) 사용 안전 해석방법론 개발


WH형 원전 LOCA 해석 방법론 개발 및 인허가 (2002)
OPR1000 안전해석 방법론 개발 및 인허가 (2007)
44
국내 설계코드 개발 현황(2)
KNF 원천기술 고유코드 개발
 원천기술 확보를 위해 국내기관 협력 공동개발

KNF, KHNP, KEPRI, KAERI, KOPEC
 개발 내용


노심설계코드(KNF 주관) 25종 및 안전해석코드(KNF 공동) 7종
개발기간 : 2006. 10. ~ 2012. 9.
 개발 목표

기술소유권이 확보된 세계 일류 원전 핵심코드
 개발 현황


노심설계코드 프로그램 개발 완료, 검증 작업 중
안전해석코드 기능별 모듈 개발 완료, 모듈 통합 작업 중
5 대양 6 대주, 우리기술 수출
45
핵연료의 해외수출 전망
46
해외 핵연료회사 현황
경수로 핵연료 시장
구분
회사
점유율(%)
1위
AREVA
36%
2위
WEC
29%
3위
TVEL
14%
기타
21%
핵연료 공급량(MTU)
AREVA
~ 3,300
WEC
~ 1,900
KNF
~
400
47
외국 대비 국내 원자력 산업구조
New Fuel (선행 핵주기)
구분
미국
프랑스
일본
한국
발전
Spent Fuel (후행 핵주기)
성형
가공
설계
제조
운영
사용후
연료
관리
처리/
재처리
처분
정광
변환
농축
○
○
○
○
WH
○
WH
○
WH
○
Utility
○
△
○
○
Areva
○
Areva
○
Areva
○
Areva
○
Areva
○
Areva
○
EdF
○
EdF
○
Areva
○
○
○
○
○
MHI
○
MHI
○
MHI
○
Utility
○
○
○



○
KNF
○
KOPEC
○
두산
○
KHNP
주) ○ : 보유,
△ : 일부 보유 (재처리시설 미보유),
 : 미보유
48
KNF 핵연료 수출 로드맵
제3단계
제2단계
제1단계
개량 핵연료 수출
(’06~’15)
핵연료 부품 수출
(’02 ~ ’10)
고유 핵연료
핵연료
고유
및확보기
기술수출
(’13~)
(’05~’15)
독자 진출
 X-Gen 연료 및 기술
(LTA & Reload)
 CANFLEX
공동 진출
OEM 방식
 PLUS7TM & ACE7TM
 부품 및 완제품
 기술도입 연료 상하단
고정체
49
핵연료 해외수출 현황
핵연료 부품
계약 품목
계약내용
계약액(체결일)
계약처
공급기간
상,하단고정체
3년 공급
(400개/년)
$2,591,100
(2007. 4월)
미국, WEC
2009. 7.~
2011.6
지지격자체 등
3개 재장전
(48sets/R)
$1,687,070
(2006. 6월)
브라질, INB
2007년 ~
2010년
지르칼로이
Tube
4년 공급
(16,000개/년)
$2,552,960
(2004. 11월)
미국, WEC
2010년~
2013년
지르칼로이
Scrap 등
1~2 ton
$39,000
(2008. 12월)
캐나다,
MM&A
매년 계약
갱신
계
$6,870,130
50
핵연료 해외수출 추진 현황
핵연료 단독 수출
 16ACE7TM 필리핀 바탄 원전 진출
 AECL 신규원전(ACR1000) 연료(CANFLEX-ACR) 수출

AECL과 7년 공급분( 54,720 다발, 1조7천억원) 수주 계약 협의 중
 WEC와의 협력을 통한 핵연료 수출
PLUS7(미국) 동반 진출
 CEA 합작사 설립(2008.12.30) 및 공동생산 미국 수출 추진 중

 X-GEN 연료 해외 진출 전략 수립

전략적 제휴를 통한 미국 등 현지 회사 설립 추진
전력그룹 원전 수출
 요르단, UAE, 터키 원전 수주 참여

OPR1000 또는 APR1400 핵연료 공급
51
경수로 핵연료 해외수출 추진 전략
Market
년도 (Year)
08
09
10
11
12
13
KNF 공장
KNF 해외
핵연료시장
Joint
Venture
14
15
16
17
18
19
20
21
22
23
해외 핵연료공장 건설, 해외 핵연료 공급
LTAs
In-Reactor
원전 시장
NPP 건설
(One KEPCO
NPP 수출동반)
ICD 설계 및 연료제작
Supply Reload Fuel
Supply ICD & Reload
2020년까지 연간 10개 호기 핵연료수출 목표
52
요약 및 결론
국내원전에 신뢰성 있는 고성능 핵연료 공급
원천기술 및 국제경쟁력 확보로 해외시장 개척
세계 3대 선•후행 핵주기 전문회사로 도약
53
ENUSA
감사합니다
54