원전에서 연소 임무를 마친 사용후핵연료는 원자로에서 수중저장조로 옮겨진 후 약 5~10년 동안 수중환경 속에서 냉각된다. 습식저장 방식은 다년간의 경험을 통해 안전한 기술이 확립되어 있으나 추가적인 방사성폐기물의 발생하여 경제적인 문제가 발생하게 되며 저장용량의 한계가 있다. 이 문제를 해결하기 위한 방법으로 건식저장방식이 가장 유력한 대안으로 고려되고 있으며 향후 건식 저장시설의 사용이 증대될 것으로 예상되고 있다. 건식 저장시설에서의 사용후핵연료의 온도는 습식에서의 온도 보다 높을 뿐만 아니라 사고 시에 외부에서 유입된 공기에 의해 ...
원전에서 연소 임무를 마친 사용후핵연료는 원자로에서 수중저장조로 옮겨진 후 약 5~10년 동안 수중환경 속에서 냉각된다. 습식저장 방식은 다년간의 경험을 통해 안전한 기술이 확립되어 있으나 추가적인 방사성폐기물의 발생하여 경제적인 문제가 발생하게 되며 저장용량의 한계가 있다. 이 문제를 해결하기 위한 방법으로 건식저장방식이 가장 유력한 대안으로 고려되고 있으며 향후 건식 저장시설의 사용이 증대될 것으로 예상되고 있다. 건식 저장시설에서의 사용후핵연료의 온도는 습식에서의 온도 보다 높을 뿐만 아니라 사고 시에 외부에서 유입된 공기에 의해 산화가 발생할 수도 있고 붕괴열에 의해 온도가 고온으로 올라가게 된다. 이러한 경우 핵연료의 비열, 열전도도, 크립 등의 물성이 크게 달라져 사용후핵연료의 장기저장 및 처분 등 안전한 관리에 큰 영향을 미치게 된다. 따라서 사용후핵연료의 산화거동 분석이 필수적이라 할 수 있다.
건식 저장 조건에서 장기저장 시 핵연료 피복관의 손상은 국부적(pin hole, small crack)으로 일어나지만 대규모 손상은 소결체 산화에 의한 파손(rod splitting)에 의해 발생하므로 소결체 산화에 의한 파손기구 파악이 매우 중요하다. 따라서 소결체 팽창(UO2가 U3O8이 되면서 밀도차이에 의해 33% 부피 팽창)에 의한 사용후핵연료 파손기구의 설정과 이를 위한 이산화우라늄의 산화 분석, 이산화우라늄 온도 및 산소포텐샬에 따른 산화속도 수식화, 온도와 연소도에 따른 UO2의 산화거동의 수식화를 하였다.
UO2 산화에 관한 기본 자료를 수집한 후 UO2 산화 거동에 관해 살펴보았고, UO2 산화에 영항을 주는 인자에 대해 알아보았다. 또한 순수 UO2와 사용후핵연료 산화의 차이점에 관해 알아보았다. UO2 산화 거동에 관한 기본 자료를 이용하여 연구 한 결과, 손상핵연료의 소결체 산화에 의해 사용후핵연료의 파손 예측 모형의 개발 방향을 제시하였고, COLSOM을 이용하여 사용후핵연료를 해석하였다. 그리고 UO2 산화 실험을 통해 300, 400, 500℃에서의 산화거동을 Mechanistic Model로 해석하였다. 이것은 사용후핵연료 소결체에 의한 핵연료 파손 기구를 설정하는 기반 자료로 사용될 수 있다.
본 연구로 부터 얻어지는 사용후핵연료의 저장 건전성평가를 통하여 장시간 동안 사용후핵연료가 건전성을 유지할 수 있는 조건들을 제시할 수 있다. 본 연구에서 나타난 결과는 사용후핵연료의 장기 저장 건전성 평가에 중요한 자료로 제공되며, 사용후핵연료 저장 시설 설계, 건설, 운영에 관련된 기반 자료로 제공될 수 있다.
원전에서 연소 임무를 마친 사용후핵연료는 원자로에서 수중저장조로 옮겨진 후 약 5~10년 동안 수중환경 속에서 냉각된다. 습식저장 방식은 다년간의 경험을 통해 안전한 기술이 확립되어 있으나 추가적인 방사성폐기물의 발생하여 경제적인 문제가 발생하게 되며 저장용량의 한계가 있다. 이 문제를 해결하기 위한 방법으로 건식저장방식이 가장 유력한 대안으로 고려되고 있으며 향후 건식 저장시설의 사용이 증대될 것으로 예상되고 있다. 건식 저장시설에서의 사용후핵연료의 온도는 습식에서의 온도 보다 높을 뿐만 아니라 사고 시에 외부에서 유입된 공기에 의해 산화가 발생할 수도 있고 붕괴열에 의해 온도가 고온으로 올라가게 된다. 이러한 경우 핵연료의 비열, 열전도도, 크립 등의 물성이 크게 달라져 사용후핵연료의 장기저장 및 처분 등 안전한 관리에 큰 영향을 미치게 된다. 따라서 사용후핵연료의 산화거동 분석이 필수적이라 할 수 있다.
건식 저장 조건에서 장기저장 시 핵연료 피복관의 손상은 국부적(pin hole, small crack)으로 일어나지만 대규모 손상은 소결체 산화에 의한 파손(rod splitting)에 의해 발생하므로 소결체 산화에 의한 파손기구 파악이 매우 중요하다. 따라서 소결체 팽창(UO2가 U3O8이 되면서 밀도차이에 의해 33% 부피 팽창)에 의한 사용후핵연료 파손기구의 설정과 이를 위한 이산화우라늄의 산화 분석, 이산화우라늄 온도 및 산소포텐샬에 따른 산화속도 수식화, 온도와 연소도에 따른 UO2의 산화거동의 수식화를 하였다.
UO2 산화에 관한 기본 자료를 수집한 후 UO2 산화 거동에 관해 살펴보았고, UO2 산화에 영항을 주는 인자에 대해 알아보았다. 또한 순수 UO2와 사용후핵연료 산화의 차이점에 관해 알아보았다. UO2 산화 거동에 관한 기본 자료를 이용하여 연구 한 결과, 손상핵연료의 소결체 산화에 의해 사용후핵연료의 파손 예측 모형의 개발 방향을 제시하였고, COLSOM을 이용하여 사용후핵연료를 해석하였다. 그리고 UO2 산화 실험을 통해 300, 400, 500℃에서의 산화거동을 Mechanistic Model로 해석하였다. 이것은 사용후핵연료 소결체에 의한 핵연료 파손 기구를 설정하는 기반 자료로 사용될 수 있다.
본 연구로 부터 얻어지는 사용후핵연료의 저장 건전성평가를 통하여 장시간 동안 사용후핵연료가 건전성을 유지할 수 있는 조건들을 제시할 수 있다. 본 연구에서 나타난 결과는 사용후핵연료의 장기 저장 건전성 평가에 중요한 자료로 제공되며, 사용후핵연료 저장 시설 설계, 건설, 운영에 관련된 기반 자료로 제공될 수 있다.
After fulfilling its role in combustion in a nuclear power plant, spent nuclear fuel is transferred from a reactor to a water storage tank, where it is cooled for approximately 5 to 10 years in an aquatic environment. Although safe technology has been developed secured for the wet storage method thr...
After fulfilling its role in combustion in a nuclear power plant, spent nuclear fuel is transferred from a reactor to a water storage tank, where it is cooled for approximately 5 to 10 years in an aquatic environment. Although safe technology has been developed secured for the wet storage method through the years of experience, it still has limitations of storage and presents economic problems due to the production of additional radioactive wastes. In order to solve these problems, dry storage method is being considered as the most promising alternative, and the use of dry storage facilities is expected to increase in the future. The temperature of spent fuel in a dry storage facility is higher than that of a wet storage facility. Also, in case of accident, an inflow of air from the external environment may cause oxidation of the pellets and the temperature will rise due to the decay heat. If this occurs, there will be significant changes in the properties of nuclear fuel such as specific heat, thermal conductivity and crib, which will, in turn, have a significant influence on the management of spent nuclear fuel in terms of long-term storage and disposal. Thus, analysis of the oxidation behavior of spent fuel (pellet) can be considered essential.
In case of long-term storage in dry storage conditions, the damage to nuclear fuel cladding is localized (pin hole, small crack), while rod splitting caused by the oxidation of pellets will lead to large-scale damages and it is very important to identify damage mechanism of oxidation. Thus, in order to set the spent fuel damage mechanism of pellet expansion (33% volume expansion due to the difference in density as UO2 transitions into U3O8), an analysis of UO2 oxidation and mathematization of the oxidation speed according to the oxygen potential and temperature of UO2 and oxidation behavior of UO2 according to temperature and degree of burnup.
After collecting the basic data and information regarding oxidation of UO2., observations were made with respect to the oxidation behavior of UO2 and the factors that influence the oxidation of UO2. were investigated. In addition, the difference between the oxidation of pure UO2 and spent fuel were investigated. Through the study using the basic data and information on the oxidation behavior of UO2, the direction for development of a prediction model for damage to spent nuclear fuel caused by the oxidation of pellets of damaged nuclear fuel was presented and the spent fuel was interpreted using COMSOL program. Also, the oxidation behaviors at 300, 400 and 500℃ were interpreted into a mechanistic model through the UO2 oxidation experiment. This can be used as the base materials for setting the nuclear fuel damage mechanism of spent nuclear fuel pellets.
Conditions in which spent fuel can be maintained in safety during its long-term storage can be suggested through the storage safety assessment of spent nuclear fuel obtained in this study. The results of this study will serve as important materials in the long-term storage safety assessment of spent fuel and be provided as the basic materials in association with the design, construction and operation of spent nuclear fuel storage facilities.
After fulfilling its role in combustion in a nuclear power plant, spent nuclear fuel is transferred from a reactor to a water storage tank, where it is cooled for approximately 5 to 10 years in an aquatic environment. Although safe technology has been developed secured for the wet storage method through the years of experience, it still has limitations of storage and presents economic problems due to the production of additional radioactive wastes. In order to solve these problems, dry storage method is being considered as the most promising alternative, and the use of dry storage facilities is expected to increase in the future. The temperature of spent fuel in a dry storage facility is higher than that of a wet storage facility. Also, in case of accident, an inflow of air from the external environment may cause oxidation of the pellets and the temperature will rise due to the decay heat. If this occurs, there will be significant changes in the properties of nuclear fuel such as specific heat, thermal conductivity and crib, which will, in turn, have a significant influence on the management of spent nuclear fuel in terms of long-term storage and disposal. Thus, analysis of the oxidation behavior of spent fuel (pellet) can be considered essential.
In case of long-term storage in dry storage conditions, the damage to nuclear fuel cladding is localized (pin hole, small crack), while rod splitting caused by the oxidation of pellets will lead to large-scale damages and it is very important to identify damage mechanism of oxidation. Thus, in order to set the spent fuel damage mechanism of pellet expansion (33% volume expansion due to the difference in density as UO2 transitions into U3O8), an analysis of UO2 oxidation and mathematization of the oxidation speed according to the oxygen potential and temperature of UO2 and oxidation behavior of UO2 according to temperature and degree of burnup.
After collecting the basic data and information regarding oxidation of UO2., observations were made with respect to the oxidation behavior of UO2 and the factors that influence the oxidation of UO2. were investigated. In addition, the difference between the oxidation of pure UO2 and spent fuel were investigated. Through the study using the basic data and information on the oxidation behavior of UO2, the direction for development of a prediction model for damage to spent nuclear fuel caused by the oxidation of pellets of damaged nuclear fuel was presented and the spent fuel was interpreted using COMSOL program. Also, the oxidation behaviors at 300, 400 and 500℃ were interpreted into a mechanistic model through the UO2 oxidation experiment. This can be used as the base materials for setting the nuclear fuel damage mechanism of spent nuclear fuel pellets.
Conditions in which spent fuel can be maintained in safety during its long-term storage can be suggested through the storage safety assessment of spent nuclear fuel obtained in this study. The results of this study will serve as important materials in the long-term storage safety assessment of spent fuel and be provided as the basic materials in association with the design, construction and operation of spent nuclear fuel storage facilities.
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