첫째, 건식저장용기에 장기 저장되는 사용후핵연료의 산화사고시 거동예측 및 방지 둘째, 후행핵주기 연구개발에서 사용후핵연료 소결체 회수 공정(OREOX)
국내 원자력발전소에서 소내 습식저장되는 사용후핵연료가 늘어남에 따라 고리는 2028년, 한빛은 2024년, 한울은 2026년, 신월성은 2038년에 습식저장조가 포화될 것으로 예상된다. 이에 따라 한빛원전부터 2024년 이전에 소내 또는 소외 저장시설을 만들어 사용후핵연료를 저장해야한다. 습식저장방식은 건설과 유지가 어려워 발전소건설 이후에 소내에 설치하기 거의 불가능하다. 이에 따라 건식저장방식이 유력한(어쩌면 유일한) 대안으로 대두되고 있다. 건식저장방식은 저장되는 사용후핵연료의 온도가 높아 장기 건식저장조건에서 핵연료 거동에 대한 엄밀한 검토가 요구된다. 장기 건식저장 시 ...
이산화우라늄 핵연료의 산화거동을 분석하는 이유는 크게 2가지이다.
첫째, 건식저장용기에 장기 저장되는 사용후핵연료의 산화사고시 거동예측 및 방지 둘째, 후행핵주기 연구개발에서 사용후핵연료 소결체 회수 공정(OREOX)
국내 원자력발전소에서 소내 습식저장되는 사용후핵연료가 늘어남에 따라 고리는 2028년, 한빛은 2024년, 한울은 2026년, 신월성은 2038년에 습식저장조가 포화될 것으로 예상된다. 이에 따라 한빛원전부터 2024년 이전에 소내 또는 소외 저장시설을 만들어 사용후핵연료를 저장해야한다. 습식저장방식은 건설과 유지가 어려워 발전소건설 이후에 소내에 설치하기 거의 불가능하다. 이에 따라 건식저장방식이 유력한(어쩌면 유일한) 대안으로 대두되고 있다. 건식저장방식은 저장되는 사용후핵연료의 온도가 높아 장기 건식저장조건에서 핵연료 거동에 대한 엄밀한 검토가 요구된다. 장기 건식저장 시 핵연료 피복관의 손상은 국부적으로 발생하지만 대규모 손상은 핵연료 산화에 의한 파손에 의해 발생하므로 이에 대한 연구가 필수적이다. UO2가 U3O8이 되면서 약 33 % 부피가 팽창한다. 부피가 팽창하면서 피복관 손상이 가속화되어 최종적으로 방사성 물질이 핵연료로부터 방출된다. DUPIC (Direct Use of spent PWR fuel in CANDU)공정 및 파이로 프로세싱 공법에서 사용후핵연료 소결체를 회수하기 위해서 핵연료를 반복적으로 산화 및 환원시키는 OREOX (Oxidation and REduction OXide fuel)공정이 사용된다. 핵분열기체의 제거와 플루토늄 등 핵분열성 물질들을 분리하지 않고 우라늄을 회수할 수 있어 핵비확산 정책에 적합한 공법이라고 할 수 있다. 본 연구에선 우선 기존에 연구된 천연우라늄 및 사용후핵연료 산화 거동 및 모형에 관해 검토하였고, 이를 바탕으로 이산화우라늄 분말 및 파편을 시편으로 산화 실험을 실시하였다. 이산화우라늄 분말 산화실험에서는 TG/DSC 및 Furnace(산화, 환원용), XRD, SEM 장비가 사용되었다. 이산화우라늄 파편 산화실험에서는 TGA, Furnace, XRD 장비가 사용되었으며 새로운 산화 거동 모델을 제시하였다. 새로운 산화 거동 모델은 기존 제시된 모델과는 다르게 산화에 따른 소결체 부피증가에 관한 산화면적 증가 관점으로 바라보았으며, 산화 실험결과와 잘 일치하는 것으로 보인다. 본 연구로부터 이산화우라늄 핵연료의 산화거동을 통하여 장기 건식저장용기 운영시 발생할 수 있는 사고들을 예측하였으며, OREOX 공정에서 활용될 수 있는 새로운 산화 거동 모델을 제시하였다. 또한 DSC를 활용한 등온조건에서 이산화우라늄 분말의 열량 분석은 핵연료 감식 및 다양한 용도의 기반 자료로 사용 될 것이다.
이산화우라늄 핵연료의 산화거동을 분석하는 이유는 크게 2가지이다.
첫째, 건식저장용기에 장기 저장되는 사용후핵연료의 산화사고시 거동예측 및 방지 둘째, 후행핵주기 연구개발에서 사용후핵연료 소결체 회수 공정(OREOX)
국내 원자력발전소에서 소내 습식저장되는 사용후핵연료가 늘어남에 따라 고리는 2028년, 한빛은 2024년, 한울은 2026년, 신월성은 2038년에 습식저장조가 포화될 것으로 예상된다. 이에 따라 한빛원전부터 2024년 이전에 소내 또는 소외 저장시설을 만들어 사용후핵연료를 저장해야한다. 습식저장방식은 건설과 유지가 어려워 발전소건설 이후에 소내에 설치하기 거의 불가능하다. 이에 따라 건식저장방식이 유력한(어쩌면 유일한) 대안으로 대두되고 있다. 건식저장방식은 저장되는 사용후핵연료의 온도가 높아 장기 건식저장조건에서 핵연료 거동에 대한 엄밀한 검토가 요구된다. 장기 건식저장 시 핵연료 피복관의 손상은 국부적으로 발생하지만 대규모 손상은 핵연료 산화에 의한 파손에 의해 발생하므로 이에 대한 연구가 필수적이다. UO2가 U3O8이 되면서 약 33 % 부피가 팽창한다. 부피가 팽창하면서 피복관 손상이 가속화되어 최종적으로 방사성 물질이 핵연료로부터 방출된다. DUPIC (Direct Use of spent PWR fuel in CANDU)공정 및 파이로 프로세싱 공법에서 사용후핵연료 소결체를 회수하기 위해서 핵연료를 반복적으로 산화 및 환원시키는 OREOX (Oxidation and REduction OXide fuel)공정이 사용된다. 핵분열기체의 제거와 플루토늄 등 핵분열성 물질들을 분리하지 않고 우라늄을 회수할 수 있어 핵비확산 정책에 적합한 공법이라고 할 수 있다. 본 연구에선 우선 기존에 연구된 천연우라늄 및 사용후핵연료 산화 거동 및 모형에 관해 검토하였고, 이를 바탕으로 이산화우라늄 분말 및 파편을 시편으로 산화 실험을 실시하였다. 이산화우라늄 분말 산화실험에서는 TG/DSC 및 Furnace(산화, 환원용), XRD, SEM 장비가 사용되었다. 이산화우라늄 파편 산화실험에서는 TGA, Furnace, XRD 장비가 사용되었으며 새로운 산화 거동 모델을 제시하였다. 새로운 산화 거동 모델은 기존 제시된 모델과는 다르게 산화에 따른 소결체 부피증가에 관한 산화면적 증가 관점으로 바라보았으며, 산화 실험결과와 잘 일치하는 것으로 보인다. 본 연구로부터 이산화우라늄 핵연료의 산화거동을 통하여 장기 건식저장용기 운영시 발생할 수 있는 사고들을 예측하였으며, OREOX 공정에서 활용될 수 있는 새로운 산화 거동 모델을 제시하였다. 또한 DSC를 활용한 등온조건에서 이산화우라늄 분말의 열량 분석은 핵연료 감식 및 다양한 용도의 기반 자료로 사용 될 것이다.
The reasons for the analysis of oxidation behavior of uranium dioxide fuels are two-fold:
First, prevention of accidents that may occur during the use of long-term dry storage vessel due to the generation of spent fuels. Second, decladding process of cladding tube of spent fuels a...
The reasons for the analysis of oxidation behavior of uranium dioxide fuels are two-fold:
First, prevention of accidents that may occur during the use of long-term dry storage vessel due to the generation of spent fuels. Second, decladding process of cladding tube of spent fuels according to the research and development of back-end fuel cycle (Oxidation & REduction of OXide fuel (OREOX)).
As spent fuels in nuclear power plants in Korea have increased, storages of spent fuels are expected to be saturated in Kori by 2028, Hanbit by 2024, Hanul by 2026, and Shin Wolseong by 2038. Accordingly, on-site or off-site storage facilities should be constructed before 2024 for light water reactors to store spent fuels. A wet storage method generates a large amount of wastes such as secondary wastes. In this regard, South Korea considers a dry storage method as the promising alternative. However, a temperature of stored spent fuels is high in the dry storage method, which requires an in-depth analysis on the behavior of nuclear fuels in the long-term dry storage conditions. The damage to the fuel cladding tube during the long-term dry storage occurs locally. However, a large scale of damage is induced by the damage due to oxidation of fuel, which requires a study mandatorily. When UO2 becomes U3O8, a density is reduced thereby expanding the volume by 33 % approximately. As the volume increases, the damage to the cladding tube is accelerated, resulting in the emission of radioactive materials ultimately. Nuclear fuels are oxidized or reduced to de-clad the spent fuel cladding tube in the Direct Use of spent PWR fuel in CANDU (DUPIC) and pyro-processing method. Fission-gas can be removed by iterating the OREOX process. In addition, since it is difficult to separate fissile materials such as plutonium, this method is highly appropriate to a nuclear non-proliferation policy. First of all, this study reviewed the previously studied oxidation behaviors and models of natural uranium and spent fuels. Based on this finding, this study performed oxidation experiments with uranium dioxide powders and fragments. In the uranium dioxide powder oxidation experiments, thermo-gravimetry (TG) and differential scanning calorimetry (DSC), furnace (for oxidation and reduction), X-ray diffraction (XRD), and scanning electron microscopy (SEM) equipment were used. In the uranium dioxide fragment oxidation experiments, thermo-gravimetric analysis (TGA), furnace, and XRD equipment were employed, and a new oxidation behavior model was proposed. The kinetic viewpoints were used in the new oxidation behavior model in contrast with previously proposed models, and the results of the new model were matched with experimental results more closely than that of the existing model. The accidents that may occur in the operation of the long-term dry storage vessels were predicted through the oxidation behavior of uranium dioxide fuels, and a new oxidation behavior model that can be utilized in the OREOX process was proposed. In addition, the results of the caloric analysis at isothermal conditions utilizing the DSC are expected to be utilized as foundational data in nuclear fuel forensics and various other purposes.
The reasons for the analysis of oxidation behavior of uranium dioxide fuels are two-fold:
First, prevention of accidents that may occur during the use of long-term dry storage vessel due to the generation of spent fuels. Second, decladding process of cladding tube of spent fuels according to the research and development of back-end fuel cycle (Oxidation & REduction of OXide fuel (OREOX)).
As spent fuels in nuclear power plants in Korea have increased, storages of spent fuels are expected to be saturated in Kori by 2028, Hanbit by 2024, Hanul by 2026, and Shin Wolseong by 2038. Accordingly, on-site or off-site storage facilities should be constructed before 2024 for light water reactors to store spent fuels. A wet storage method generates a large amount of wastes such as secondary wastes. In this regard, South Korea considers a dry storage method as the promising alternative. However, a temperature of stored spent fuels is high in the dry storage method, which requires an in-depth analysis on the behavior of nuclear fuels in the long-term dry storage conditions. The damage to the fuel cladding tube during the long-term dry storage occurs locally. However, a large scale of damage is induced by the damage due to oxidation of fuel, which requires a study mandatorily. When UO2 becomes U3O8, a density is reduced thereby expanding the volume by 33 % approximately. As the volume increases, the damage to the cladding tube is accelerated, resulting in the emission of radioactive materials ultimately. Nuclear fuels are oxidized or reduced to de-clad the spent fuel cladding tube in the Direct Use of spent PWR fuel in CANDU (DUPIC) and pyro-processing method. Fission-gas can be removed by iterating the OREOX process. In addition, since it is difficult to separate fissile materials such as plutonium, this method is highly appropriate to a nuclear non-proliferation policy. First of all, this study reviewed the previously studied oxidation behaviors and models of natural uranium and spent fuels. Based on this finding, this study performed oxidation experiments with uranium dioxide powders and fragments. In the uranium dioxide powder oxidation experiments, thermo-gravimetry (TG) and differential scanning calorimetry (DSC), furnace (for oxidation and reduction), X-ray diffraction (XRD), and scanning electron microscopy (SEM) equipment were used. In the uranium dioxide fragment oxidation experiments, thermo-gravimetric analysis (TGA), furnace, and XRD equipment were employed, and a new oxidation behavior model was proposed. The kinetic viewpoints were used in the new oxidation behavior model in contrast with previously proposed models, and the results of the new model were matched with experimental results more closely than that of the existing model. The accidents that may occur in the operation of the long-term dry storage vessels were predicted through the oxidation behavior of uranium dioxide fuels, and a new oxidation behavior model that can be utilized in the OREOX process was proposed. In addition, the results of the caloric analysis at isothermal conditions utilizing the DSC are expected to be utilized as foundational data in nuclear fuel forensics and various other purposes.
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