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링 인장시험을 이용한 지르코늄 피복관의 반응도 사고(RIA) 시 연성 평가
Evaluation of Ductility During Reactivity Initiated Accident for Zirconium Cladding using Ring Tension Test 원문보기

한국재료학회지 = Korean journal of materials research, v.15 no.2, 2005년, pp.126 - 133  

김준환 (한국원자력연구소) ,  이명호 (한국원자력연구소) ,  최병권 (한국원자력연구소) ,  방제건 (한국원자력연구소) ,  정용환 (한국원자력연구소)

Abstract AI-Helper 아이콘AI-Helper

Mechanical properties of zirconium cladding were evaluated by ring tension test to simulate Reactivity-Initiated Accident (RIA) at high burnup situation as an out-reactor test. Zircaloy-4 cladding was hydrided up to 1000 ppm as well as oxidized up to $100\;{\mu}m$ to simulate high-burnup ...

주제어

AI 본문요약
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문제 정의

  • 원주방향으로 인장시험을 수행한 이유는 RIA시 피복관의 급격한 팽창 및 수반하는 변형이 원주방향으로 일어나기 때문에 이를 모사하고자 하기 때문이었다. RIA시 피복관의 온도와 변형량이 짧은 시간내에 급격히 변하기 때문에 승온속도에 한계가 있는 상업로를 이용하여 온도를 변화시키는 것은 오히려 RIA 모사를 방해하는 요인으로 작용할 수 있기 때문에3) 본 연구에서는 상온에서 변형속도의 변화에 따라 피복관의 기계적 연성을 평가하였다. 제작한 링 인장시편을 재료시험기에 연결하여 0.
  • 그러나 대부분의 연구가 특정 연소도의 피복관에 대한 물성변화 연구를 수행하고 있는 실정이며 고연소도 피복관의 주요 인자인 산화막 및 수소화물의 개별 영향에 대한 연구는 아직 미흡한 실정이다. 본 연구에서는 개발된 신형 피복관의 고연소도 환경에서 RIA시 연성 거동을 평가하는 사전 단계로 모사 고연소도 처리한 상용 지르코늄 피복관에 대한 링 인장시험을 수행하였고 수소화물과 산화막에 대한 영향을 기술하였으며 실제 RIA에의 적용 가능성에 관하여 기술하였다.

가설 설정

  • 8. Relationship of (a) strength and (b) ductility between oxidized specimen and unoxidized one normalized by the actual load bearing area.
  • 실제 프랑스 및 일본에서 수행한 모의 원자로 실험에 따르면, 5山)연소가 진행되지 않은 핵연료봉이 수용할 수 있는 핵연료 엔탈 피를 160cal/g으로 정의하고 있으며 고연소도 피복관의 경우 임계 핵연료 엔탈피를 130cal/g으로 정의하고 있다. 만약 RIA에 의하여 핵연료에 축적, 방출된 에너지가 모두 피복관의 원주응력 팽창에 전달된다고 가정하면 본 연구에서 도출한 원주방향 인성과 핵연료 엔탈피간에 관계를 도출할 수 있다. 노내 실험을 통하여 얻은 핵연료 엔탈 피와 피복관 변형간의 data10)와 본 연구에서 도출한 원주방향 인성간의 관계를 식으로 표현하면 다음과 같다.
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참고문헌 (11)

  1. R. Montgomery, N. Waeckel and R. Yang, 29th Annual NRC Water Reactor Safety Meeting, 22-24 Oct., Washington, U.S.A., 409 (2001) 

  2. P. E. MacDonald, S. L. Seiffer, Z. R. Martinson, R. K. McCardell, D. E. Owen and S. K. Fukuda, Nuclear Safety, 21, 582 (1980) 

  3. P. Yvon, C. S. Catherine, C. Duguay, S. Carassou, N. Hourdequin, B. Cazalis and C. Bemaudat, IAEA Technical Meeting on Fuel Behavior under Transient and LOCA conditions, 10-14 Sept., Halden, Norway (2001) 

  4. F. Nagase, T. Otomo and H. Uetsuka, JAERI-Research 98064 (1998) 

  5. A. B. Cohen, S. Majumdar, W. E. Ruther, M. C. Billone, H. M. Chung and L. A. Neimark, 25th Annual NRC Water Reactor Safety Meeting, 20-22 Oct., Bethesda, U.S.A, 133 (1997) 

  6. L. Yegorova, K. Lioutov and E. Kaplar, 29th Annual NRC Water Reactor Safety Meeting, 22-24 Oct., Washington, U.S.A., 343 (2001) 

  7. M. H. Lee, J. H. Kim, B. K. Choi and Y. H. Jeong, Kor. J. of Mat. Res., 14, 713 (2004) 

  8. J. H. Kim, J. H. Lee, B. K. Choi and Y. H. Jeong, J. Kor. Inst. Met & Mater., 42, 656 (2004) 

  9. MATPRO - Version 11, NUREG CR-0497 (1979) 

  10. F. Schmitz and J. Papin, 26th Annual NRC Water Reactor Safety Meeting, 26-28 Oct., Bethesda, U.S.A, 243 (1998) 

  11. T. Fuketa, F. Nagase, K. Ishijima and T. Fukishiro, Nuclear Safety, 37, 328 (1996) 

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