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사고저항성 핵연료용 세라믹 미소셀 UO2 소결체의 Cs 포집반응에 대한 열역학적 평가
Thermodynamic Evaluations of Cesium Capturing Reaction in Ceramic Microcell UO2 Pellet for Accident-tolerant Fuel 원문보기

Journal of nuclear fuel cycle and waste technology = 방사성폐기물학회지, v.17 no.1, 2019년, pp.37 - 46  

전상채 (한국원자력연구원) ,  김건식 (한국원자력연구원) ,  김동주 (한국원자력연구원) ,  김동석 (한국원자력연구원) ,  김종헌 (한국원자력연구원) ,  윤지해 (한국원자력연구원) ,  양재호 (한국원자력연구원)

초록
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사고저항성 핵연료의 일환으로 $UO_2$ 입자가 세라믹 셀 벽으로 둘러싸인 미세구조를 갖는 세라믹 미소셀 $UO_2$ 소결체를 개발 중이다. 이는 핵분열생성물들을 $UO_2$ 펠렛 내에 포집하여 펠렛 외부로의 방출을 저감함으로써 봉내압 상승을 완화하고 응력부식균열 발생률을 낮춘다. 생성량이나 방사능 측면에서 위험한 핵분열생성물 중 하나로 여겨지는 세슘은 세라믹 미소셀소결체 내에서 셀 물질과 화학반응 하여 포집될 수 있다. 따라서, 세슘 포집능은 해당 화학반응의 열역학적, 속도론적 특성에 의해 결정된다. 역으로, 미소셀 소결체의 조성설계 시 해당 반응에 대한 열역학적 예측이 필수적이다. 본 연구는 세라믹 현재 개발 중인 여러 미소셀 조성(Si-Ti-O, Si-Cr-O, Si-Al-O)에 대해 세슘의 포집능을 평가하는 열역학적 계산을 다룬다. 계산에 앞서 먼저 HSC Chemistry를 이용해 세슘과 셀 물질의 물리/화학적 상태를 정의한 후, LWR 정상운전 모사환경에서 계산된 세슘포텐셜(${\Delta}G_{Cs}$)과 산소포텐셜(${\Delta}G_{O_2}$)에 근거하여 세슘포집 반응성을 평가하였다. 계산 결과에 근거하면, 세슘 포집반응은 상기 모든 조성에서 자발적일 것으로 예상되며 이로써 조성설계의 근거를 제시함과 동시에 세슘의 포집능을 평가하는 효과적인 방법을 제공한다.

Abstract AI-Helper 아이콘AI-Helper

As candidates for accident-tolerant fuels, ceramic microcell fuels, which are distinguished by their peculiar microstructures, are being developed; these fuels have $UO_2$ grains surrounded by cell walls. They contribute to nuclear fuel safety by retention of fission products within the <...

주제어

AI 본문요약
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문제 정의

  • 본 연구에서는 HSC Chemistry 9 [13]를 이용한 열역학적 계산을 통해 한국원자력연구원에서 개발 중인 3종의 세라믹 미소셀(STO, SCO, SAO) 소결체의 세슘 포집 성능을 평가하였다. 이를 위해, HSC의 평형조성 계산으로 포집반응에 참여하는 두 반응물, 즉 포집 대상인 세슘과 포집 주체인 세라믹 미소셀의 물리적/화학적 상태를 각각 정의하 였다.
  • 본 연구에서는 한국원자력연구원에서 개발 중인 3종의 세라믹 미소셀 소결체조성 중 3종에 대하여 핵분열에 의해 생성되는 세슘을 자발적으로 포집할 것인지 여부를 열역학적인 관점에서 평가하였다. 세라믹 셀 물질의 세슘 포집은 셀 물질과 세슘 간 화학반응에 의해 이뤄지므로 두 반응물의 물리적/화학적 상태를 정의하였다: 세슘의 경우 다른 핵분열 생성물과 반응하지 않는 경우로 한정했고 원자로 운전 중 봉 내압에 의한 액상의 존재를 반응물로 함께 고려하였고, 세라믹 셀 물질의 경우 소결 조건을 모사하여 구성 상을 예측하여 반응물로 반영하였다.
  • 세슘 포집은 화학반응에 의해 세슘이 포함된 화합물을 형성하는 데 기인하기 때문에 반응물의 종류가 달라지면 반응성에 영향을 주게 되므로 FGR 개선 소결체의 조성 개발 단계에서 반드시 포집능을 예측, 검증해야 한다. 본 연구에서는, HSC Chemistry 9 [13]를 이용하여 KAERI에서 개발 중인 조성 중 상기 3종의 세라믹 셀 물질과 세슘 간 반응성 열역학적 관점에서 예측, 평가하였다. 이를 위해서는 세슘과 세라믹 셀 물질의 물리적/화학적 상태에 대한 정의가 선행되어야 한다.
  • 제조 과정에 고온 약 1700℃에서 이뤄지는 소결공정이 있고 소결 중 어떤 상을 형성하는지에 따라 세슘의 포집성능이 달라지므로 개발된 조성의 소결상을 정의하는 일은 매우 중요하다. 이러한 필요성에 따라, 본 연구에서는 열역학적 계산을 통해 포집 재상인 세슘과 포집재인 세라믹 셀 물질의 물리적/화학적인 상태를 정의하여 이들간의 반응성에 대해 고찰하였다.

가설 설정

  • 2의 그래프에 함께 표기하였다. 기체상인 세슘이 산소와 만나 산화를 하는 경우, 두 반응물은 기체상이지만 이때 생성된 세슘 산화물은 모두 응축상으로 가정하였다. 이는 해당 온도영역 내에서 일부 산화물 상이 기체상이 될 수 있음을 배제한 것으로 단순한 계산을 위해서이기도 하지만 세슘 산화물들의 비등점이 명확하지 않아 물 리적 상태를 정확히 파악하기 어려운 경우가 있기 때문이다.
  • 원자로 가동 중 세슘은 UO2 핵연료 기지상 내에서 CsI 화합물을 형성하지 않고 각각 독립적으로 연료 표면까지 확산하므로[14], 세라믹 미소셀 내 셀 물질이 UO2 기지 상에서 순수 세슘과 접촉할 가능성이 크다. 이러한 가정 하에, 본 연구에서는 순수 세슘 이외의 다른 화학 형태에 대해서는 고려하지 않았다. 세슘의 물리적 상태는 원자로 운 전시 핵연료 내 온도 범위(약 400-1200℃)와 세슘의 비등점(약 670℃)을 고려하면 대부분 기체상으로 볼 수 있지만 봉내압의 영향에 의해 비등점이 달라질 여지가 있고, 기체상에도 여러 형태가 있을 수 있으므로 이를 고려할 수 있는 평형조성 계산을 수행하였다.
  • 1(b)는 온도를 1200℃로 고정하고 압력에 따른 결과를 보여준다. 정상운전 시 핵연료 내 온도범위가 500- 1200℃이내일 것으로 가정하여 이보다 넓은 범위에서 결과를 얻었다. Fig.
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질의응답

핵심어 질문 논문에서 추출한 답변
세슘은 무엇인가? 이는 핵분열생성물들을 $UO_2$ 펠렛 내에 포집하여 펠렛 외부로의 방출을 저감함으로써 봉내압 상승을 완화하고 응력부식균열 발생률을 낮춘다. 생성량이나 방사능 측면에서 위험한 핵분열생성물 중 하나로 여겨지는 세슘은 세라믹 미소셀소결체 내에서 셀 물질과 화학반응 하여 포집될 수 있다. 따라서, 세슘 포집능은 해당 화학반응의 열역학적, 속도론적 특성에 의해 결정된다.
한국원자력연구원에서 FGR (Fission Gas Release) 개선 소결체를 개발하는 이유는 무엇인가? 경제적인 관점에서 발전 효율 향상이 주된 목표였던 원자력 연구는 후쿠시마 원전사고를 기점으로 경제성과 함께 안전성이 더욱 강조되는 패러다임의 변화를 갖게 된다. 핵 연료 연구 역시 원자로의 안전성에 기여하고자‘사고저항성 핵연료(Accident-Tolerant Fuel, ATF) 개발’을 모토로 다양한 연구가 이뤄지고 있다[1-9]. 사고저항성은 원자로의 정상가동 시 사고를 일으킬 인자들을 제어하여 사고를 미연에 방지하거나 사고발생 시 전개를 지연하여 대응시간을 확보하는 개념을 포괄한다.
핵분열생성기체의 방출 저감이 의미하는 것은 무엇인가? 그 일환으로 한국원자력연구원에서는 핵분열 생성기체의 방출을 저감하는 FGR (Fission Gas Release) 개선 소결체를 개발 중이다[9]. 핵분열생성기체의 방출 저감은 UO2 핵연료내에 이들을 포집하는 것을 의미한다. 운전시 핵연료 내에서 생성된 핵분열생성 기체를 포집 하면 정상운전 동안 봉내압이 증가되는 부담을 덜고 이들이 피복관 표면에 도달해서 일으키는 응력부식균열 등의 발생률을 낮출 수 있다.
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참고문헌 (19)

  1. I. Younker and M. Fratoni, "Neutronic Evaluation of Coating and Cladding Materials for Accident Tolerant Fuels", Prog. Nucl. Energy, 88, 10-18 (2016). 

  2. M.Q. Awan, L. Cao, and H. Wu, "Neutronic Design and Evaluation of a PWR Fuel Assembly with Accident Tolerant-fully Ceramic Micro-encapsulated (AT-FCM) Fuel", Nucl. Eng. Des., 319, 126-139 (2017). 

  3. K.D. Johnson, A.M. Raftery, D.A. Lopes, and J. Wallenius, "Fabrication and Microstructural Analysis of UN- $U_3Si_2$ Composites for Accident Tolerant Fuel Applications", J. Nucl. Mater., 477, 18-23 (2016). 

  4. C.P. Deck, G.M. Jacobsen, J. Sheeder, O. Gutierrez, J. Zhang, J. Stone, H.E. Khalifa, and C.A. Back, "Characterization of SiC-SiC Composites for Accident Tolerant Fuel Cladding", J. Nucl. Mater., 466, 667-681 (2015). 

  5. X. Wu, T. Kozlowski, and J.D. Hales, "Neutronics and Fuel Performance Evaluation of Accident Tolerant Fe-CrAl Cladding under Normal Operation Conditions", Ann. Nucl. Energy, 85, 763-775 (2015). 

  6. J.H. Park, H.G. Kim, J.Y. Park, Y.I. Jung, D.J. Park, and Y.H. Koo, "High Temperature Steam-oxidation Behavior of Arc Ion Plated Cr Coatings for Accident Tolerant Fuel Claddings", Surf. Coat. Technol., 280, 256-259 (2015). 

  7. J.G. Stone, R. Schleicher, C.P. Deck, G.M. Jacobsen, H.E. Khalifa, and C.A. Back, "Stress Analysis and Probabilistic Assessment of Multi-layer SiC-based Accident Tolerant Nuclear Fuel Cladding", J. Nucl. Mater., 466, 682-697 (2015). 

  8. Y.H. Koo, J.H. Yang, J.Y. Park, K.S. Kim, H.G. Kim, D.J. Kim, Y.I. Jung, and K.W. Song, "KAERI's development of LWR accident-tolerant fuel", Nucl. Technol., 186(2), 295-304 (2014). 

  9. D.J. Kim, K.S. Kim, D.S. Kim, J.S. Oh, J.H. Kim, J.H. Yang, and Y.H. Koo, "Development Status of Microcell $UO_2$ Pellet for Accident-tolerant Fuel", Nucl. Eng. Technol., 50(2), 253-258 (2018). 

  10. L.N. Grossman, "Interactions in the System Cs(g, l)- $SiO_2-Al_2O_3$ ", Rev. Int. Hautes Temp. Refract., 16(3), 255-261 (1979). 

  11. J. Matsunaga, Y. Takagawa, K. Kusagaya, K. Une, R. Yuda, and M. Hirai, "Fundamentals of GNF Al-Si-O Additive Fuel", Proc. of Top Fuel 2009, September 6, 2009, Paris, France. 

  12. J. Matsunaga, K. Une, and K. Kusagaya, "Chemical Trap Effect of Aluminosilicate Additive Fuel", Proc. of Top Fuel 2010, September 26, 2010, Orlando, USA. 

  13. A. Roine, Outokumpu HSC Chemistry for Windows, Outokumpu Research Oy: Pori, Finland (2002). 

  14. K. S. Lee, Introduction to Nuclear Fuels, 1st ed., 180, Hyoil Press, Seoul (2001). 

  15. T.B. Lindemer, T.M. Besmann, and C.E. Johnson, "Thermodynamic Review and Calculations - alkali Metal Oxide Systems with Nuclear Fuels, Fission Products and Structural Materials", J. Nucl. Mater., 100(1-3), 178-226 (1981). 

  16. C.T. Walker, C. Bagger, and M. Mogensen, "Observations on the Release of Cesium from $UO_2$ Fuel", J. Nucl. Mater., 240(1), 32-42 (1996). 

  17. J. Spino and P. Peerani, "Oxygen Stoichiometry Shift of Irradiated LWR-fuels at High Burn-ups: Review of Data and Alternative Interpretation of Recently Published Results", J. Nucl. Mater., 375(1), 8-25 (2008). 

  18. Hj. Matzke, "Oxygen Potential in the Rim Region of High Burn up $UO_2$ Fuel", J. Nucl. Mater., 208(1-2), 18-26 (1994). 

  19. Hj. Matzke, "Oxygen Potential Measurements in High Burn up LWR $UO_2$ Fuel", J. Nucl. Mater., 223(1), 1-5 (1995). 

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