초록 ▼

본 보고서에서는 중수 원자로에서 이상유동에 기인한 핵연료다발의 건전성 평가 업무의 일환으로 월성 원전3호기에 장전·조사된 사용후 핵연료다발에 대한 육안 검사 및 정밀 제원측정 결과를 기술하였다. 사용후 핵연료다발에 대한 육안 검사 및 정밀 제원측정은 본 과제에서 개발한 ‘중수로용 핵연료다발 외관검사 및 정밀 제원측정 시스템’을 사용하였다. 시험 대상 8개 핵연료다발은 한전원자력연료(주)(KNFC)가 제작하여 월성 원전3호기에 공급하여 평가대상 채널(O-07, Q15, G-13, D-06)에 이미 장전되어있던 기존 핵연료다발이며, 2

본 보고서에서는 중수 원자로에서 이상유동에 기인한 핵연료다발의 건전성 평가 업무의 일환으로 월성 원전3호기에 장전·조사된 사용후 핵연료다발에 대한 육안 검사 및 정밀 제원측정 결과를 기술하였다. 사용후 핵연료다발에 대한 육안 검사 및 정밀 제원측정은 본 과제에서 개발한 ‘중수로용 핵연료다발 외관검사 및 정밀 제원측정 시스템’을 사용하였다. 시험 대상 8개 핵연료다발은 한전원자력연료(주)(KNFC)가 제작하여 월성 원전3호기에 공급하여 평가대상 채널(O-07, Q15, G-13, D-06)에 이미 장전되어있던 기존 핵연료다발이며, 2004년 4월 22일 검사 신연료 장전시 핵연료 채널내 11 및 12번 째 다발로 위치하다가 원자로에서 방출되었고 시험이 수행된 시점인 2004년 10월 및 11월에는 월성 원전3호기 사용후 핵연료 저장수조(reception bay)에서 약 6개월 동안 냉각 보관된 다발이다. 세부 시험 내용은 수중 카메라를 이용하여 핵연료다발의 각 부분에 대한 정밀 육안 검사를 수행한 후 외곽 핵연료봉의 표면 및 지지체 Profile, 핵연료다발의 직경 및 휨도, 핵연료봉의 길이, 그리고 봉단접합판 표면 Profile 등에 대한 정밀 제원 측정을 수행하였다. 주요 측정결과를 정리하면 먼저 지지체 높이는 모든 핵연료다발에서 평균값이 1.26mm ～ 1.28mm 사이로 측정되었다. 지지체 높이의 경우 도면상의 최대값은 최대 1.385mm로 나타나 있으며 측정 결과를 보면 최대값은 1.3582mm로 나타났다. 사용후 핵연료다발의 경우 핵연료다발의 휨도(bowing)가 신 핵연료다발의 경우보다 상당히 커짐을 확인할 수 있었다. 육안 검사 결과로서 고출력 채널에서 방출된 다발에서 스크래치와 휨 정도가 나타나는 것을 일부 발견하였으며 대부분의 다발 표면 상태는 매우 양호하였다. 본 시험 대상 핵연료다발은 장전전에 동 장비를 이용한 제원측정이 수행되지 않아 원자로 장전 전후의 제원변화를 직접적으로 비교할 수는 없었다. 하지만 본 과제에서 개발한 ‘중수로용 핵연료다발 외관검사 및 제원측정 시스템’을 이용하여 원전의 사용후 핵연료저장수조에서 사용후 핵연료다발의 제원측정 및 외관검사를 수행하는 장비 운영 기술을 검증하였고 세계 최초로 중수로용 사용후 핵연료다발에 대한 정밀 제원 측정 자료를 확보하였다. 향후 동 장비를 이용하여 장전전 제원측정이 수행된 사용후 핵연료다발에 대한 수중 측정과 두 자료의 비교·분석을 수행하여 중수로 핵연료채널에서 이상유동에 기인한 핵연료다발의 건전성평가에 활용이 가능함을 확인하였다.

Abstract ▼

This report describes the results of a visual inspection and a precise dimensional measurement for the post-irradiated fuel bundles in Wolsong-3 reactor in order to estimate the integrity of fuel bundle in two-phase flow in the CANDU-6 fuel channel. The visual inspection and the precise dimensional

This report describes the results of a visual inspection and a precise dimensional measurement for the post-irradiated fuel bundles in Wolsong-3 reactor in order to estimate the integrity of fuel bundle in two-phase flow in the CANDU-6 fuel channel. The visual inspection and the precise dimensional measurement of the spent fuel bundles are performed by using the "CANDU Fuel In-Bay Inspection and Dimensional Measurement System", which was developed by this project. Eight test bundles were produced and delivered to Wolsong-3 reactor by KNFC, and they had been loaded and located at 11-th and 12-th bundles in the four test fuel channels(O-07, Q15, G-13, D-06). And then, they were discharged on 22 April 2004 when the fresh test fuel bundles were loaded in the test fuel channels, and they were cooled for a 6 months in spent fuel reception bay of Wolsong-3 reactor before this test period of October 2004 to November 2004. After the visual examination of each part of fuel bundle with the underwater camera, the detail contents of the dimensional measurement are performed for the fuel rod and bearing pad profiles of the outer ring in fuel bundle, diameter of fuel bundle, bowing of fuel bundle, fuel rod length, and surface profile of end plate profile. The major results of the dimensional measurements are summarized as followings. The bearing pads height are measured about 1.26mm～1.28mm as an average value in all the bundles. The maximum value of bearing pad height is 1.385mm in the reference drawing for 37-element fuel bundle. The results of measurements show that the maximum height is less than 1.3582mm for all the test bundles. It is shown that the bowing of the post-irradiated bundle is much greater than that of the fresh fuel bundle. As the visual inspection results, a slight scratch and a bowing are found at some bundles discharged from the high power channels, but most bundles have very good state of the surface. The dimensional changes for the post-irradiated bundles could not be directly compared with the fresh fuel bundles because the dimensional measurement were not performed for these test bundles prior to loading in the reactor by using the same equipment. But, this test can verify the equipment operation technology for the visual inspection and the dimensional measurement of the post-irradiated bundle in the spent fuel reception bay by using the "CANDU Fuel In-Bay Inspection and Dimensional Measurement System", which was developed by this project. This test data is the first in the world for the in-bay precise dimensional measurements of CANDU post-irradiated fuel bundle. In the future, the similar tests will be scheduled for the post-irradiated bundles which have the previous measurement data before loading in the reactor by using the same equipment. So, the analysis of test data will be applied for the evaluation of fuel bundle integrity in two-phase flow of the CANDU-6 fuel channel.

목차 Contents

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  요약문
  SUMMARY
  목차
  표목차
  그림목차
  
  1. 서론 1
  2. 핵연료다발 제원측정 시스템 및 측정 절차 2
  2.1 사용후 핵연료다발 수중 외관검사 및 제원측정 2
  2.2 월성 원전 3호기 사용후 핵연료다발 제원측정 시험 개요 2
  2.3 외관검사 및 제원측정 사용후 핵연료다발 4
  3. 사용후 핵연료다발 제원측정 결과 15
  3.1 핵연료봉 표면 Profile 측정 결과 및 지지체의 높이 15
  3.2 핵연료다발 직경 측정 결과 및 휨도(Bowing) 16
  3.3 핵연료다발 봉단접합판 표면 Profile 측정결과 17
  3.4 핵연료봉 길이 18
  4. 결 론 79
  참고문헌 80
  부록 1. 중수로 사용후 핵연료다발 제원측정 측정절차서 81
  부록 2. 월성원전 3호기 사용후 핵연료다발 제원측정 및 육안검사 일자별 세부 수행 내용 135
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