초록 ▼

현재 원자력 시스템은 고연소?장주기 운영체제에서 기존 연소도 (약 30,000 MWd/MtU) 이하에서 검증된 물성 및 성능 모델로는 노내 거동을 정확히 예측할 수 없게 됨에 따라 원자력 선진국들에서는 독자적인 고연소 조사시험 자료의 축적을 통한 연료봉 성능자료를 분석하고 고연소도용 연료봉 성능모델을 개선/개발하는 작업을 수행 중 이다. 국내의 경우 현재 고연소용 경수로 신형 핵연료 성능평가 코드 개발 연구를 수행하였다. 이 연구에서는 이러한 코드 개발에 필수적인 성능해석 요소기술 개발 및 검증연구를 수행하였다. 먼저 고연소 핵연료

현재 원자력 시스템은 고연소?장주기 운영체제에서 기존 연소도 (약 30,000 MWd/MtU) 이하에서 검증된 물성 및 성능 모델로는 노내 거동을 정확히 예측할 수 없게 됨에 따라 원자력 선진국들에서는 독자적인 고연소 조사시험 자료의 축적을 통한 연료봉 성능자료를 분석하고 고연소도용 연료봉 성능모델을 개선/개발하는 작업을 수행 중 이다. 국내의 경우 현재 고연소용 경수로 신형 핵연료 성능평가 코드 개발 연구를 수행하였다. 이 연구에서는 이러한 코드 개발에 필수적인 성능해석 요소기술 개발 및 검증연구를 수행하였다. 먼저 고연소 핵연료 성능에 영향을 미치는 주요 물성인 열전도도, 열용량, 열팽창, 엔탈피 등은 온도, 연소도, porosity 등 주요 인자에 대해 검증하였고 핵연료 성능에 영향을 미치는 소결체 주요 성능 모델 즉 swelling & densification, fission gas release 등은 주요 영향인자인 온도, 연소도, porosity 등을 토대로 평가/검증하였다. 핵연료 피복관의 경우는 피복관의 주요 물성과 핵연료 성능에 영향을 미치는 피복관의 주요 성능 모델인 corrosion, creep, irradiation growth 등을 주요 검증인자인 온도, 연소도 등을 통하여 평가/검증하였다. 또한 개발용 참고모델들을 비교 분석하여 기체 방출 과정을 결정입자와 결정립계 두 영역으로 나누어 모사한 역학적 모델로 고연소에서의 방출률 가속화와 과도 상태시 기체방출 증가 등의 영향을 고려한 고연소 핵분열 생성물 방출 2영역 2단계 확산 모델을 개발하였다. 그리고 이 개발은 저연소도나 고연소도 모든 구간에서 실험결과와 잘 예측하고 있으며 고연소에서는 ANS5.4 모델이나 Forsberg-Massih 모델보다 잘 예측하고 있다. 본 연구결과는 INFRA-코드에 직접적으로 적용될 것이고 일부의 결과는 코드 upgradation과 개발에 간접적으로 이용될 것이다. 또한 이 연구결과는 신형 핵연료 연구와 개발과 원자로 운전주기의 장주기?고연소하에 따른 안전성과 운전마진의 정확한 평가와 확보에 긴요한 자료로 활용될 것으로 예상된다.

Abstract ▼

Most of current properties models and fuel performance models used in the performance evaluation codes are based on the in-pile data up to 33,000 MWd/MtU. Therefore, international experts are investigating the properties changes and developing advanced prediction models for high burn-up application.

Most of current properties models and fuel performance models used in the performance evaluation codes are based on the in-pile data up to 33,000 MWd/MtU. Therefore, international experts are investigating the properties changes and developing advanced prediction models for high burn-up application. Current research is to develope high burn-up fission gas release model for the code and to support the code development activities by collecting data and models, reviewing/assessing the data and models together, and benchmarking the selected models against the appropriate in-pile data. For high burn-up applications, two stage two step fission gas release model is developed based on the real two diffusion process in the grain lattice and grain boundaries of the fission gases and the observation of accelerated release rate in the high burn-up. It is found that the prediction of this model is in excellent agreement with the in-pile measurement results, not only in the low burn-up but also in the high burn-up. This research is found that the importance of thermal conductivity of oxide fuel, especially in the high burn-up, is focused again. It is found that even the temperature dependent models differ from one to another and most of them overestimate the conductivity in the high burn-up. An in-pile data benchmarking of high LHGR fuel rod shows that the difference can reach 30%~40%, which predicts 400℃ lower than the real fuel centerline temperature. Recent models on the thermal expansion and heat capacity of oxide fuel are found to be well-defined. Irradiation swelling of the oxide fuel are now well-understood that in most cases in LWRs solid fission product swelling is dominant. Thus, the accumulation of in-pile data can enhance the accuracy of the model prediction, rather than theoretical modeling works. Thermo-physical properties of Zircaloy cladding are also well-defined and well-understood except the thermal expansion. However, it turns out that even the differing thermal expansion does make only slight change in the thermal performance evaluation of the fuel rod. Waterside corrosion, creep, and irradiation growth models of the Zircaloy cladding are reviewed along with the in-pile data. The result will be directly used in the INFRA code and some of them will be indirectly utilized in the course of the code upgradation and improvement. Also the current results and discussion of the research make scientific contributions for the advanced fuel research and development.

목차 Contents

• 제 1 장 서 론 1
  1.1 절 연구의 배경 및 필요성 1
  1.2 절 연구의 목표 및 내용 4
  
  제 2 장 국내?외 기술개발 현황 6
  2.1 절 해외 기술 개발 현황 6
  2.2 절 국내 기술 개발 현황 8
  
  제 3 장 연구 개발 수행 내용 및 결과 10
  3.1 절 핵연료 소결체 주요 물성 및 모델 평가 10
  3.1.1 열전도도 10
  3.1.2 열용량 34
  3.1.3 열팽창 44
  3.1.4 핵분열 생성 기체 방출 55
  3.1.5 노내 핵연료 고밀화와 팽윤 84
  3.2 절 핵연료 피복관 주요 물성 및 모델 평가 98
  3.2.1 열적 물성 98
  3.2.2 지르코늄 합금의 기계적 물성 이론 129
  3.2.3 부식 144
  3.2.4 핵연료 피복관 creep 159
  3.2.5 조사성장 170
  3.3 절 핵분열 생성물 방출 모델 개발 178
  3.4 절 주요 성능 모델 및 물성 자료 검증 214
  3.5 절 고연소 핵연료 주요 물성 및 모델 평가 검증 결과 요약 234
  
  제 4 장 연구개발 목표 달성도 및 대외 기여도 238
  
  제 5 장 연구개발 결과의 활용 계획 240
  
  제 6 장 참고문헌 241