초록 ▼

Ⅲ. 연구개발의 내용 및 범위
수증기-공기 혼합기체에서 피복관 산화속도 자료구축 및 피복관 산화에 따른 사용후 핵연료 열적거동 분석이 최종 목표이며, 이를 달성하기 위한 세부목표는 아래와 같다.
• 수증기-공기 혼합기체의 기체 혼합비에 따른 피복관 산화속도 자료구축
- 대상피복관 : Zry-4, Zirlo
- 온도범위 : 700～1200℃
- 수증기-공기 혼합기체 비율 : 7단계
- 수증기 : 공기 비율 = 100:0, 90:10, 70:30, 50:50, 30:70, 10:90, 0:100
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Ⅲ. 연구개발의 내용 및 범위
수증기-공기 혼합기체에서 피복관 산화속도 자료구축 및 피복관 산화에 따른 사용후 핵연료 열적거동 분석이 최종 목표이며, 이를 달성하기 위한 세부목표는 아래와 같다.
• 수증기-공기 혼합기체의 기체 혼합비에 따른 피복관 산화속도 자료구축
- 대상피복관 : Zry-4, Zirlo
- 온도범위 : 700～1200℃
- 수증기-공기 혼합기체 비율 : 7단계
- 수증기 : 공기 비율 = 100:0, 90:10, 70:30, 50:50, 30:70, 10:90, 0:100
- 측정방법 : In-situ, TGA
• 피복관 산화에 따른 사용후 핵연료 열적 거동 분석
- COMSOL 프로그램으로 저장조 물 증발시 핵연료봉 온도 분석
- Zr 피복관과 수증기/공기 혼합기체 반응이 추가된 핵연료봉 온도 변화분석

Abstract ▼

Due to the Fukushima accident of reactor No.4, the safety of the fuels stored in the wet storage pool became one of important issues. To analyze the oxidation and failure of the fuels in the storage pool, we have to know the detail information related with the oxidation kinetics of fuel claddings un

Due to the Fukushima accident of reactor No.4, the safety of the fuels stored in the wet storage pool became one of important issues. To analyze the oxidation and failure of the fuels in the storage pool, we have to know the detail information related with the oxidation kinetics of fuel claddings under the mixture of air and steam at high temperatures. There is not available data related with the oxidatin of Zr alloys under the mixture of air and steam. The goal of the study is to obtain the fundamental data, and to develop a calculation tool for the analysis of fuel failure in the wet storage pool accident using COMSOL.
The Zr alloy claddings used in the experiments were Zry-4 and Zirlo claddings. The temperature ranges were 700～1200℃, and 7 different steam-air mixtures were used – steam:air=100:0, 90:10, 70:30, 50:50, 30:70, 10:90, 0:100. In-situ measurement of oxdiation of the cladding specimens were done using TGA and a tube furnace. Calculation method using COMSOL was developed for the analysis of the thermal behavior of the fuels under the wet storage pool accident.
The oxidation rate in air was turned out to be higher than that under the steam. The main reason was the development of nitride phases in the metal layer below the oxide. These nitrides destroy the protective oxide layers locally, and enhance the oxidation rate in total. In the case of the oxidation under the mixture of steam and air, the oxdiation rate was measured to be in between the rates under the steam and in the air. As the fraction of air in the mixture increased, the oxidation rate became close to that in the air. The fraction of air in the mixture of steam and air can be related with the oxidation rate transition from the oxidation under steam to that in air. A thermal analysis method was made for the calculation of a fuel rod using COMSOL. We applied this method to the fuel in the nuclear reactor in normal operation, that in the wet storage pool in normal state and that under the accident condition. This method can also handle the reaction heat to analyze the thermal behavior of the fuel in acciden cases. The data obtained and the calculation method developed in this study can be used effectively in the analysis of the fuel behaviors under the accident of the fuel storage pool.

목차 Contents

• 제 출 문 ... 1
• 보고서 요약서 ... 2
• 요 약 문 ... 3
• SUMMARY ... 5
• CONTENTS ... 6
• 목 차 ... 7
• 표 차례 ... 9
• 그림 차례 ... 10
• 제1장 연구개발과제의 개요 ... 14
• 1절. 연구개발 기술의 경제적, 산업적 중요성 ... 14
• 2절. 연구개발 기술의 필요성 ... 14
• 3절. 연구개발 기술의 목적, 범위 ... 15
• 제2장 국내외 기술개발 현황 ... 16
• 제3장 연구개발수행 내용 및 결과 ... 18
• 제 1 절 Zr-alloy 산화기구 및 산화식 ... 18
• 1. 실험 ... 18
• 가. 시편준비 ... 18
• 나. 실험장치와 실험방법 ... 21
• 2. 실험결과 ... 24
• 가. 공기중 산화실험 ... 24
• 나. 수증기중 Zr합금 산화실험 ... 28
• 다. 수증기-공기 혼합기체중 산화실험 ... 30
• 3. 미세구조 분석 ... 48
• 가. 공기중 산화시편 ... 48
• 나. 수증기중 산화시편 ... 53
• 다. 수증기-공기 혼합기체중 산화시편 ... 54
• 4. Zr합금 산화기구 ... 67
• 가. 지르코늄 합금 피복관의 산화 기본 ... 67
• 나. 등온산화 ... 69
• 다. 등온 산화시 주요 미세구조 형태 ... 71
• 라. 고온 수증기 산화의 기타 변수 ... 73
• 5. Zr합금의 공기중 산화식 ... 77
• 제 2 절 COMSOL 분석 내용 및 결과 ... 78
• 1. 핵연료의 기하학적 형상 및 구성 물질들의 열역학적 성질 ... 78
• 가. 핵연료의 기하학적 형상 ... 78
• 나. 핵연료 구성 물질들의 열역학적 성질 ... 80
• 2. 핵연료 내 열전달 계산을 위한 Mesh 생성 ... 82
• 3. 원자로 정상 가동 시 핵연료 내 온도 분포 ... 83
• 가. 핵연료의 열전달 계산을 위한 settings ... 83
• 나. 핵연료의 열전달 계산 결과 ... 84
• 4. 습식 저장조의 정상 운전 시 사용후핵연료 내 온도 분포 ... 85
• 가. 50,000 MWD/MTU 연소된 후 10일이 지난 사용후핵연료에서 방출되는 붕괴열 계산 ... 85
• 나. 핵연료의 열전달 계산을 위한 settings ... 92
• 다. 핵연료의 열전달 계산 결과 ... 93
• 5. 습식 저장조의 비정상 운전 시 피복재의 산화 반응을 고려하지 않은 사용후핵연료 내온도 분포 계산 ... 94
• 가. 50,000 MWD/MTU 연소된 후 10분이 지난 사용후핵연료에서 방출되는 붕괴열 계산 ... 94
• 나. 핵연료의 열전달 계산을 위한 settings ... 94
• 다. 핵연료의 열전달 계산 결과 ... 96
• 6. 습식 저장조의 비정상 운전 시 피복재의 산화 반응을 고려한 사용후핵연료 내 온도 분포 계산 ... 106
• 가. 50,000 MWD/MTU 연소된 후 10분이 지난 사용후핵연료에서 방출되는 붕괴열 계산 ... 106
• 나. 핵연료의 열전달 계산을 위한 settings ... 106
• 다. 핵연료의 열전달 계산 결과 ... 108
• 제 3절. Zr합금 수증기/공기 혼합기체 산화 및 COMSOL 분석 결론 ... 118
• 1. Zr 합금 수증기/공기 혼합기체 산화 결론 ... 118
• 2. COMSOL을 이용한 핵연료의 저장조 사고시 열적 거동 분석 결론 ... 120
• 제 4 장 목표달성도 및 관련분야에의 기여도 ... 121
• 제 5 장 연구개발결과의 활용계획 ... 122
• 제 6 장 참고문헌 ... 123