초록 ▼

본 연구에서는 먼저, 사용후핵연료저장조(SFP) 사고시나리오로서 발전소 정전사고(SBO)에 의한 냉각수 증발(Coolant Boil-Off) 사고와 지진 등 외부 요인에 의한 저장조 냉각수 상실(Coolant Leakage) 사고를 선정하였으며, 사고조건에 따른 SFP내 핵연료집합체의 연소도, 냉각기간 등의 핵연료봉 특성별 온도해석을 수행하였다. 노심으로부터의 방출기간이 짧은 붕괴열 높은 일부 핵연료집합체의 경우 최고온도가 약 1,800℃이상으로 평가되었으나 노심과 달리 UO₂ 소결체 및 피복관의 용융은 발생하지

본 연구에서는 먼저, 사용후핵연료저장조(SFP) 사고시나리오로서 발전소 정전사고(SBO)에 의한 냉각수 증발(Coolant Boil-Off) 사고와 지진 등 외부 요인에 의한 저장조 냉각수 상실(Coolant Leakage) 사고를 선정하였으며, 사고조건에 따른 SFP내 핵연료집합체의 연소도, 냉각기간 등의 핵연료봉 특성별 온도해석을 수행하였다. 노심으로부터의 방출기간이 짧은 붕괴열 높은 일부 핵연료집합체의 경우 최고온도가 약 1,800℃이상으로 평가되었으나 노심과 달리 UO₂ 소결체 및 피복관의 용융은 발생하지 않는 것으로 평가되었다. 온도해석결과를 토대로 UO₂ 소결체 및 피복관의 공기/수증기 산화거동 및 반응속도(Kinetics)를 도출하였다. 특히, SFP 적용 가능한 피복관 공기산화 Kinetic 모델을 개발하였다. 핵연료피복관의 파손거동시험을 수행하였다. 또한, 사용후핵연료봉을 모사하기 위해 봉내압 5MPa(50기압), 8MPa(80기압), 10MPa(100기압)으로 가압한 30cm 길이의 시험용핵연료봉을 제작을 통해 사고조건 범위내 온도상승 조건에서 봉내압에 따른 파손온도를 평가하였다. 실험 및 평가결과를 토대로 SFP 사고시 핵연료피복관 파손기준 온도는 540℃ 이하로 수립하였다. 한편, SFP내 SBO Boil-off 사고시 방출 핵분열생성물 가운데, CsI를 대상으로 사고 진행시간에 따른 방출량을 MELCOR_SFP 코드를 활용하여 평가하였고, 이를 사용후핵연료 집합체 특성별(붕괴열 5kW, 10kW, 15kW, 20kW)로 방출량을 비교, 평가하였다. 사고발생 후 5시간~25시간 경과 후 급격히 CsI 방출량이 증가하는 거동을 보여주었으며, 냉각기간이 짧은 붕괴열이 높은 사용후핵연료봉의 경우 더 빨리 CsI이 방출되는 것을 확인하였다.

(출처 : 서지정보양식 256p)

Abstract ▼

In this research, as an spent fuel pool(SFP) accident scenario, the SBO-induced coolant boil-off accident and the earthquake-induced coolant leakage accident were withdrawn, and the temperature analysis of the fuel rod reflecting the rod’s characteristics such as burn-up and cooling period was perf

In this research, as an spent fuel pool(SFP) accident scenario, the SBO-induced coolant boil-off accident and the earthquake-induced coolant leakage accident were withdrawn, and the temperature analysis of the fuel rod reflecting the rod’s characteristics such as burn-up and cooling period was performed under the accident condition. The peak temperature of the fuel rods with short cooling period and high decay heat was revealed to be approximately 1,800℃, but the fuel was evaluated not to be melted unlikely the accident in reactor core.
Based on the temperature analysis of the fuel rod, air/steam oxidation behaviors and kinetics of the UO₂ and cladding were withdrawn, especially SFP–pplicable cladding’s air oxidation kinetic model was developed. Fuel ballooning failure test was performed.
Fuel cladding failure tests were performed, and the result shows that the 5MPa test fuel rod was failed by ballooning rupture in the temperature range of 632℃~695℃ at the heating rate ranges during the accident, and also the 8MPa test fuel rod was failed by ballooning rupture in the temperature range of 583℃~679℃. The 10MPa test fuel rod was failed by ballooning rupture in the temperature range of 540℃~667℃. On the basis of the fuel cladding failure results, the temperature of fuel cladding failure limiting was shown to be below 540℃. Fission product CsI release among fission products to be released during SFP SBO Boil-off accident was evaluated by using MELCOR_SFP code, and then the release rate of the CsI was compared and evaluated for various SF assembly characteristics(Decay heat 5kW, 10kW, 15kW, 20kW). The result shows that CsI release sharply increases after 5h~25h since the accident occurs, and the spent fuel rods with short-cooled high decay heat releases fission product CsI more quickly.

(출처 : BIBLIOGRAPHIC INFORMATION SHEET 257p)

목차 Contents

• 표지 ... 1
• 제 출 문 ... 3
• 보고서 요약서 ... 5
• 요 약 문 ... 7
• SUMMARY ... 16
• CONTENTS ... 24
• 목차 ... 26
• 표목차 ... 29
• 그림목차 ... 30
• 제1장 연구개발과제의 개요 ... 37
• 제1절 연구개발 필요성 및 목적 ... 39
• 제2절 연구개발 내용 및 범위 ... 40
• 제3절 저장조 냉각사고 시 핵연료 열화 및 파손관련 주요 연구 관점 ... 42
• 1. 저장조 냉각기능 사고 시 사용후핵연료 환경 ... 42
• 2. 사용후핵연료 저장조 냉각사고 열화거동 ... 42
• 제2장 국내외 기술개발 현황 ... 46
• 제1절 사용후핵연료 저장조 냉각기능 사고 및 분석 현황 ... 48
• 1. 사용후핵연료 저장조 사고 현황 ... 48
• 2. 사용후핵연료 저장조 사고 분석 현황 ... 51
• 제2절 피복관 공기/수증기 분위기 산화 거동 연구 현황 ... 53
• 제3절 소결체 공기/수증기 분위기 산화 거동 연구 현황 ... 67
• 제4절 핵연료 Ballooning 파손 거동 분석 ... 73
• 1. KfK(KIT) 실험 ... 74
• 2. W-EDF 실험 ... 78
• 3. ANL(Argonne National Laboratory) 실험 ... 79
• 4. Studsvik 실험 ... 80
• 5. ORNL 연구 ... 81
• 6. Halden IFA-650 실험 ... 83
• 제5절 핵분열생성물 방출 거동 분석 ... 86
• 1. 핵분열생성물 방출 ... 86
• 제3장 연구개발수행 내용 및 결과 ... 91
• 제1절 저장조 냉각사고 시나리오 및 분석 ... 93
• 1. 저장조 냉각상실 사고 시나리오 구성 ... 93
• 2. 저장조 냉각사고 분석코드 평가 ... 94
• 3. 저장조 냉각사고 시나리오별 분석 및 평가 ... 110
• 제2절 소결체 공기/수증기 분위기 산화거동 시험 및 결과 ... 125
• 1. 소결체 공기분위기 산화시험 ... 125
• 2. 소결체 수증기 분위기 산화시험 ... 147
• 제3절 피복관 공기/수증기 분위기 산화거동 시험 및 결과 ... 159
• 1. 피복관 공기/수증기 분위기 산화시험 ... 159
• 제4절 사용후핵연료 열화 및 파손거동 종합 시험 및 평가 ... 187
• 1. 사용후핵연료 파손 거동 종합시험 장치 구축 ... 187
• 2. 핵연료 피복관 파손 해석 ... 198
• 3. 핵연료 Ballooning 파손거동 실험평가 ... 202
• 제5절 핵분열 생성물 방출시험 및 선원항 평가 ... 206
• 1. 핵분열 생성물 방출시험 장치 설계 및 제작 ... 206
• 2. 핵분열 생성물 방출시험 장치 예비 성능시험 ... 209
• 3. 핵분열생성물 방출 및 선원항 평가 ... 211
• 제4장 목표달성도 및 관련분야에의 기여도 ... 224
• 제1절 연구개발 목표 및 달성도 ... 226
• 제2절 관련분야에의 기여도 ... 228
• 제5장 연구개발결과의 활용계획 ... 230
• 제6장 연구개발과정에서 수집한 해외과학기술정보 ... 234
• 제7장 연구개발성과의 보안등급 ... 240
• 제8장 연구장비의 구축 및 활용 결과 ... 244
• 제9장 연구개발과제 수행에 따른 연구실 등의 안전 조치 이행 실적 ... 248
• 제1절 사용후핵연료 저장조 실험실 ... 250
• 제10장 참고문헌 ... 252
• 서지정보양식 ... 256
• BIBLIOGRAPHIC INFORMATION SHEET ... 257
• 끝페이지 ... 258