• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권12호
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• pp.2880-2886
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• 2020

A small leak occurring on the surface of a fuel rod due to damage exposes UO₂ to a steam atmosphere. During this time, fission gas trapped inside the fuel rod leaks out, and the gas leakage can be increased due to UO₂ oxidation. Numerous studies have focused on the steam oxidation and its thermodynamic calculation in UO₂. However, the thermodynamic calculation of the UO₂ oxidation in a pressurized water reactor (PWR) environment has not been studied extensively. Moreover, the kinetics of the oxidation of UO₂ pellet also has not been investigated. Therefore, in this study, the thermodynamics of UO₂ oxidation under steam injection due to a damaged fuel rod in a PWR environment is studied. In addition, the diminishing radius of the UO₂ pellet with time in the PWR environment was calculated through an experiment simulating the initial time of steam injection at the puncture.

• 한국세라믹학회지
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• 제40권5호
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• pp.410-414
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• 2003

Characteristics of $UO_{2+x}$ powders oxidized at different temperatures were examined. Pellets were fabricated by adding these oxidation powders and their properties were also investigated. Particle size of the $UO_{2+x}$ powders decreased with increasing oxidation temperature while surface area increased. Only the powders oxidized at 35$0^{\circ}C$ enhanced the strength of green pellet. However, 35$0^{\circ}C$ oxidized powders added pellet had many surface defects. The difference of shrinkage rate between the oxidized and UO$_2$ powders was thought to be the cause of them.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제41권8호
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• pp.1073-1078
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• 2009

A kinetic model for the oxidation of a $UO_2$ pellet to $U_3O_8$ powder has been suggested by considering the mass transfer and the diffusion of oxygen molecules. The kinetic parameters were estimated by a fitting of the experimental data. The activation energies for the chemical reaction and the product layer diffusion were calculated from the kinetic model. The oxidation conversion of a $UO_2$ pellet was simulated at various operating conditions. The suggested model explains the oxidation behavior of $UO_2$ well.

• 한국정밀공학회:학술대회논문집
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• 한국정밀공학회 2007년도 추계학술대회 논문집
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• pp.443-444
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• 2007

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제20권3호
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• pp.155-164
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• 1988

$UO_2$ Pellet의 침출도식을 유도하고 실험 자료와 비교검토 하였다. 침출속도 모델은 산소의 Pellet 내부고의 침투로 인한 $UO_2$의 산화과정과 침투 깊이에 따른 산화 $UO_2$의 용해 및 이동과정을 고려하여 얻어 졌다. 이 모델에 의하면 침출속도는 전이상태와 정상상태의 두 영역으로 나뉘어질 수 있으며 변화하는 양상은 초기의 산화상태에 따라 달라진다. 또한 이 모델식은 $UO_2$의 산화반응을 유사한 다른 침출구조에 적용할 수 있어서 일반적 인 침출현상의 해석에 사용될 수 있다.

• 에너지공학
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• 제15권1호
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• pp.8-13
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• 2006

열중량 분석기와 XRD를 이용하여 $573\sim873K$의 온도범위와 이론밀도의 $94.64\sim99.10%$범위에서 $UO_2$ 핵연료 소결체의 공기 중 산화실험을 수행하였다. XRD를 이용하여 실험온도 범위에서 $UO_2$는 $U_3O_8$으로 산화되는 것을 확인하였다. 시간에 따른 산화반응은 S자의 형태를 나타내고 있어 핵생성과 성장의 과정을 따르는 것으로 나타났다. 밀도가 증가함에 따라 산화속도는 떨어지고, 산화유도시간은 늘어나는 것으로 나타났다. $UO_2$에서 $U_3O_8$으로의 산화에 대한 활성화 에너지는 $573\sim723K$의 온도범위에서 약 89.54kJ/mol, $723\sim873K$의 온도범위에서는 34.40 kJ/mol로 나타났다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제29권2호
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• pp.93-98
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• 1997

Air-oxidation experiments on unirradiated and irradiated UO$_2$ were performed at temperature from 150 to 375$^{\circ}C$ for investigating the long-term storage behavior of spent PWR fuel. The rate of oxidation was monitored by a thermogravimetric analyzer(TGA) and an X-ray diffraction(XRD). The correlation between the onset-time for U$_3$O$_{8}$ formation and temperature was given as follows, logt(hr) = -12.89+7650/T(K), 423$_2$ pellet, the oxidation rate of irradiated UO$_2$ increase more rapidly at the initial stage and shows a lower saturation point at the later Stage. The Oxidation rate of high bumup UO$_2$ and gadolinia-doped UO$_2$(Gd$_2$O$_3$-UO$_2$) were observed to be much slower than that of unirradiated UO$_2$ pellets.s.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제26권1호
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• pp.90-99
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• 1994

손상 핵연료에서 발생하는 주요한 현상중의 하나는 수중기의 분해로 갭에 존재하는 산소에 의해 $UO_2$ 가 $UO_{2+}$x/로 산화되고, 이로 인해 결정립내에서의 핵분열기체 확산계수가 증가하여 결과적으로 핵분열 기체의 방출이 증대하는 현상이다. 본 논문은 일반적인 원자로 운전 조건하에서 원자로 및 손상 핵연료의 운전조건을 고려하여 소결체의 산화거동을 모사하고 이를 바탕으로 소결체 산화가 핵분열기체의 방출 중대에 미치는 영향을 분석하였다. 소결체 산화거동은 갭에는 150기압의 포화된 순수한 수증기만이 존재한다는 가정하에 분석하였고, 산화에 의한 핵분열기체의 방출 증대 효과를 정량적으로 분석하기 위해 방출중대 인자를 도입하였다. 실험 치와 비교한 결과 방출증대 인자는 소결체 산화에 의한 핵분열기체의 방출증대 효과를 잘 예측하였다.

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 2002년도 추계학술발표회요약집
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• pp.273.2-273
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• 2002

• 한국원자력학회:학술대회논문집
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• 한국원자력학회 1998년도 추계학술발표회요약집
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• pp.265-265
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• 1998