• 제목/요약/키워드: 핵연료 소결체

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노외 실험을 통한 가압경수형 핵연료 피복재의 항복거동연구 (Out-of-Pile Test for Yielding Behavior of PWR Fuel Cladding Material)

  • Yi, Jae-Kyung;Lee, Byong-Whi
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • 제19권1호
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    • pp.22-33
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    • 1987
  • 원자력 발전소에 있어서 정상가동 상태나 이상동작시에 핵연료 피복관의 건전성 확보와 연관하여 피복재의 항복거동은 중요한 문제이다. 급격한 출력상승 상황에서 이산화 우라늄 소결체와 피복관 사이의 노내 조사거동의 차이는 소결체와 피복관 사이에 Contact Pressure를 야기 시킨다. 만일 이 Contact Pressure가 Zircaloy 피복관의 Yield Pressure에 도달하면 피복관에는 영구변형이 일어난다. 이 변형은 원자로의 출력이 정상상태로 회복되더라도 존재하므로 소결체와 피복관 사이의 Gap을 증대시킨다. 이러한 상황을 묘사하기 위해 본 논문에서는 구리 Mandrel과 Zircaloy사이의 열팽창 차이를 이용하는 Mandrel 팽창 실험을 실행했다. 실험 결과 측정된 Zircaloy 피복관의 외경 팽창치와 본 논문에서 유도된 수학적 관계식들을 이용하여 온도에 따른 Zircaloy 피복관의 내부항복압력과 항복응력, 피복재의 항복에 따른 핵연료 소결체와 피복관 사이의 Gap 증대를 구하고, 항복 거동에 따른 온도의 영향을 보기 위해 항복과정의 활성화 에너지를 구했다. 본 실험과 분석에서 얻어진 이들 결과들은 다른 실험 결과들과 상당히 일치하였으며, 이것으로 볼 때 본 논문에서 유도된 관계식들과 Mandrel 팽창 실험이 Zircaloy 피복관의 항복거동과 Gap Expansion 측정에 신뢰성이 있음을 알 수 있었다.

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$U_3O_8$ 종자가 $UO_2$ 핵연료 소결체의 입자성장에 미치는 영향 (Effect of $U_3O_8$-seed on the grain growth of uranium dioxide)

  • 이영우;김동주;김건식
    • 한국결정성장학회지
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    • 제17권2호
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    • pp.75-81
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    • 2007
  • [ $UO_2$ ] 소결체와 $U_3O_8$종자를 5wt% 첨가한 $UO_2$ 소결체의 치밀화 과정 및 입자성장 양상을 소결 온도 및 시간을 변수로 하여 분석하였다. $UO_2$ 성형체와 5wt% $U_3O_8$ 종자 첨가 성형체를 수소분위기에서 $1300^{\circ}C$에서 $1700^{\circ}C$로 온도를 올려가며 0시간에서 4시간 소결하여 밀도와 입자크기를 측정하였다. $1300^{\circ}C$까지는 종자 첨가에 상관없이 거의 같은 밀도를 가졌지만 온도가 올라가면서 종자 첨가 소결체의 치밀화가 저하되었다가 $1700^{\circ}C$ 근처에서 거의 비슷한 밀도를 가지게 된다. 입자성장의 경우, $1600^{\circ}C$에서는 종자 입자를 제외하면 기지상의 입자 크기는 거의 비슷하지만 $1700^{\circ}C$ 이후에서는 종자첨가 $UO_2$ 소결체의 입자성장이 종자가 첨가되지 않을 경우에 비하여 2배 이상 빠르게 진행되었다.

사고저항성 핵연료용 세라믹 미소셀 UO2 소결체의 Cs 포집반응에 대한 열역학적 평가 (Thermodynamic Evaluations of Cesium Capturing Reaction in Ceramic Microcell UO2 Pellet for Accident-tolerant Fuel)

  • 전상채;김건식;김동주;김동석;김종헌;윤지해;양재호
    • 방사성폐기물학회지
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    • 제17권1호
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    • pp.37-46
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    • 2019
  • 사고저항성 핵연료의 일환으로 $UO_2$ 입자가 세라믹 셀 벽으로 둘러싸인 미세구조를 갖는 세라믹 미소셀 $UO_2$ 소결체를 개발 중이다. 이는 핵분열생성물들을 $UO_2$ 펠렛 내에 포집하여 펠렛 외부로의 방출을 저감함으로써 봉내압 상승을 완화하고 응력부식균열 발생률을 낮춘다. 생성량이나 방사능 측면에서 위험한 핵분열생성물 중 하나로 여겨지는 세슘은 세라믹 미소셀소결체 내에서 셀 물질과 화학반응 하여 포집될 수 있다. 따라서, 세슘 포집능은 해당 화학반응의 열역학적, 속도론적 특성에 의해 결정된다. 역으로, 미소셀 소결체의 조성설계 시 해당 반응에 대한 열역학적 예측이 필수적이다. 본 연구는 세라믹 현재 개발 중인 여러 미소셀 조성(Si-Ti-O, Si-Cr-O, Si-Al-O)에 대해 세슘의 포집능을 평가하는 열역학적 계산을 다룬다. 계산에 앞서 먼저 HSC Chemistry를 이용해 세슘과 셀 물질의 물리/화학적 상태를 정의한 후, LWR 정상운전 모사환경에서 계산된 세슘포텐셜(${\Delta}G_{Cs}$)과 산소포텐셜(${\Delta}G_{O_2}$)에 근거하여 세슘포집 반응성을 평가하였다. 계산 결과에 근거하면, 세슘 포집반응은 상기 모든 조성에서 자발적일 것으로 예상되며 이로써 조성설계의 근거를 제시함과 동시에 세슘의 포집능을 평가하는 효과적인 방법을 제공한다.

U$O_2$ 핵연료의 노내 기계론적 고밀화 모형 (A Mechanistic Model for In-Reactor Densification of U$O_2$)

  • Woan Hwang;Keum Seok Seo;Ho Chun Suk
    • Nuclear Engineering and Technology
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    • 제17권2호
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    • pp.116-128
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    • 1985
  • 본 논문에는 이산화 우라늄 소결체의 노내고밀화현상을 온도와 미세구조의 함수로 정화하게 예측할 수 있는 기계론적 이론 모형이 개발.기술되어있다. 이 모형은 $UO_2$ 소결체의 결정 입계내에서 공극(vacancy)이 생성 이동되고, 결정입계에서 공극이 소멸되는 현상을 고려하고 있으며, 이 과정에서 일어나는 고밀화의 크기가 핵분열율, 조사시간, $UO_2$ 소결체밀도, 기공 크기의 분포, 결정입크기 및 온도의 함수로 기술되어 있다. 본 모형의 기공 수축에 대한 결과식은 Assmann과 Stehle가 유도한 4개의 온도 영역에 대한 결과식과는 상이한 것으로서, 소결체의 모든 온도 영역에 직접 적용된다. 본 모형에 의한 노내고밀화 크기의 예측치는 실험자료와 아주 잘 일치하며, KEFDA 전산코드에 사용된 경험적 실험 연산식에 비하여 고밀화의 경향과 절대치를 보다 정확히 예측한다.

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천연 및 저농축 우라늄 가공시설에 대한 보장조치 방법

  • 박완수
    • 한국원자력학회:학술대회논문집
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    • 한국원자력학회 1997년도 춘계학술발표회논문집(2)
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    • pp.591-596
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    • 1997
  • 천연 및 저농축 우라늄 가공시설은 취급하는 핵 물질의 민감도가 고농축 우라늄이나 플루토늄에 비하여 상대적으로 낮기 때문에 원자력발전소, 연구용 원자로 등과 같은 시설보다 국제원자력기구의 보장조치 적용 방법이 단순하다고 생각하기 쉽다. 그러나 가공시설은 취급되는 핵 물질이 UF6, 우라늄 분말, 소결체 등과 같이 계량하기 쉽지 않는 형태로 존재하는 중량시설(bulk handling facility)이기 때문에 오히려 핵연료집합체 만이 존재하는 계수시설( item facility) 보다 더 다양하고 정밀한 계량방법이 적용되고 있다. 이 때문에 국제원자력기구에서는 일반 원자력발전소의 4-5배에 달하는 사찰량을 가공시설에 투입하고 있으며, 동 시설에 대한 보다 효과적이고 효율적인 사찰방법을 개발하고 있다.

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모의 사용후 핵연료를 이용한 질화물 핵연료 소결체 제조 (Fabrication of Nitride Fuel Pellets by Using Simulated Spent Nuclear Fuel)

  • 류호진;이재원;이영우;이정원;박근일
    • 한국분말재료학회지
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    • 제15권2호
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    • pp.87-94
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    • 2008
  • In order to investigate a nitriding process of spent oxide fuel and the subsequent change in thermal properties after nitriding, simulated spent fuel powder was converted into a nitride pellet with simulated fission product elements through a carbothermic reduction process. Nitriding rate of simulated spent fuel was decreased with increasing of the amount of fission products. Contents of Ba and Sr in simulated spent fuel were decreased after the carbothermic reduction process. The thermal conductivity of the nitride pellet was decreased by an addition of fission product element but was higher than that of the oxide fuel containing fission product elements.

Attritor milling에 의한 $UO_2$ - 4wt% 분말의 혼합 및 혼합분말의 특성변화

  • 김시형;김한수;송근우;나상호;이영우;손동성
    • 한국원자력학회:학술대회논문집
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    • 한국원자력학회 1995년도 춘계학술발표회논문집(2)
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    • pp.733-738
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    • 1995
  • $UO_2$ 및 CeO$_2$ 분말을 turbular mixer에서 혼합, 또는 attritor mill에서 분쇄한 후, 각 분말의 특성변화와 이에 따른 소결특성의 변화를 관찰하였다. 혼합된 분말은 평균입자크기와 비표면적이 각각 22.9$\mu\textrm{m}$, 5.1g/㎤이었고, 2시간 분쇄된 분말은 0.5$\mu\textrm{m}$, 6.7g/㎤이었다. 혼합분말로 성형할 경우의 소결밀도는 성형압력의 증가에 관계없이 약 9.6 g/㎤로서 매우 낮았고, 2시간 분쇄된 분말은 10.35 9/㎤ 이상으로 나타나, 혼합핵연료 소결체 제조시 분쇄공정이 반드시 필요함을 나타내었다. 분쇄된 분말을 환원성분위기에서 소결할 경우에는 분쇄시간이 증가함에 따라 결정립이 8$\mu\textrm{m}$까지 증가하였는데 이것은 CeO$_2$ 분말의 미세화와 함께 Ce 성분이 균질 하게 분포되었기 때문으로 사료된다. 그러나 산화성분위기에서는 분쇄시간이 증가할 때 평균 결정립크기는 6$\mu\textrm{m}$로서 변화가 거의 없었다.

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