A nuclear fuel test loop (after below, FTL) is installed in IR1 of an irradiation hole in HANARO for testing neutron irradiation characteristics and thermo hydraulic characteristics of a fuel loaded in a light water power reactor or a heavy water power reactor. When HANARO is normally operated, the fuel loaded in the irradiation hole has a nuclear reaction heat generated by a neutron irradiation. To remove the generated heat and to maintain an operation condition of the test fuel, a main cooling water system (MCWS) is installed in the OPS of the FTL. This paper describes the cold function test results of the MCWS. It was confirmed through the test results that the system met the design requirements under a cold operation condition.
G. Beausoleil;L. Capriotti;B. Curnutt;R. Fielding;S. Hayes;D. Wachs
Nuclear Engineering and Technology
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제54권11호
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pp.4084-4094
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2022
The Advanced Fuels Campaign Fission Accelerated Steady-state Test (FAST) at Idaho National Laboratory (INL) completed its first irradiation cycle within the Advanced Test Reactor (ATR). The test focused on the irradiation of alloy fuel forms for use in sodium fast reactors. The first cycle of FAST testing was completed and four rodlets were removed for the initial post irradiation examination (PIE). The rodlet design and irradiation conditions were evaluated using Monte Carlo N-Particle (MCNP) for as-run power history and COMSOL for temperature analysis. These rodlets include a set of low burnups (~2.5 % fissions per initial metal atoms [%FIMA]), control rodlets, and a helium-bonded annular rodlet (4.7 %FIMA). Nondestructive PIE has been completed and includes visual inspection, neutron radiography and gamma scanning of the FAST capsules and rodlets. Radiography confirmed the integrity of the experiments, revealed that the annulus in the annular fuel was filled at a modest burnup (4.7 %FIMA), and indicated potential slumping of the cooler rodlets at lower burnup. Precision gamma scanning indicated mostly usual fission product behavior, except for cesium in the He-bonded annular fuel. Future destructive PIE will be necessary to fully interpret the effects of accelerated irradiation on U-Zr metallic fuel behavior.
The burning-out of excess plutonium from the reprocessing of spent nuclear fuel and from the dismantlement of nuclear weapons is recently emphasized due to the difficulties in securing the final repository for the spent fuel and the necessity to consume the ex-weapons plutonium. An irradiation test in the Halden reactor was launched by the OECD Halden Reactor Project (HRP) to investigate the in-pile behavior of plutonium-embedded fuel as a form of mixed oxide (MOX) and of inert matrix fuel (IMF). The first cycle of irradiation was successfully accomplished with good integrity of test fuel rods and without any undesirable fault of instrumentations. The test results revealed that the MOX fuel is more stable under irradiation environments than IMF. In addition, MOX fuel shows lower thermal resistance due to its better thermal conductivity than IMF. The on-line measured in-pile performance data of attrition milled MOX fuel are used in the analysis of the in-pile performance of the fuel with the fuel performance code, COSMOS. The COSMOS code has been developed for the analysis of MOX fuel as well as $UO_2$ fuel up to high burnup and showed good capability to analyze the in-reactor behavior of MOX fuel even with different instrumentation.
Nuclear fuel elements containing dry recycling nuclear fuel pellets for the irradiation test in a reactor were remotely fabricated from spent PWR fuel materials in a hot cell. End closure welding as well as seal tube welding for thermal sensor of the elements was performed by Nd:YAG laser. The soundness of the end closure welds and seal tube welds for the elements were evaluated by a precise X-ray inspection system composed of a micro-focus X-ray generator with an image intensifier and a real time camera system. Then, helium leak test was performed for the elements. The soundness of the welds of the fuel elements was confirmed by the X-ray inspection and helium leak test. The irradiation test for the fuel elements were successfully completed at the HANARO research reactor.
When a new nuclear fuel is developed, an irradiation test needs to be carried out in the research reactor to analyze the performance of the new nuclear fuel. In order to check the performance of a nuclear fuel during the irradiation test in the test loop of a research reactor, sensors need to be attached in and out of the fuel rod and connect them with instrumentation cables to the measuring device located outside of the reactor pool. In particular, to check the temporary temperature change at the center of a nuclear fuel during the irradiation test, a thermocouple should be instrumented at the center of the fuel rod. Therefore, a hole needs to be made at the center of fuel pellet to put in the thermocouple. However, because the hardness and the density of a sintered $UO_2$ pellet are very high, it is difficult to make a small fine hole on a sintered $UO_2$ pellet using a simple drilling machine even though we use a diamond drill bit made by electro deposition. In this study, an automated drilling machine using a CVD diamond drill has been developed to make a fine hole in a fuel pellet without changing tools or breakage of workpiece. A sintered alumina ($Al_2O_3$) block which has a higher hardness than a sintered $UO_2$ pellet is used as a test specimen. Then, it is verified that a precise hole can be drilled off without breakage of the drill bit in a short time.
Since 2001, a series of five irradiation test campaigns for atomized U-Mo dispersion fuel rods, KOMO-1, -2, -3, -4, and -5, has been conducted at HANARO (Korea) in order to develop high performance low enriched uranium dispersion fuel for research reactors. The KOMO irradiation tests provided valuable information on the irradiation behavior of U-Mo fuel that results from the distinct fuel design and irradiation conditions of the rod fuel for HANARO. Full size U-Mo dispersion fuel rods of 4-5 $g-U/cm^3$ were irradiated at a maximum linear power of approximately 105 kW/m up to 85% of the initial U-235 depletion burnup without breakaway swelling or fuel cladding failure. Electron probe microanalyses of the irradiated samples showed localized distribution of the silicon that was added in the matrix during fuel fabrication and confirmed its beneficial effect on interaction layer growth during irradiation. The modifications of U-Mo fuel particles by the addition of a ternary alloying element (Ti or Zr), additional protective coatings (silicide or nitride), and the use of larger fuel particles resulted in significantly reduced interaction layers between fuel particles and Al.
This work was carried out to obtain sound welds and to select a most suitable binary metal joint among three different dissimilar binary metal combinations such as Zr-4/Ta, Mo/Ta and Ti/Ta(seal tube/sensor sheath) joints fur the instrumented nuclear fuel irradiation test. To do this, Taguchi experimental method was employed to optimize the experimental data. In addition, metallography, micro-focus x-ray radiography and hardness test were conducted to examine the welds. From the weld bead appearance, penetration depth and bead width as well as weld defects standpoint, Zr-4/Ta joint is suggested for the circumferential joining between a seal tube and a sensor sheath. The optimized welding parameters based on Zr-4/Ta joint are suggested as well.
James A. Smith;Casey J. Jesse;William A. Hanson;Clark L. Scott;David L. Cottle
Nuclear Engineering and Technology
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제55권6호
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pp.2195-2205
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2023
One of the salient nuclear fuel performance parameters for new fuel types under development is changes in fuel thickness. To test the new commercially fabricated U-10Mo monolithic plate-type fuel, an irradiation experiment was designed that consisted of multiple mini-plate capsules distributed within the Advanced Test Reactor (ATR) core, the mini-plate 1 (MP-1) experiment. Each capsule contains eight mini-plates that were either fueled or "dummy" plates. Fuel thickness changes within a fuel assembly can be characterized by measuring the gaps between the plates ultrasonically. The channel gap probe (CGP) system is designed to measure the gaps between the plates and will provide information that supports qualification of U-10Mo monolithic fuel. This study will discuss the design and the results from the use of a custom-designed CGP system for characterizing the gaps between mini-plates within the MP-1 capsules. To ensure accurate and repeatable data, acceptance and calibration procedures have been developed. Unfortunately, there is no "gold" standard measurement to compare to CGP measurements. An effort was made to use plate thickness obtained from post-irradiation measurements to derive channel gap estimates for comparison with the CGP characterization.
During the last four decades, 16 Pressurized Water Reactors (PWR) and 4 Pressurized Heavy Water Reactors (PHWR) have been constructed and operated in Korea, and nuclear fuel technology has been developed to a self-reliant state. At first, the PWR fuel design and manufacturing technology was acquired through international cooperation with a foreign partner. Then, the PWR fuel R&D by Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) has improved fuel technology to a self-reliant state in terms of fuel elements, which includes a new cladding material, a large-grained $UO_2$ pellet, a high performance spacer grid, a fuel rod performance code, and fuel assembly test facility. The MOX fuel performance analysis code was developed and validated using the in-reactor test data. MOX fuel test rods were fabricated and their irradiation test was completed by an international program. At the same time, the PWR fuel development by Korea Nuclear Fuel (KNF) has produced new fuel assemblies such as PLUS7 and ACE7. During this process, the design and test technology of fuel assemblies was developed to a self-reliant state. The PHWR fuel manufacturing technology was developed and manufacturing facility was set up by KAERI, independently from the foreign technology. Then, the advanced PHWR fuel, CANFLEX(CANDU Flexible Fuelling), was developed, and an irradiation test was completed in a PHWR. The development of the CANFLEX fuel included a new design of fuel rods and bundles.. The nuclear fuel technology in Korea has been steadily developed in many national R&D programs, and this advanced fuel technology is expected to contribute to a worldwide nuclear renaissance that can create solutions to global warming.
Kim, Bong Goo;Park, Sung Jae;Hong, Sung Taek;Lee, Byung Chul;Jeong, Kyung-Chai;Kim, Yeon-Ku;Kim, Woong Ki;Lee, Young Woo;Cho, Moon Sung;Kim, Yong Wan
Nuclear Engineering and Technology
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제45권7호
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pp.941-950
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2013
The Korean Nuclear-Hydrogen Technology Development (NHTD) Plan will be performing irradiation testing of coated particle fuel at HANARO to support the development of VHTR in Korea. This testing will be carried out to demonstrate and qualify TRISO-coated particle fuel for use in VHTR. The testing will be irradiated in an inert gas atmosphere without on-line temperature monitoring and control combined with on-line fission product monitoring of the sweep gas. The irradiation device contains two test rods, one has nine fuel compacts and the other five compacts and eight graphite specimens. Each compact contains about 260 TRISO-coated particles. The irradiation device is being loaded and irradiated into the OR5 hole of the in HANARO core from August 2013. The device will be operated for about 150 effective full-power days at a peak temperature of about $1030^{\circ}C$ in BOC (Beginning of Cycle) during irradiation testing. After a peak burn-up of about 4 atomic percentage and a peak fast neutron fluence of about $1.7{\times}10^{21}\;n/cm^2$, PIE (Post-Irradiation Examination) of the irradiated coated particle fuel will be performed at IMEF (Irradiated Material Examination Facility). This paper reviews the design of test rod and irradiation device for coated particle fuel, and discusses the technical results for irradiation testing at HANARO.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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