The powder characteristics of UO2 via AUC prepared by precipitation from a UN with AC soiution produced from nuclear fuel powder conversion plant and that of the existing facility were compared. Mean particle size of AUC powder was decreased and agglomerates were much occured in case of using the AC solution that that of the gases but other properties such as particle size distribution and shape of particle are thought to be similarly. In compaction of UO2 powder the breaking pressur of agglomerated UO2 powder and the sintered density of final UO2 pellet from AC solution were measured 1.45$\times$108 N/m2 and 10.52 g/cc, These values could be used in nuclear fuel powder fabrication process.
Park, Nam-Gyu;Rhee, Hui-Nam;Moon, Hoy-Ik;Jang, Young-Ki;Jeon, Sang-Youn;Kim, Jae-Ik
Nuclear Engineering and Technology
/
v.41
no.6
/
pp.821-830
/
2009
In this paper, modal testing and finite element modeling results to identify the modal parameters of a nuclear fuel rod as well as its cladding tube are discussed. A vertically standing full-size cladding tube and a fuel rod with lead pellets were used in the modal testing. As excessive flow-induced vibration causes a failure in fuel rods, such as fretting wear, the vibration level of fuel rods should be low enough to prevent failure of these components. Because vibration amplitude can be estimated based on the modal parameters, the dynamic characteristics must be determined during the design process. Therefore, finite element models are developed based on the test results. The effect of a lumped mass attached to a cladding tube model was identified during the finite element model optimization process. Unlike a cladding tube model, the density of a fuel rod with pellets cannot be determined in a straightforward manner because pellets do not move in the same phase with the cladding tube motion. The density of a fuel rod with lead pellets was determined by comparing natural frequency ratio between the cladding tube and the rod. Thus, an improved fuel rod finite element model was developed based on the updated cladding tube model and an estimated fuel rod density considering the lead pellets. It is shown that the entire pellet mass does not contribute to the fuel rod dynamics; rather, they are only partially responsible for the fuel rod dynamic behavior.
Proceedings of the Korean Society of Precision Engineering Conference
/
2006.05a
/
pp.369-370
/
2006
During demonstrations of a process conditioning spent nuclear fuels, it is necessary to transport and handle Spent fuel road cuts from Post Irradiation Examination facility to Slitting device in The hot cell. the spent fuel pellets which are highly radioactive materials are separated with its clad and are fed into the next conditioning process. For this, a spent fuel rod, 3.5 m long, is cut by 25 cm long which is suitable length for the decladding process. These rod-cuts are packed into the capsule and are moved to the ACPF(Advanced spent nuclear fuel Conditioning Process Facility). In the ACPF, Once the capsule is unloaded in the ACPF, Capsule is taken out one-by-one and installed on the decladding device. In these processes, the crushed spent fuel pellet can be scattered inside the facilities and thus it contaminate the hot cell. In this paper, we developed the specially designed transportation and storage device for spent nuclear fuel capsules.
A nuclear design of fission moly production targets for a research reactor, HANARO was peformed. It was found that the use of MCNP-4A, ORIGEN-2 code was reliable for the analysis of production characteristics of $^{99}$ Mo in a target fuel at an irradiation holes. A parametric study was done for the optimization of target location, target dimension, target shape and fuel materials. It was shown that a fuel thickness was the most sensitive parameters and electro-deposited target gave the highest 99Mo yield ratio. A pellet target with vibro-compaction powder, however, showed the largest production capacity and better engineering feasibility even with less yield ratio. Ten kinds of optimized target design for both LEU and HEU satisfied all the given design constraints. The most favorable design was the HEU ring-shaped electro-deposited target, considered the safety limit, production yield, chemical process easiness, yield ratio, and amount of radioactive waste.
Dual-cooled annular fuel allows a significant increase in power density while maintaining or improving safety margins. However, the dual-cooled design brings much higher Zircaloy charge in reactor core, which could cause a great threaten of hydrogen explosion during severe accidents. Hence, an innovative fuel combined dual-cooled annular geometry and SiC cladding was proposed for the first time in this study. Capabilities of fuel design and behavior simulation were developed for this new fuel by the upgrade of FROBA-ANNULAR code. Considering characteristics of both SiC cladding and dual-cooled annular geometry, the basic fuel design was proposed and preliminary proved to be feasible. After that, a design optimization study was conducted, and the optimal values of as-fabricated plenum pressure and gas gap sizes were obtained. Finally, the performance simulation of the new fuel was carried out with the full consideration of realistic operation conditions. Results indicate that in addition to possessing advantages of both dual-cooled annular fuel and accident tolerant cladding at the same time, this innovative fuel could overcome the brittle failure issue of SiC induced by pellet-cladding interaction.
Proceedings of the Acoustical Society of Korea Conference
/
1998.06e
/
pp.247-250
/
1998
The scattering of plane ultrasonic waves by the nuclear fuel pin of liquid metal reactor in sodium is studied. According to the internal composition in the cladding tube, the fuel pin has three cross sections, i.e. helium gas plenum, sodium-filled section, and fuel insertion section. The scattering spectra for each section of the fuel pin are different. The circumnavigating ultrasonic waves of each section are analyzed by the resonance scattering method. The whispering gallery wave modes are generated in the sodium-filled plenum section and the fuel rod insertion section with a sodium-gap. The circumferential wave modes are propagated in the cladding tube of the helium gas plenum section. The annular gap between the cladding tube and metal uranium pellet rod affects the scattering spectra. The different propagation characteristics can be utilized for the nondestructive method of detecting the unbonded area and measuring the level of the sodium-filled section of the fuel pin.
Analysis of the GRSW-A model coupled into the FALCON code is extended by simulation of central void formation in fuel pellets due to high-temperature fuel restructuring. The extended calculation is verified against published, well-known experimental data. Good agreement with the data for a central void diameter in pellets of the rod irradiated in an Experimental Breeder Reactor is shown. The new calculation methodology is employed in comparative analysis of modern BWR fuel behavior under assumed high-power operation. The initial fuel porosity is shown to have a major effect on the predicted central void diameter during the operation in question. Discernible effects of a central void on peak fuel temperature and Pellet-Cladding Mechanical Interaction (PCMI) during a simulated power ramp are shown. A mitigating effect on PCMI is largely attributed to the additional free volume in the pellets into which the fuel can creep due to internal compressive stresses during a power ramp.
The CANDU element bowing is attributed to actions of both the thermally induced bending moments and the bending moment due to hydraulic drag and mechanical loads, where the bowing is defined as the lateral deflection of an element from the axial centerline. This paper consider only the thermally-induced bending moments which are generated both within the sheath and the fuel and sheath by an asymmetric temperature distribution with respect to the axis of an element The generalized and explicit analytical formula for the thermally-induced bending is presented in con-sideration of 1) bending of an empty tube treated by neglecting the fuel/sheath mechanical interaction and 2) fuel/sheath interaction due to the pellet and sheath temperature variations, where in each case the temperature asymmetries in sheath are modelled to be caused by the combined effects of (i) non-uniform coolant temperature due to imperfect coolant mixing, (ii) variable sheath/coolant heat transfer coefficient, (iii) asymmetric heat generation due to neutron flux gradients across an element and so as to inclusively cover the uniform temperature distributions within the fuel and sheath with respect to the axial centerline. As the results of the sensitivity calculations of the element bowing with the variations of the parameters in the formula, it is found that the element bowing is greatly affected relatively with the variations or changes of element length, sheath inside diameter, average coolant temperature and its variation factor, pellet/sheath mechanical interaction factor, neutron flux depression factor, pellet thermal expansion coefficient, pellet/sheath heat transfer coefficient in comparison with those of other parameters such as sheath thickness, film heat transfer coefficient, sheath thermal expansion coefficient and sheath and pellet thermal conductivities.
Journal of Nuclear Fuel Cycle and Waste Technology(JNFCWT)
/
v.11
no.1
/
pp.31-39
/
2013
Nuclear fuel can be damaged under unexpected circumstances in a nuclear reactor. Fuel rod failure can be occurred due to debris fretting or excessive hydriding or PCI (Pellet-to-clad Interaction) etc. It is important to identify the causes of such failed fuel rods for the safe operation of nuclear power plants. If a fuel rod failure occurs during the operation of a nuclear power plant, the coolant water is contaminated by leaked fission products, and in some case the power level of the plant may be lowered or the operation stopped. In addition, all spent fuels must be transferred to a dry storage. But failed fuel can not be transferred to a dry storage. Therefore, the purpose of this study is to develop a system which is capable of inspecting whether the spent fuel in the storage pool is failed or not. The sipping technology is to analyze the leakage of fission products in state of gas and liquid. The failed fuel inspection system with gamma analyzer has successfully demonstrated that the system is enough to find the failed fuel at Wolsong plant.
The simulated spent PWR fuel pellet which is corresponding to the turnup of 33,000 MWD/MTU is prepared by adding 11 fission-product elements to UO$_2$. The simulated spent fuel pellet is treated at 40$0^{\circ}C$ in air (oxidation), at 110$0^{\circ}C$ in air (high-temperature treatment), and at $600^{\circ}C$ in hydrogen (reduction). The product is treated through additional addition and reduction up to 3 cycles. Pellets are completely pulverized by the first oxidation, and the high-temperature treatment causes particle and crystallite to grow and surface to be smooth, and thus particle size significantly increases and surface area decreases. The reduction following the high-temperature treatment decreases much the particle size by means of the formation of intercrystalline cracks. The particle size decreases a little during the second oxidation and reduction cycle and then remains nearly constant during the third and fourth cycles. Surface area of pounder increases progressively with the repetition of oxidation and reduction cycles, mainly due to the formation of Surface cracks. The degradation of surface area resulting from high-temperature treatment is restored by too subsequent resulting oxidation and reduction cycles.
본 웹사이트에 게시된 이메일 주소가 전자우편 수집 프로그램이나
그 밖의 기술적 장치를 이용하여 무단으로 수집되는 것을 거부하며,
이를 위반시 정보통신망법에 의해 형사 처벌됨을 유념하시기 바랍니다.
[게시일 2004년 10월 1일]
이용약관
제 1 장 총칙
제 1 조 (목적)
이 이용약관은 KoreaScience 홈페이지(이하 “당 사이트”)에서 제공하는 인터넷 서비스(이하 '서비스')의 가입조건 및 이용에 관한 제반 사항과 기타 필요한 사항을 구체적으로 규정함을 목적으로 합니다.
제 2 조 (용어의 정의)
① "이용자"라 함은 당 사이트에 접속하여 이 약관에 따라 당 사이트가 제공하는 서비스를 받는 회원 및 비회원을
말합니다.
② "회원"이라 함은 서비스를 이용하기 위하여 당 사이트에 개인정보를 제공하여 아이디(ID)와 비밀번호를 부여
받은 자를 말합니다.
③ "회원 아이디(ID)"라 함은 회원의 식별 및 서비스 이용을 위하여 자신이 선정한 문자 및 숫자의 조합을
말합니다.
④ "비밀번호(패스워드)"라 함은 회원이 자신의 비밀보호를 위하여 선정한 문자 및 숫자의 조합을 말합니다.
제 3 조 (이용약관의 효력 및 변경)
① 이 약관은 당 사이트에 게시하거나 기타의 방법으로 회원에게 공지함으로써 효력이 발생합니다.
② 당 사이트는 이 약관을 개정할 경우에 적용일자 및 개정사유를 명시하여 현행 약관과 함께 당 사이트의
초기화면에 그 적용일자 7일 이전부터 적용일자 전일까지 공지합니다. 다만, 회원에게 불리하게 약관내용을
변경하는 경우에는 최소한 30일 이상의 사전 유예기간을 두고 공지합니다. 이 경우 당 사이트는 개정 전
내용과 개정 후 내용을 명확하게 비교하여 이용자가 알기 쉽도록 표시합니다.
제 4 조(약관 외 준칙)
① 이 약관은 당 사이트가 제공하는 서비스에 관한 이용안내와 함께 적용됩니다.
② 이 약관에 명시되지 아니한 사항은 관계법령의 규정이 적용됩니다.
제 2 장 이용계약의 체결
제 5 조 (이용계약의 성립 등)
① 이용계약은 이용고객이 당 사이트가 정한 약관에 「동의합니다」를 선택하고, 당 사이트가 정한
온라인신청양식을 작성하여 서비스 이용을 신청한 후, 당 사이트가 이를 승낙함으로써 성립합니다.
② 제1항의 승낙은 당 사이트가 제공하는 과학기술정보검색, 맞춤정보, 서지정보 등 다른 서비스의 이용승낙을
포함합니다.
제 6 조 (회원가입)
서비스를 이용하고자 하는 고객은 당 사이트에서 정한 회원가입양식에 개인정보를 기재하여 가입을 하여야 합니다.
제 7 조 (개인정보의 보호 및 사용)
당 사이트는 관계법령이 정하는 바에 따라 회원 등록정보를 포함한 회원의 개인정보를 보호하기 위해 노력합니다. 회원 개인정보의 보호 및 사용에 대해서는 관련법령 및 당 사이트의 개인정보 보호정책이 적용됩니다.
제 8 조 (이용 신청의 승낙과 제한)
① 당 사이트는 제6조의 규정에 의한 이용신청고객에 대하여 서비스 이용을 승낙합니다.
② 당 사이트는 아래사항에 해당하는 경우에 대해서 승낙하지 아니 합니다.
- 이용계약 신청서의 내용을 허위로 기재한 경우
- 기타 규정한 제반사항을 위반하며 신청하는 경우
제 9 조 (회원 ID 부여 및 변경 등)
① 당 사이트는 이용고객에 대하여 약관에 정하는 바에 따라 자신이 선정한 회원 ID를 부여합니다.
② 회원 ID는 원칙적으로 변경이 불가하며 부득이한 사유로 인하여 변경 하고자 하는 경우에는 해당 ID를
해지하고 재가입해야 합니다.
③ 기타 회원 개인정보 관리 및 변경 등에 관한 사항은 서비스별 안내에 정하는 바에 의합니다.
제 3 장 계약 당사자의 의무
제 10 조 (KISTI의 의무)
① 당 사이트는 이용고객이 희망한 서비스 제공 개시일에 특별한 사정이 없는 한 서비스를 이용할 수 있도록
하여야 합니다.
② 당 사이트는 개인정보 보호를 위해 보안시스템을 구축하며 개인정보 보호정책을 공시하고 준수합니다.
③ 당 사이트는 회원으로부터 제기되는 의견이나 불만이 정당하다고 객관적으로 인정될 경우에는 적절한 절차를
거쳐 즉시 처리하여야 합니다. 다만, 즉시 처리가 곤란한 경우는 회원에게 그 사유와 처리일정을 통보하여야
합니다.
제 11 조 (회원의 의무)
① 이용자는 회원가입 신청 또는 회원정보 변경 시 실명으로 모든 사항을 사실에 근거하여 작성하여야 하며,
허위 또는 타인의 정보를 등록할 경우 일체의 권리를 주장할 수 없습니다.
② 당 사이트가 관계법령 및 개인정보 보호정책에 의거하여 그 책임을 지는 경우를 제외하고 회원에게 부여된
ID의 비밀번호 관리소홀, 부정사용에 의하여 발생하는 모든 결과에 대한 책임은 회원에게 있습니다.
③ 회원은 당 사이트 및 제 3자의 지적 재산권을 침해해서는 안 됩니다.
제 4 장 서비스의 이용
제 12 조 (서비스 이용 시간)
① 서비스 이용은 당 사이트의 업무상 또는 기술상 특별한 지장이 없는 한 연중무휴, 1일 24시간 운영을
원칙으로 합니다. 단, 당 사이트는 시스템 정기점검, 증설 및 교체를 위해 당 사이트가 정한 날이나 시간에
서비스를 일시 중단할 수 있으며, 예정되어 있는 작업으로 인한 서비스 일시중단은 당 사이트 홈페이지를
통해 사전에 공지합니다.
② 당 사이트는 서비스를 특정범위로 분할하여 각 범위별로 이용가능시간을 별도로 지정할 수 있습니다. 다만
이 경우 그 내용을 공지합니다.
제 13 조 (홈페이지 저작권)
① NDSL에서 제공하는 모든 저작물의 저작권은 원저작자에게 있으며, KISTI는 복제/배포/전송권을 확보하고
있습니다.
② NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 상업적 및 기타 영리목적으로 복제/배포/전송할 경우 사전에 KISTI의 허락을
받아야 합니다.
③ NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 보도, 비평, 교육, 연구 등을 위하여 정당한 범위 안에서 공정한 관행에
합치되게 인용할 수 있습니다.
④ NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 무단 복제, 전송, 배포 기타 저작권법에 위반되는 방법으로 이용할 경우
저작권법 제136조에 따라 5년 이하의 징역 또는 5천만 원 이하의 벌금에 처해질 수 있습니다.
제 14 조 (유료서비스)
① 당 사이트 및 협력기관이 정한 유료서비스(원문복사 등)는 별도로 정해진 바에 따르며, 변경사항은 시행 전에
당 사이트 홈페이지를 통하여 회원에게 공지합니다.
② 유료서비스를 이용하려는 회원은 정해진 요금체계에 따라 요금을 납부해야 합니다.
제 5 장 계약 해지 및 이용 제한
제 15 조 (계약 해지)
회원이 이용계약을 해지하고자 하는 때에는 [가입해지] 메뉴를 이용해 직접 해지해야 합니다.
제 16 조 (서비스 이용제한)
① 당 사이트는 회원이 서비스 이용내용에 있어서 본 약관 제 11조 내용을 위반하거나, 다음 각 호에 해당하는
경우 서비스 이용을 제한할 수 있습니다.
- 2년 이상 서비스를 이용한 적이 없는 경우
- 기타 정상적인 서비스 운영에 방해가 될 경우
② 상기 이용제한 규정에 따라 서비스를 이용하는 회원에게 서비스 이용에 대하여 별도 공지 없이 서비스 이용의
일시정지, 이용계약 해지 할 수 있습니다.
제 17 조 (전자우편주소 수집 금지)
회원은 전자우편주소 추출기 등을 이용하여 전자우편주소를 수집 또는 제3자에게 제공할 수 없습니다.
제 6 장 손해배상 및 기타사항
제 18 조 (손해배상)
당 사이트는 무료로 제공되는 서비스와 관련하여 회원에게 어떠한 손해가 발생하더라도 당 사이트가 고의 또는 과실로 인한 손해발생을 제외하고는 이에 대하여 책임을 부담하지 아니합니다.
제 19 조 (관할 법원)
서비스 이용으로 발생한 분쟁에 대해 소송이 제기되는 경우 민사 소송법상의 관할 법원에 제기합니다.
[부 칙]
1. (시행일) 이 약관은 2016년 9월 5일부터 적용되며, 종전 약관은 본 약관으로 대체되며, 개정된 약관의 적용일 이전 가입자도 개정된 약관의 적용을 받습니다.