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노내 손상 핵연료의 산화거동 및 핵연료 산화가 핵분열기체 방출에 미치는 효과
Oxidation Kinetics of $UO_2$ Pellets in Defective Fuel Rods and Its Effect on Fission Gas Release

Koo, Yang-Hyun  
  • 초록

    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.


    One of the major phenomena occurring in defective fuel rods is the oxidation of UO $_2$ fuel pellets from UO $_2$ to UO $_{2+}$ x/ by the oxygen Produced from the dissociation of the steam in the Pellet-to-clad gap, which leads to the enhancement of fission gas release. In this paper, the oxidation kinetics of defective fuel rods was analyzed on the basis of operating conditions of the reactor and defective fuel rod itself. Oxidation kinetics of the fuel pellet was determined under the assumption that the gap is filled with the saturated steam of 150 atm and an enhancement factor for fission gas release was introduced to take into account the effect of fuel oxidation on fission gas release. Comparison with experimental data shows that the enhancement factor predicts well the increased fission gas release due to the oxidation of UO $_2$ fuel pellets.


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    1. 1994 "몬테 카를로 기법을 이용한 결정립계 기포의 자유 공간으로의 연결 모사" Journal of the Korean Nuclear Society = 원자력학회지 26 (3): 374~380    
    2. 1996 "Development of a Mechanistic Fission Gas Release Model for LWR $UO_2$ Fuel Under Steady-State Conditions" Journal of the Korean Nuclear Society = 원자력학회지 28 (3): 229~246    
    3. 1997 "Modelling of Thermal Conductivity for High Burnup $UO_2$ Fuel Retaining Rim Region" Journal of the Korean Nuclear Society = 원자력학회지 29 (3): 201~210    
    4. 1998 "COSMOS : A Computer Code for the Analysis of LWR $UO_2$ and MOX Fuel Rod" Journal of the Korean Nuclear Society = 원자력학회지 30 (6): 541~554    
    5. 2003 "Simulation of Pore Interlinkage in the Rim Region of High Burnup $UO_2$Fuel" Journal of the Korean Nuclear Society = 원자력학회지 35 (1): 55~63    
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