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ANS과도조건 I 및 II에서 17x17 KOFA 핵연료봉의 기계적 건전성이 유지되는 과도상태 허용 출력준위에 관한 연구
Investigation on the Allowable Transient Power Levels to Maintain the Mechanical Integrity of the 17$\times$17 KOFA Fuel Rod During the ANS Conditions I and II

Lee, Chan-Bock  
  • 초록

    핵연료봉의 과도상태 출력준위는 핵연료봉의 과도상태 거동에서 가장 중요한 변수중의 하나이다. 핵연료 성능 데이타베이스의 분석과 핵연료의 과도상태 거동에 영향을 줄 수 있는 핵연료봉 출력이력, 속중성자속, 농축도 및 주기길이 등의 인자들의 민감도 분석을 통해서, ANS 과도조건 I 및 II에서 핵연료봉의 기계적 건전성이 유지되는 허용가능 과도상태 출력을 구하기 위해 일반적으로 적용이 가능한 방법론이 유도되었으며, 이를 통해 17 $\times$ 17 KOFA 핵연료봉의 허용가능 과도상태 출력이 연소도의 함수로써 결정되었다. 이 방법론을 도입함으로써, 현재와 같이 매 주기마다 핵연료봉 과도상태 설계분석을 수행할 필요가 없이 단지 해당주기에서의 과도상태 최대 출력준위 평가로써 핵연료봉의 과도상태 설계를 대체할 수 있으며, 17 $\times$ 17 KOFA 핵연료에 대하 낮은 연소도영역에서 기존의 최대 허용 과도상태 출력 준위인 591 w/cm보다 큰 최대 689.5 w/cm까지 허용함으로써 원자로 운전에 유연성을 줄 수 있다.


    Transient power level of the fuel rod is one of the key parameters for the transient fuel behavior. Through the analysis of the fuel performance data bases and sensitivity analyses of such parameters as rod power history, fast neutron flux, fuel enrichment and cycle length, which can affect the transient fuel behavior, a methodology generally applicable to find the allowable transient power level during the ANS Conditions I and II below which the mechanical integrity of the fuel rod is maintained was derived, and allowable transient power levels for the 17 $\times$ 17 KOFA fuel rod have been determined as a function of the burnup. With the introduction of this methodology, design analysis of the transient fuel behavior currently being calculated every cycle can be replaced by the simple check of the peak transient power level achievable during the cycle, and an operational flexibility of the reactor can be obtained by allowing higher transient power level up to 689.5 w/cm at low burnup range than current maximum allowable transient power level, 591 w/cm for the 17 $\times$ 17 KOFA fuel.


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    2. 1994 "크립 및 조사성장 이방성이 KOFA Zircaloy-4 피복관의 변형거동에 미치는 영향" 한국재료학회지 = Korean journal of materials research 4 (4): 445~452    
    3. 1994 "KMRR 핵연료 알루미늄 피복재의 부식 거동 평가" Journal of the Korean Nuclear Society = 원자력학회지 26 (4): 526~535    
    4. 1998 "Analysis of Corrosion Behavior of KOFA Zircaloy-4 Cladding" Journal of the Korean Nuclear Society = 원자력학회지 30 (2): 173~179    
    5. 2003 "유사 평면변형률 유한요소를 사용한 실린더 문제의 해석" 韓國海洋工學會誌 = Journal of ocean engineering and technology 17 (5): 66~75    
    6. 2016 "연구 개발 현황 - 소듐냉각고속로 핵연료 시제품 제조" 원자력산업 = Nuclear industry 36 (4): 70~79    
  • 김기항 (3)

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