Internal Hydriding of Defected Zircaloy Cladding Fuel Rods : A Review

결함 핵연료 피폭관 내부에서의 수소 침투에 관한 개론적 고찰

Recently a number of severe fuel degradation events, seemingly due to internal secondary hydriding, have been reported. This paper reviews internal hydriding of defected zircaloy cladding. First, the history of zircaloy cladding development and the environment of the zircaloys in service in the nuclear reactor are introduced. Fundamental aspects of zircaloy hydriding, such as hydrogen permeability in zirconium oxide, terminal solubility and precipitation in zirconium and its alloys, and the deleterious effect of hydrides are reviewed. The mechanism of massive internal hydriding in defected zircaloy fuel rods is qualitatively described based on the observed phenomena. Significant factors affecting the hydriding process are discussed. A quantitative model for the massive hydriding as a part of an effort to mitigate fuel degradation is briefly mentioned and necessary information and recommended future work for improvement of the model are outlined.

최근 전 세계적으로 내부2차수소 침투에 의한 것으로 보이는 핵연료의 심각한 파손이 잇달아 보고되었다. 본 논문에서는 결함 핵연료에서의 내부 수소 침투 현상이 개괄적으로 고찰된다. 먼저 핵연료의 피복관으로 사용되는 질코늄 합금의 개발사와 그 질코늄 합금이 사용되는 원자로 내의 운전조건이 소개되고 산화 질코늄 막에서의 수소의 투과성, 질코늄과 질코늄 합금에서의 수소의 최종 용해도와 침전도등 질코늄의 수소 침투에 관련된 기본 사항과 수소 침투가 기계적 강도에 미치는 악 영향등이 고찰된다. 결함 핵연료봉 내부에서 발생되는 수소의 대량 내부 침투의 메카니즘이 관찰된 제 현상을 중심으로 정성적으로 설명되고 이러한 수소의 대량 침투에 의한 핵연료치 파손심화를 줄이기 위한 노력의 일환으로 제시된 정량적 모델이 간단히 언급되고 이러한 정량적인 모델의 심도있는 개발을 위해 필요한 자료와 추후의 연구 내용이 설명된다.