원전 핵 연료봉에 대한 검사는 고준위 방사능의 위험으로부터 원격에서 이루어져야 하며, 또한 정확하게 이루어져야 한다. 현재 원전 핵 연료봉에 대한 검사는 방사능의 위험으로 인해 카메라로 핵 연료봉을 촬영하여 녹화된 동영상을 원격에서 보고 판단하는 형태로 운영되고 있다. 본 연구는 원자력 발전소에서 사용되는 핵 연료봉에 대한 상태 검사를 영상처리를 통하여 구현한 것이다. 핵 연료봉은 여러 개를 다발로 묶어 사용하도록 되어있는데, 이를 검사하기위한 영상처리 기법으로는 에지 검출 기법이 유용하다. 핵 연료봉 에지 검출을 위해 DoG 기법에 임계값 처리를 추가하는 방법을 제안한다. 이것은 DoG를 최적화한 새로운 기법으로, DoG와 임계값을 듀얼로 처리하는 방법이다. 이 방법으로 핵 연료봉 에지를 검출한 후에, 핵 연료봉 검사 알고리즘을 수행하여 핵 연료봉 이상 유무를 판단한다. 이러한 방법을 통해 미니어처로 제작된 핵 연료봉 검사시스템에 실험한 결과 우수한 특성을 확인하였다. 본 연구를 통해 원전 핵 연료봉 상태 검사를 보다 쉽고 안전하게 시행할 수 있을 것으로 생각된다.
지지격자체는 경수로 핵연료집합체의 가장 중요한 핵심 구조부품이다. 지지격자체 설계시의 고려사항은 원자로 운전중에 연료봉의 지지건전성을 유지하도록 하는 것이다. 본 연구에서는 연료봉이 유동기인진동에 의해서 진동할 때 연료봉과 연료봉 지지부 사이에서 상대변위를 완화해 줌으로서 연료봉의 프레팅 마모손상 가능성을 감소시킬 수 있는 이동 가능한 연료봉 지지부로 구성된 새로운 지지격자체 형상을 제안하였다. 아울러 제안된 이동 가능 지지부의 연료봉 지지특성을 유한요소해석을 통해 분석하였다.
CANFLEX 연료봉 다발의 3000 시간 내구성 시험 기간 동안 속도센서를 사용하여 압력관 내부에 장전된 연료봉 다발의 진동을 측정하였다. 압력관 내부에 장전된 연료봉의 진동측정은 고온, 고압, 그리고 공간적 제약 때문에 가속도계나 스트레인 게이지 같은 접촉센서로는 측정할 수 없다. 비접촉 센서를 사용하면 이러한 난점을 해결하고 압력관 내부에 장전된 연료봉 다발의 진동을 측정할 수 있다. 속도센서는 비접촉 센서로서 가우스(gauss)의 크기를 감지하여 전압을 출력하는 센서이지만, 측정거리, 주파수, 그리고 속도와 가우스가 비선형이기 때문에 교정을 한 후에 사용하여야 한다. 본 본문에는 속도센서의 교정방법과 압력관 내부에 고온, 고압의 유체가 흐를 때 발생하는 연료봉 다발의 진동특성을 구하였다.
지지격자체는 경수로 핵연료집합체의 특성과 성능에 영향을 주는 가장 중요한 핵심 구조부품 중에 하나이다. 지지격자체 설계시의 우선적으로 고려해야할 사항은 핵연료가 원자로에 장전되어 있는 동안 내내 연료봉이 기계적인 원인에 의해 손상되지 않도록, 즉 연료봉의 기계적 지지건전성이 유지되도록 설계하는 것이다. 연료봉이 유동기인진동에 의해서 진동할 때 연료봉과 연료봉 지지부 사이에서 상대변위 발생을 완화해 줌으로서 연료봉의 프레팅 마모 손상 가능성이 감소될 수 있는 것으로 알려져 있다. 본 연구에서는 이동 가능한 연료봉 지지부로 구성된 새로운 지지격자체 형상을 제안하였고, 제안된 이동 가능 지지부의 연료봉 지지특성을 유한요소해석을 통해 분석하였다.
프레팅마모 기인 연료봉 손상을 방지할 수 있는 노내 연료봉 지지조건은 잔여 지지격자스프링 변위량 또는 연료봉 /지지격자 갭에 의해 평가될 수 있다. 핵연료 설계 인자들이 프레팅마모 손상에 미치는 영향을 평가하기 위해 연소도의 함수로서 노내 연료봉 지지조건을 모사할 수 있는 방법론을 사용하여 GRID-FORCE프로그램을 개발하였다. 이 프로그램에서는 노내 연료봉 지지조건에 영향을 주는 주요 인자로서 피복관 크립, 초기 스프링 변위, 초기 스프링힘 그리고 스프링힘 조사이완이 고려된다. 이 주요 인자들에 대한 민감도 분석 결과, 초기 스프링 변위, 스프링힘 조사이완, 피복관 크립 순으로 노내 연료봉 지지조건에 영향을 주는 것으로 나타났다. 이 프로그램을 실제 노내에서 발생한 프레팅마모 기인 연료봉 손상에 적용한 결과를 토대로 판단해 볼 때 이 프로그램을 새로 개발된 피복관 재질 및 /또는 새로 개발된 지지격자 설계가 프레팅마모 기인 연료봉 손상을 방지할 수 있는 설계여유도를 효과적으로 평가할 수 있음을 알 수 있다.
사용후핵연료 관리 및 후행핵연료주기 시설에서 요구되는 사용후핵연료 연료봉 인출기술을 확보하기 위하여 연료봉 인출장치를 제작하였으며, 모의 연료봉을 사용하여 이를 인출하는 실험을 수행하여 장치의 성능을 시험하였다. 인출장치는 컴퓨터로 제어할 수 있도록 함으로서 대부분의 인출공정을 자동으로 수행할 수 있도록 하였다. 실험 결과를 분석하여 장치의 개선점을 제시하였고, 또한 향후 실제 사용후핵연료 시설에 적용할 경우에 대비한 보완책도 제시하였다.
경수로용 원전연료의 고연소에 따른 핵분열 가스 증가에 대비하여 플레넘 부피를 최대한으로 확보하기 위하여 연료봉 압축스프링의 부피를 최소화하는 설계 최적화에 대한 연구를 수행하였다. 연료봉 설계변경이나 제조공정에 따른 요구사항을 용이하게 반영할 수 있도록, 최적설계 Software Package인 IDESIGN을 이용하여 최적설계 프로그램을 작성하였으며, 구해진 설계변수값 부근에서 다시 반복 계산을 수행하여 설계변수들의 자릿수를 조정할 수 있게 하였다. 한편, 스프링의 좌굴특성을 향상시키기 위하여 연료봉으로부터 돌출된 스프링의 피치는 작게 하고 연료봉 플레넘 길이내의 피치는 더욱 크게 하는 부등피치 압축스프링은 균일피치의 경우와 거의 동일한 방법으로 설계되며, 각 구역의 설계값은, 스프링 제조설비를 고려하여 실험적으로 결정될 상수를 포함한, 9개의 미지수에 대한 9개의 연립방정식의 해를 구하여 결정된다.
CANFLEX 연료봉 다발을 구성하는 우라늄 펠릿이 장전된 핵연료봉의 공기중 진동특성을 진동 실험과 유한요소 해석을 통하여 구하였다. 유한요소 해석 시에는 우라늄 펠릿의 강성은 무시하고 질량은 지르칼로이 튜브에 부가하며, 연료봉 양단의 용접부위를 단순 지지보로 처리하는 모델을 제시하였다. 이 모델로부터 얻은 해석결과를 진동실험에서 구한 측정값과 비교하였다.
고리 2호기에서 2주기 동안 연소된 1개 KOFA 연료봉에 대한 조사후 검사결과, 핵분열기체 방출량 및 소결체 밀도가 연료봉 설계코드의 예측범위내에 있음을 확인하였으며, 소결체의 미세구조 및 연료봉내의 축방향 분포 검사를 통해 $UO_2$ 소결체가 아무 이상이 없이 안정적으로 연소되었음을 확인하였다. 단지 1개 연료봉에 대한 조사후 검사만으로는 KOFA 핵연료 $UO_2$ 소결체의 노내 거동을 검증하였다고는 할수 없기 때문에 연소된 핵연료에 대한 지속적인 조사후 검사가 필요한 것으로 사료된다. 특히 한국형원자로의 핵연료인 영광 3호기 핵연료에 대해 조사후 검사를 수행하고, 또한 일부 시험연료봉을 고연소도까지 연소시킨후 조사후 검사를 수행하면, 핵연료의 성능 검증뿐만 아니라 국내 고유의 핵연료 성능자료를 생산하게됨으로써, 앞으로 국내 고유의 고연소도핵연료개발 및 연료봉성능분석코드 개발에 활용할 수 있다.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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