In this study, we investigated the possibility of employing accident tolerant fuel (ATF) in VVER-1200/V491 assembly without gadolinium-containing fuel rods using the Monte Carlo code Serpent 1.1.7 with ENDF/B-VII cross-section library. The analysis involves assembly design with reflective boundary conditions. To compare the neutronic performances, U-5Mo, U-7.5Mo, U-10Mo, and U-15Mo fuels were chosen in addition to ordinary UO2 fuel. The concentration of 135Xe, 149Sm, fissile and fertile isotopes with burnup, reactivity feedback with fuel temperature variation, and β eff values were calculated. The results indicate that the fuel cycle length increases by 54.27% for U-5Mo, 32.6% for U-7.5Mo, and 13.8% for U-10Mo, while it decreases by 16.4% for U-15Mo fuel. Additionally, the effect of 95Mo content in natural Mo was investigated by reducing the 95Mo concentration. According to the results, each proposed fuel's fuel cycle length extended when the depletion ratio of 95Mo increased. Additionally, the calculations for reactivity feedback guarantee safe operating conditions for all U-xMo fuels.
Because the interaction layers that form between U-Mo particles and the Al matrix degrade the thermal properties of U-Mo/Al dispersion fuel, an investigation was undertaken of the undesirable feedback effect between an interaction layer growth and a centerline temperature increase for dispersion fuel. The radial temperature distribution due to interaction layer growth during irradiation was calculated iteratively in relation to changes in the volume fractions, the thermal conductivities of the constituents, and the oxide thickness with the burnup. The interaction layer growth, which is estimated on the basis of the temperature calculations, showed a reasonable agreement with the post-irradiation examination results of the U-Mo/Al dispersion fuel rods irradiated at the HANARO reactor. The U-Mo particle size was found to be a dominant factor that determined the fuel temperature during irradiation. Dispersion fuel with larger U-Mo particles revealed lower levels of both the interaction layer formation and the fuel temperature increase. The results confirm that the use of large U-Mo particles appears to be an effective way of mitigating the thermal degradation of U-Mo/Al dispersion fuel.
Si-rich-layer-coated U-7 wt%Mo plates were prepared in order to evaluate the diffusion barrier performance of the Si-rich layer in U-Mo vs. Al interdiffusion. Pure Si powder was used for coating the U-Mo plates by annealing at $900^{\circ}C$ for 1 h under vacuum of approximately 1 Pa. Si-rich layers containing more than 60 at% of Si were formed on U-7 wt%Mo plates. Diffusion couple tests were conducted in a muffle furnace at $560-600^{\circ}C$ under vacuum using Si-rich-layer-coated U-Mo plates and pure Al plates. Diffusion couple tests using uncoated U-Mo plates and Al-(0, 2 or 5 wt%)Si plates were also conducted for comparison. Si-rich-layer coatings were more effective in suppressing the interaction during diffusion couple tests between coated U-Mo plate and Al, when compared with U-Mo vs. Al-Si diffusion couples, since only small amounts of Al in the coating could be found after the diffusion couple tests. Si-rich-layer-coated U-7wt%Mo particles were also prepared using the same technique for U-7 wt%Mo plates to observe the microsturctures of the coated particles.
In order to advance understanding of the breakaway swelling behavior of U-Mo/Al dispersion fuel under a high-power irradiation condition, the effects of fuel-matrix interaction on the fuel performance of U-Mo/Al dispersion fuel were investigated. Fission gas release into large interfacial pores between interaction layers and the Al matrix was analyzed using both mechanistic models and observations of the post-irradiation examination results of U-Mo dispersion fuels. Using the model predictions, advantageous fuel design parameters are recommended to prevent breakaway swelling.
Kim, Hyun-Jung;Yim, Jeong-Sik;Jeong, Yong-Jin;Lee, Kang-Hee
Nuclear Engineering and Technology
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v.51
no.2
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pp.495-500
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2019
When a new fuel is developed, various mechanical properties are absolutely necessary for a safety analysis of the fuel for the licensing and prediction of its mechanical behavior during operation and accident conditions. In this paper, a mechanically equivalent surrogate plate of U-Mo dispersion fuel is presented using tungsten, substitute material of U-Mo particle. A surrogate plate, composed of tungsten/aluminum dispersion meat and aluminum alloy cladding, is manufactured with the same fabrication process with that of fuel plate except that a tungsten powder is used instead of U-Mo powder. A modal test showed that the surrogate plate and fuel plate have similar dynamic characteristics, and a tensile test demonstrated the similarity of the material property up to the yield strength range. The conducted tests proved that the surrogate tungsten plate has equivalent mechanical behaviors with that of a fuel plate, which leads to the acceptable use of a surrogate fuel assembly using tungsten/aluminum dispersion meat in various mechanical tests. The surrogate fuel assembly can be utilized for various out-of-pile characteristic tests, which are necessary for the licensing achievement of a research reactor that uses U-Mo dispersion fuel as a driver.
The paper summarizes the irradiation test and post-irradiation examination (PIE) data for the U-Mo low-enriched fuel that was irradiated in the MIR reactor under the RERTR Program. The PIE data were analyzed for both full-size fuel rods and mini-rods with atomized powder dispersed in Al matrix as well as with additions of 2%, 5% and 13% of silicon in the matrix and ZrN protective coating on the fuel particles. The full-size fuel rods were irradiated up to an average burnup of ${\sim}60%^{235}U$; the mini-rods were irradiated to an average burnup of ${\sim}85%^{235}U$. The presented data show a significant increase of the void fraction in the U-Mo alloy as the U-235 burnup rises from ~ 40% up to ~ 85%. The effect of irradiation test conditions and U-235 burnup were analyzed with regard to the formation of an interaction layer between the matrix and fuel particles as well as generation of porosity in the U-Mo alloy. Shown here are changes in distribution of U fission products as the U-235 burnup increases from ~ 40% up to ~ 85%.
Since 2001, a series of five irradiation test campaigns for atomized U-Mo dispersion fuel rods, KOMO-1, -2, -3, -4, and -5, has been conducted at HANARO (Korea) in order to develop high performance low enriched uranium dispersion fuel for research reactors. The KOMO irradiation tests provided valuable information on the irradiation behavior of U-Mo fuel that results from the distinct fuel design and irradiation conditions of the rod fuel for HANARO. Full size U-Mo dispersion fuel rods of 4-5 $g-U/cm^3$ were irradiated at a maximum linear power of approximately 105 kW/m up to 85% of the initial U-235 depletion burnup without breakaway swelling or fuel cladding failure. Electron probe microanalyses of the irradiated samples showed localized distribution of the silicon that was added in the matrix during fuel fabrication and confirmed its beneficial effect on interaction layer growth during irradiation. The modifications of U-Mo fuel particles by the addition of a ternary alloying element (Ti or Zr), additional protective coatings (silicide or nitride), and the use of larger fuel particles resulted in significantly reduced interaction layers between fuel particles and Al.
Lee, Jeongmook;Park, Jai Il;Youn, Young-Sang;Ha, Yeong-Keong;Kim, Jong-Yun
Nuclear Engineering and Technology
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v.49
no.3
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pp.645-650
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2017
This technical note demonstrates the feasibility of using laser ablation inductively coupled plasma mass spectrometry for the characterization of U-7Mo/Ale5Si dispersion fuel. Our measurements show 5.0% Relative Standard Deviation (RSD) for the reproducibility of measured $^{98}Mo/^{238}U$ ratios in fuel particles from spot analysis, and 3.4% RSD for $^{98}Mo/^{238}U$ ratios in a NIST-SRM 612 glass standard. Line scanning allows for the distinction of U-7Mo fuel particles from the Al-5Si matrix. Each mass spectrum peak indicates the presence of U-7Mo fuel particles, and the time width of each peak corresponds to the size of that fuel particle. The size of the fuel particles is estimated from the time width of the mass spectrum peak for $^{98}Mo$ by considering the scan rate used during the line scan. This preliminary application clearly demonstrates that laser ablation inductively coupled plasma mass spectrometry can directly identify isotope ratios and sizes of the fuel particles in U-Mo/Al dispersion fuel. Once optimized further, this instrument will be a powerful tool for investigating irradiated dispersion fuels in terms of fission product distributions in fuel matrices, and the changes in fuel particle size or shape after irradiation.
Kim, Ki-Hwan;Jang, Se-Jung;Hyun suk Ahn;Park, Jong-Man;Kim, Chang-Kyu;Sohn, Dong-Seong
Proceedings of the Korean Nuclear Society Conference
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1998.05b
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pp.273-278
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1998
The phase stability of atomized U-10wt. %Mo powder and the thermal compatibility of dispersed fuel meats at 40$0^{\circ}C$ and 50$0^{\circ}C$ have been characterized. Atomized U-10Mo powder has a good \ulcorner-U phase stability, and excellent thermal compatibility with aluminum matrix in a dispersion fuel. It is thought that the good phase stability is related to th large supersaturation of Mo atoms in the atomized particles. The reasons for the excellent thermal compatibility have been considered to be as follows. Before thermal decomposition of ${\gamma}$-U in particle, supersaturated Mo atoms at ${\gamma}$-U grain boundaries inhibit the diffusion of Al atoms. After thermal decomposition of ${\gamma}$-U into ${\gamma}$-U and U$_2$Mo, the intermetallic compound of U$_2$Mo seems to retard the penetration of Al atoms. The penetration mechanisms of aluminum atoms in the atomized particles are assumed be classified as (a) diffusion through the reacted layer between fuel particles and Al matrix leaving a kernel-like unreacted island and (b) diffusion along grain boundaries showing several unreacted islands and more reacted regions.
High-performance research reactors require fuel that operates at high specific power to high fission density, but at relatively low temperatures. Research reactor fuels are designed for efficient heat rejection, and are composed of assemblies of thin-plates clad in aluminum alloy. The development of low-enriched fuels to replace high-enriched fuels for these reactors requires a substantially increased uranium density in the fuel to offset the decrease in enrichment. Very few fuel phases have been identified that have the required combination of very-high uranium density and stable fuel behavior at high burnup. U-Mo alloys represent the best known tradeoff in these properties. Testing of aluminum matrix U-Mo aluminum matrix dispersion fuel revealed a pattern of breakaway swelling behavior at intermediate burnup, related to the formation of a molybdenum stabilized high aluminum intermetallic phase that forms during irradiation. In the case of monolithic fuel, this issue was addressed by eliminating, as much as possible, the interfacial area between U-Mo and aluminum. Based on scoping irradiation test data, a fuel plate system composed of solid U-10Mo fuel meat, a zirconium diffusion barrier, and Al6061 cladding was selected for development. Developmental testing of this fuel system indicates that it meets core criteria for fuel qualification, including stable and predictable swelling behavior, mechanical integrity to high burnup, and geometric stability. In addition, the fuel exhibits robust behavior during power-cooling mismatch events under irradiation at high power.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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