Han, Jeon G.;Lee, Jae s. J;Kim, Hyung J.;Keun Song;Park, Byung H.;Guoy Tang;Keun Song
한국진공학회지
/
제4권S2호
/
pp.100-105
/
1995
Nitrogen implantation process has been applied for improvement of wear resistance of Zircaloy-4 fuel cladding materials. Nitrogen was implanted at 120keV to a total dose range of $1\times 10^{17}$ions/$\textrm{cm}^2$ to $1\times 10^{18}$ions/$\textrm{cm}^2$ at various temperatures between $270^{\circ}C$ and $671^{\circ}C$. The microstructure changes by nitrogen implantation were analyzed by XRD and AES and wear behavior was evaluated by performing ball-on-disc type wear testing at various loads and sliding velocities under unlubricated condition. Nitrogen implantation produced ZrNx nitride above $3\times 10^{17}$ions/$\textrm{cm}^2$ as well as heavy dislocations, which resluted in an increase in microhardness of the implanted surface of up to 1400 $H_k$ from 200 $H_k$ of unimplanted substrate. Hardness was also found to be increased with increasing implantation temperature up to 1760 $H_k$ at $620^{\circ}C$. The wear resistance was greatly improved as total ion dose and implantation temperature increased. The effective enhancement of wear resistance at high dose and temperature is believed to be due to the significant hardening associated with high degree of precipitation of Zr nitrides and generation of prismatic dislocation loops.
High bum-up fuel technology has been developed through a national R&D program, which covers key technology areas such as claddings, $UO_2$ pellets, spacer grids, performance code, and fuel assembly tests. New cladding alloys were developed through alloy designs, tube fabrication, out-of-pile test and in-reactor test. The new Zr-Nb tubes are found to be much better in their corrosion resistance and creep strength than the Zircaloy-4 tube, owing to an optimized composition and heat treatment of the new Zr-Nb alloys. A new fabrication technology for large grain $UO_2$ pellets was developed using various uranium oxide seeds and a micro-doping of Al. The uranium oxide seeds, which were added to $UO_2$ powder, were prepared by oxidizing and heat-treating scrap $UO_2$ pellets. A $UO_2$ pellet containing tungsten channels was fabricated for a thermal conductivity enhancement. For the fuel performance analysis, new high burnup models were developed and implemented in a code. This code was verified by an international database and our own database. The developed spacer grid has two features of contoured contact spring and hybrid mixing vanes. Mechanical and hydraulic tests showed that the spacer grid is superior in its rodsupporting, wear resistance and CHF performance. Finally, fuel assembly test technology was also developed. Facilities for mechanical and thermal hydraulic tests were constructed and are now in operation. Several achievements are to be utilized soon by the Korea Nuclear Fuel and thereby contribute to the economy and safety of PWR fuel in Korea
고온 및 고압의 가혹한 방사선 분위기에서 사용되는 핵연료 피복관은 중성자 조사 및 수소화합물의 생성 등으로 인하여 기계적 성질이 저하된다. 따라서 조사된 핵연료 피복관의 손상기준 확립과 안전성 해석을 위해서는 연성 및 강도 등 기계적 특성을 정확히 이해하여야 할 필요가 있다. 핵연료 피복관의 종 및 횡 방향 인장특성 평가를 위하여 개발된 기존의 다양한 시험법들을 비교하고, 핫셀시험에 적합한 인장시험법을 개발하였다. 피복관의 종방향 인장시편은 튜브시편 또는 게이지부 내에서 균일한 변형률 분포를 얻도록 설계된 도그본 튜브시편(그림 1)을 사용한다. 피복관의 횡방향 인장시험에 사용되는 링시편(그림 2)은 게이지부 내에서 균일한 단축 원환변형율 분포 또는 평면변형율 조건을 나타내도록 설계한다. 연소 또는 조사된 피복관으로부터 시편을 제작하기 위해서는 핫셀 내에서 작업 이 가능한 방전가공기(그림 3)를 사용한다. 피복관의 종방향 인장시험용그립(grip)은 핀-부하형이며, 횡방향 인장시험의 경우는 시험 동안 시편의 곡률이 일정하게 유지 되도록 그립의 형상 및 치수를 결정한다(그림 4). 피복관의 종 및 횡방향 강도와 변형 등 기계적 특성을 평가하기 위한 응력-변형율 곡선은 시험기의 복합 강성(K)을 고려하여 결정한다. 이상과 같이 검토된 인장시험법은 피복관의 안전성 해석(safety analysis)과 관련 규정(regulatory)에서 사용되는 피복관 손상기준(fuel damage criteria)의 개선에 필수적인 자료를 제공한다.
In order to evaluate the effect of alloying elements (Nb and Sn) on the wear resistance of advanced Zr fuel claddings, sliding wear tests have been performed in room temperature air and water and these results were compared with those of commercial alloys such as Zircaloy-4, A and B alloys. As a result, the advanced Zr fuel claddings have a similar wear resistance compared with the commercial alloys. The wear resistance of the advanced Zr fuel claddings is closely releted to the content of Nb and Sn even though the effects of transition elements are involved in deforming wear properties. In the tested specimens with similar Sn content, wear volume became down to a minimum at $0.4\;wt\;\%$ Nb, then rapidly increased at 1.0 wt Nb. This behavior results in the variation of grain size with alloying contents. But Sn did not have a significant effect on the wear volume of advanced Zr fuel claddings below $1.1\;wt\%$. The relationship between alloying elements and wear behaviour was evaluated and discussed using material compatibility factor.
The present study was aimed at investigating the effect of welding parameters such as welding current, electrode force(or squeeze force) and parts cleaning on the sound weld, and establishing the most reliable weld conditions for HWP(Heavy Water Reactor) fuel end capping with the resistance upset butt welding. Major results obtained are as follows. 1. The amount of sound weld was increased with increasing weld current(5.0-11KA) because the activated diffusion with increasing heat generation played an important role in eliminating the porosity and weld line in the weld interface. 2. It was found that weld current was not significantly influenced by the electrode force although the increase of it caused a slight increase of weld current and upset deformation. 3. Acetone rinsing before drying for the Zircaloy-4 end cap cleaning produced the reliable sound weld because it would remove the remaining solvent and surface films, and provided the uniform contact between the end cap and the tube. 4. The optimum welding conditions for fuel end capping by a resistance upset hytt welding are obtained as follows. weld current: 10-11KA, electrode force: 62-90KPa parts cleaning: vapor degreasing.rarw.water, acetone rinsing.rarw.drying.
The indigenous nuclear power program of India is based mainly on a series of Pressurised Heavy Water Reactors (PHWRs). A burst correlation for Indian PHWR fuel claddings has been developed and empirical burst parameters are determined. The burst correlation is developed from data available in literature for single-rod transient burst tests performed on Indian PHWR claddings in inert environment. The heating rate and internal overpressure were in the range of 7 K/s-73 K/s and 3 bar-80 bar, respectively, during the burst tests. A burst criterion for inert environment, which assumes that deformation is controlled by steady state creep, has been developed using the empirical burst parameters. The burst criterion has been validated with experimental data reported in literature and the prediction of burst parameters is in a fairly good agreement with the experimental data. The burst criterion model reveals that increasing the heating rate increases the burst temperature. However, at higher heating rates, burst strain is decreased considerably and an early rupture of the claddings without undergoing considerable ballooning is observed. It is also found that the degree of anisotropy has significant influence on the burst temperature and burst strain. With increasing degree of anisotropy, the burst temperature for claddings increases but there is a decrease in the burst strain. The effect of anisotropy in the ${\alpha}$-phase is carried over to ${\alpha}+{\beta}$-phase and its effect on the burst strain in the ${\alpha}+{\beta}$-phase too can be observed.
원자력 발전소의 반응로에는 핵분열 에너지를 생성하고 방사성 물질의 유출을 막는 핵연료 집합체가 있으며, 이러한 집합체는 핵연료와 피복관으로 구성되어 있는 핵 연료봉으로 구성되어 있다. 원자로에서 핵연료봉 거동의 안전성을 평가하기 위해 해석적인 방법을 적용하며 이러한 평가 코드를 핵 연료 성능 코드라 한다. 경수로 핵연료 해석에서는 간극의 두께에 따라 열전도도가 크게 영향을 받는 간극 열전도도가 주요 거동해석에 영향을 미친다. 본 연구에서는 간극 두께에 따라 열전도도가 변화하는 3 차원 간극 요소(Gap element)를 제안하였으며, 이를 적용하기 위해 3 차원 열탄성 모듈을 FORTRAN90을 이용하여 개발하였다. 제안된 3 차원 간극 요소를 이용하여 핵 연료봉에서 발생할 수 있는 비대칭적인 형상인 핵 연료 표면에 결함이 생긴 경우 MPS(Missing Pellet Surface)와 핵연료봉의 편심(Eccentricity of the nuclear fuel rod) 형상에 대하여 3 차원 해석을 진행하였다.
A $ZrO_2$ thin film as a corrosion protective layer was deposited on Zircaloy-4 (Z-4) clad material using $N_2O$ as a reactive gas by RF reactive magnetron sputtering at room temperature. The Z-4 substrate was located in plasma or out of plasma during the $ZrO_2$ deposition process to investigate mechanical and corrosive properties for the plasma immersion. Tetragonal and monoclinic phases were existed in $ZrO_2$ thin film immersed in plasma. We observed that a grain size of the $ZrO_2$ thin film immersed in plasma state is larger than that of the $ZrO_2$ thin film out of plasma state. In addition, the corrosive property of the $ZrO_2$ thin films in the plasma was characterized using the weight gains of Z-4 after the corrosion test. Compared with the $ZrO_2$ thin film immersed out of plasma, the weight gains of $ZrO_2$ thin film immersed in plasma were larger. These results indicate that the $ZrO_2$ film with the tetragonal phase in the $ZrO_2$ can protect the Z-4 from corrosive phenomena.
Husam Khalefih;Taesuk Oh;Yunseok Jeong;Yonghee Kim
Nuclear Engineering and Technology
/
제55권7호
/
pp.2578-2590
/
2023
In this work, a 24-month two-batch fuel management strategy for the APR1400 using LEU + has been investigated, where enrichments of 5.9 and 5.2 w/o are utilized in lieu of the conventional 4-5 w/o UO2 fuel. In addition, an Accident Tolerant Fuel (ATF) clad based on the swaging technology is applied to APR1400 fuel assemblies. In this special ATF clad design, both outer and inner SS316 layers protect the conventional zircaloy clad. Erbia (Er2O3) is introduced as a burnable absorber with two-fold goals to lower the critical boron concentration in the long-cycle LEU + loaded core as well as to handle the LEU + fuel in the existing front-end fuel facilities without renewing the license. Two types of fuel assemblies with different loading of gadolinia (Gd2O3) are considered to control both the reactivity and the core radial power distribution. The erbia burnable absorber is uniformly admixed with UO2 in all fuel pins except for the gadolinia-bearing ones. In this study, two core designs were devised with different erbia loading, and core performance and safety parameters were evaluated for each case in comparison with a core design without any burnable absorbers. The core analysis was done using the two-step method. First, cross-sections are generated by the SERPENT 2 Monte Carlo code, and the 3-D neutronic analysis is performed with an in-house multi-physics nodal code KANT.
본 웹사이트에 게시된 이메일 주소가 전자우편 수집 프로그램이나
그 밖의 기술적 장치를 이용하여 무단으로 수집되는 것을 거부하며,
이를 위반시 정보통신망법에 의해 형사 처벌됨을 유념하시기 바랍니다.
[게시일 2004년 10월 1일]
이용약관
제 1 장 총칙
제 1 조 (목적)
이 이용약관은 KoreaScience 홈페이지(이하 “당 사이트”)에서 제공하는 인터넷 서비스(이하 '서비스')의 가입조건 및 이용에 관한 제반 사항과 기타 필요한 사항을 구체적으로 규정함을 목적으로 합니다.
제 2 조 (용어의 정의)
① "이용자"라 함은 당 사이트에 접속하여 이 약관에 따라 당 사이트가 제공하는 서비스를 받는 회원 및 비회원을
말합니다.
② "회원"이라 함은 서비스를 이용하기 위하여 당 사이트에 개인정보를 제공하여 아이디(ID)와 비밀번호를 부여
받은 자를 말합니다.
③ "회원 아이디(ID)"라 함은 회원의 식별 및 서비스 이용을 위하여 자신이 선정한 문자 및 숫자의 조합을
말합니다.
④ "비밀번호(패스워드)"라 함은 회원이 자신의 비밀보호를 위하여 선정한 문자 및 숫자의 조합을 말합니다.
제 3 조 (이용약관의 효력 및 변경)
① 이 약관은 당 사이트에 게시하거나 기타의 방법으로 회원에게 공지함으로써 효력이 발생합니다.
② 당 사이트는 이 약관을 개정할 경우에 적용일자 및 개정사유를 명시하여 현행 약관과 함께 당 사이트의
초기화면에 그 적용일자 7일 이전부터 적용일자 전일까지 공지합니다. 다만, 회원에게 불리하게 약관내용을
변경하는 경우에는 최소한 30일 이상의 사전 유예기간을 두고 공지합니다. 이 경우 당 사이트는 개정 전
내용과 개정 후 내용을 명확하게 비교하여 이용자가 알기 쉽도록 표시합니다.
제 4 조(약관 외 준칙)
① 이 약관은 당 사이트가 제공하는 서비스에 관한 이용안내와 함께 적용됩니다.
② 이 약관에 명시되지 아니한 사항은 관계법령의 규정이 적용됩니다.
제 2 장 이용계약의 체결
제 5 조 (이용계약의 성립 등)
① 이용계약은 이용고객이 당 사이트가 정한 약관에 「동의합니다」를 선택하고, 당 사이트가 정한
온라인신청양식을 작성하여 서비스 이용을 신청한 후, 당 사이트가 이를 승낙함으로써 성립합니다.
② 제1항의 승낙은 당 사이트가 제공하는 과학기술정보검색, 맞춤정보, 서지정보 등 다른 서비스의 이용승낙을
포함합니다.
제 6 조 (회원가입)
서비스를 이용하고자 하는 고객은 당 사이트에서 정한 회원가입양식에 개인정보를 기재하여 가입을 하여야 합니다.
제 7 조 (개인정보의 보호 및 사용)
당 사이트는 관계법령이 정하는 바에 따라 회원 등록정보를 포함한 회원의 개인정보를 보호하기 위해 노력합니다. 회원 개인정보의 보호 및 사용에 대해서는 관련법령 및 당 사이트의 개인정보 보호정책이 적용됩니다.
제 8 조 (이용 신청의 승낙과 제한)
① 당 사이트는 제6조의 규정에 의한 이용신청고객에 대하여 서비스 이용을 승낙합니다.
② 당 사이트는 아래사항에 해당하는 경우에 대해서 승낙하지 아니 합니다.
- 이용계약 신청서의 내용을 허위로 기재한 경우
- 기타 규정한 제반사항을 위반하며 신청하는 경우
제 9 조 (회원 ID 부여 및 변경 등)
① 당 사이트는 이용고객에 대하여 약관에 정하는 바에 따라 자신이 선정한 회원 ID를 부여합니다.
② 회원 ID는 원칙적으로 변경이 불가하며 부득이한 사유로 인하여 변경 하고자 하는 경우에는 해당 ID를
해지하고 재가입해야 합니다.
③ 기타 회원 개인정보 관리 및 변경 등에 관한 사항은 서비스별 안내에 정하는 바에 의합니다.
제 3 장 계약 당사자의 의무
제 10 조 (KISTI의 의무)
① 당 사이트는 이용고객이 희망한 서비스 제공 개시일에 특별한 사정이 없는 한 서비스를 이용할 수 있도록
하여야 합니다.
② 당 사이트는 개인정보 보호를 위해 보안시스템을 구축하며 개인정보 보호정책을 공시하고 준수합니다.
③ 당 사이트는 회원으로부터 제기되는 의견이나 불만이 정당하다고 객관적으로 인정될 경우에는 적절한 절차를
거쳐 즉시 처리하여야 합니다. 다만, 즉시 처리가 곤란한 경우는 회원에게 그 사유와 처리일정을 통보하여야
합니다.
제 11 조 (회원의 의무)
① 이용자는 회원가입 신청 또는 회원정보 변경 시 실명으로 모든 사항을 사실에 근거하여 작성하여야 하며,
허위 또는 타인의 정보를 등록할 경우 일체의 권리를 주장할 수 없습니다.
② 당 사이트가 관계법령 및 개인정보 보호정책에 의거하여 그 책임을 지는 경우를 제외하고 회원에게 부여된
ID의 비밀번호 관리소홀, 부정사용에 의하여 발생하는 모든 결과에 대한 책임은 회원에게 있습니다.
③ 회원은 당 사이트 및 제 3자의 지적 재산권을 침해해서는 안 됩니다.
제 4 장 서비스의 이용
제 12 조 (서비스 이용 시간)
① 서비스 이용은 당 사이트의 업무상 또는 기술상 특별한 지장이 없는 한 연중무휴, 1일 24시간 운영을
원칙으로 합니다. 단, 당 사이트는 시스템 정기점검, 증설 및 교체를 위해 당 사이트가 정한 날이나 시간에
서비스를 일시 중단할 수 있으며, 예정되어 있는 작업으로 인한 서비스 일시중단은 당 사이트 홈페이지를
통해 사전에 공지합니다.
② 당 사이트는 서비스를 특정범위로 분할하여 각 범위별로 이용가능시간을 별도로 지정할 수 있습니다. 다만
이 경우 그 내용을 공지합니다.
제 13 조 (홈페이지 저작권)
① NDSL에서 제공하는 모든 저작물의 저작권은 원저작자에게 있으며, KISTI는 복제/배포/전송권을 확보하고
있습니다.
② NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 상업적 및 기타 영리목적으로 복제/배포/전송할 경우 사전에 KISTI의 허락을
받아야 합니다.
③ NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 보도, 비평, 교육, 연구 등을 위하여 정당한 범위 안에서 공정한 관행에
합치되게 인용할 수 있습니다.
④ NDSL에서 제공하는 콘텐츠를 무단 복제, 전송, 배포 기타 저작권법에 위반되는 방법으로 이용할 경우
저작권법 제136조에 따라 5년 이하의 징역 또는 5천만 원 이하의 벌금에 처해질 수 있습니다.
제 14 조 (유료서비스)
① 당 사이트 및 협력기관이 정한 유료서비스(원문복사 등)는 별도로 정해진 바에 따르며, 변경사항은 시행 전에
당 사이트 홈페이지를 통하여 회원에게 공지합니다.
② 유료서비스를 이용하려는 회원은 정해진 요금체계에 따라 요금을 납부해야 합니다.
제 5 장 계약 해지 및 이용 제한
제 15 조 (계약 해지)
회원이 이용계약을 해지하고자 하는 때에는 [가입해지] 메뉴를 이용해 직접 해지해야 합니다.
제 16 조 (서비스 이용제한)
① 당 사이트는 회원이 서비스 이용내용에 있어서 본 약관 제 11조 내용을 위반하거나, 다음 각 호에 해당하는
경우 서비스 이용을 제한할 수 있습니다.
- 2년 이상 서비스를 이용한 적이 없는 경우
- 기타 정상적인 서비스 운영에 방해가 될 경우
② 상기 이용제한 규정에 따라 서비스를 이용하는 회원에게 서비스 이용에 대하여 별도 공지 없이 서비스 이용의
일시정지, 이용계약 해지 할 수 있습니다.
제 17 조 (전자우편주소 수집 금지)
회원은 전자우편주소 추출기 등을 이용하여 전자우편주소를 수집 또는 제3자에게 제공할 수 없습니다.
제 6 장 손해배상 및 기타사항
제 18 조 (손해배상)
당 사이트는 무료로 제공되는 서비스와 관련하여 회원에게 어떠한 손해가 발생하더라도 당 사이트가 고의 또는 과실로 인한 손해발생을 제외하고는 이에 대하여 책임을 부담하지 아니합니다.
제 19 조 (관할 법원)
서비스 이용으로 발생한 분쟁에 대해 소송이 제기되는 경우 민사 소송법상의 관할 법원에 제기합니다.
[부 칙]
1. (시행일) 이 약관은 2016년 9월 5일부터 적용되며, 종전 약관은 본 약관으로 대체되며, 개정된 약관의 적용일 이전 가입자도 개정된 약관의 적용을 받습니다.