The fission product release from the fuel pellet-cladding gap into the coolant through a cladding breach has been investigated for two release processes, i.e., prompt and delayed release processes.
For the prompt release process, a prompt fission gas release model that includes the resistance to gas flow in the gap has been developed and the effects of failure location on prompt fission gas release from the cladding breach have been assessed. A porous media concept (permeability) is used to define the resistance to the gas flow in the tortuous gap. The process of prompt fission gas release from the plenum and the gap into the coolant has been modeled in accordance with three major phenomena: (1) transient gas flow in the gap, (2) the growth of the fission gas bubble while it is still attached to the breach, and (3) the detachment of the fission gas bubble from the breach and mixing with the coolant. The fission gas bubble is assumed to be detached from the cladding of breach as soon as its diameter reaches the predictable detachment diameter. The plenum pressure history and the cumulative mass release fraction by the present model incorporating the friction in the gap have been calculated for the case of Younggwang 3 ＆ 4 nuclear fuel rod as a typical example. The results show that the release behavior of the prompt fission gas with time is different from the frictionless model which has frequently been used in the simplified approach, and that the location of cladding failure is another key factor of the prompt fission gas release process due to the important role of the resistance in the gap on the prompt fission gas release process.
For the delayed release process, a Windows computer code entitled as "CAAP (Coolant Activity Analysis Program)" has been developed to evaluate the number, the degree of failures, and the location of failed fuel rods using primary coolant radioactivity data obtained from operating PWRs. New models are developed and incorporated into the CAAP program to improve some of the drawbacks of existing computer codes. The iodine and noble gas activities obtained by grab sampling and that obtained from the primary coolant radioactivity monitoring system can be used to estimate fuel rod failures with CAAP. For an on-line evaluation of the number of failed fuel rods and the degree of failures, CAAP has been combined with the primary coolant radioactivity monitoring system at Kori 3 ＆ 4 operating nuclear power plants. The validity of the computational models of CAAP has been examined using nuclear power plant data collected. For 29 cycles of PWRs for which ultrasonic inspections were performed at the end of fuel cycles, the number of failed fuel rods has been estimated with CAAP and compared with the ultrasonic inspection results. The results show that CAAP gives a better agreement with the ultrasonic test data than existing models. In addition, CAAP calculations performed to estimate the region and the burnup of the failed fuel rods for 2 cycles, whose locations of failed fuel rods were known, show that CAAP can predict both the region and the burnup of the failed fuel rods accurately.
피복재 파손을 통하여 핵연료 펠릿과 피복재 사이 갭에서 냉각재로 핵분열 생성물이 방출하는데 있어서의 두가지 과정, 즉 즉각방출과정과 지연방출과정에 대한 연구를 수행하였다.
즉각방출과정에 대해서는, 갭내 기체 유동에 대한 저항을 고려한 핵분열기체 즉각방출 모델을 개발하였고, 피복재 파손을 통하여 방출되는 핵분열기체 즉각방출에 대한 파손위치의 영향을 분석하였다. 다공매질 개념 (permeability)을 거친(torturous) 갭에서의 기체 유동에 대한 저항을 정의하기 위하여 사용하였다. 플레넘과 갭에서 냉각재로 핵분열기체가 즉각방출하는 과정을 세가지 주요 현상들로 모델링하였는데, 이들 세가지 현상들은 (1) 갭내에서의 과도 기체 유동, (2) 파손부위에 붙어 있는 핵분열기체 기포의 성장, (3) 파손부위로부터 핵분열기체 기포의 이탈 및 냉각재와의 혼합 등이다. 핵분열기체는 예측가능한 이탈직경에 도달하자마자 파손부위에서 떨어져 나간다고 가정하였다. 갭에서의 마찰을 고려한 본 모델로 플레넘 압력이력과 누적질량방출률을 영광 3, 4 호기 핵연료에 대하여 계산하였다. 그 결과는 시간에 따른 핵분열기체 즉각방출 거동이 단순한 계산에 종종 이용하고 있는 마찰을 전혀 고려하지 않은 모델의 거동과 다르며, 핵분열기체 즉각방출과정에 대한 갭내 저항의 중요한 역할때문에 피복재 파손위치가 핵분열기체 즉각방출과정에 대한 또 하나의 핵심인자임을 보여준다.
지연방출과정에 대해서는, 가동 중인 가압경수로에서 일차냉각재 방사능 데이터를 이용하여 손상핵연료의 개수, 손상정도, 손상위치를 평가할 수 있는 "CAAP (Coolant Activity Analysis Program)"라는 윈도우용 전산코드를 개발하였다. 기존 코드들의 단점을 개선하기 위해서 새롭게 개발된 모델들을 CAAP에 도입하였다. CAAP는 수동시료채취(grab sampling) 뿐만 아니라 일차냉각재 연속감시 장치에서 얻은 요오드 및 불활성기체 방사능을 이용하여 손상핵연료를 평가할 수 있다. 손상핵연료 개수와 손상정도를 연속적으로 평가하기 위해서, CAAP를 고리 3 ＆ 4 호기에 있는 일차냉각재 방사능 연속감시 장치와 연계하였다. CAAP에 도입된 계산모델들은 수집한 원자력 발전소 현장 데이터를 사용하여 검증 하였다. 주기말에 초음파 검사가 수행된 29개의 발전소 주기들에 대해서 CAAP로 손상핵연료 개수를 예측하였고, 초음파 검사 결과와 비교하였다. 그 결과는 CAAP가 기존 모델들 o}릿? 초음파 검사결과와 잘 일치함을 보여준다. 게다가 손상핵연료의 위치가 알려진 2개 주기들에 대해서 손상핵연료의 손상영역과 연소도를 CAAP로 계산하였는데 그 결과는 CAAP가 손상핵연료의 손상영역과 연소도를 정확히 예측할 수 있음을 보여준다.
