This study investigated the applicability of Triplex SiC cladding to Korean PWRs and feasibility of extension of maximum fuel discharge burnup. Since the Triplex Silicon carbide (SiC) cladding has a number of desirable properties, it is an emerging option to replace the current zircaloy cladding. This study covered core design with Triplex SiC cladding rods, evaluation of its performance during steady-state operation, evaluation of its integrity under accident conditions, and suggestion of the optimized Triplex cladding rod design for Korean PWRs.
The core design with the Triplex SiC cladding resulted in longer EFPD, higher discharge burnup, and higher peak burnup due to smaller neutron absorption cross-section of SiC. Most core design parameters were comparable to ZIRLO cladding. These results revealed that the application of the Triplex SiC cladding may have not such big challenges in terms of nuclear core design with extended burnup.
The results of performance analysis showed that the Triplex SiC cladding rod has good performance during steady-state operation. This study found that the slow rate of gap closure can lead to the delay of PCMI and the reduction of mechanical stress on the cladding. However, the lower thermal conductivity of the Triplex cladding after irradiation leads to higher fuel temperature, higher fission gas release, higher RIP, and greater fuel swelling.
This study suggested various options of improved rod designs based on the results of evaluations performed to confirm the integrity of the Triplex SiC cladding rod under accident conditions such as RIA and LBLOCA. The suggested Triplex rod designs were re-examined for confirming their performance at steady-state operation and their integrity under accident conditions. As a result, Triplex SiC cladding rod design with the best performance was selected: the Triplex SiC cladding rod with 20 inch plenum length and 10% central void pellet. The steady-state performance and integrity under accident conditions of the selected Triplex SiC cladding rod were confirmed in this study up to the extended burnup of 100 GWD/MTU. As a result, we can say that the Triplex SiC cladding rod with 20 inch plenum length and 10% central void pellet is applicable to Korean PWRs with the extended burnup of 100 GWD/MTU as an effective replacement for the zircaloy cladding rod.
Silicon carbide [SiC] 핵연료 피복관은 SiC의 물리적 및 화학적 안전성, 높은 강도 와 용융온도, 낮은 산화율과 수소 발생률 등의 특성으로 인해 원전 안전여유도를 현저히 증가시킬 것으로 예상되며, 현재 상용 원전에서 사용되는 지르칼로이 피복관(zircaloy cladding)을 대체할 수 있을 것으로 기대된다. 또한 SiC가 가지는 장점들은 현재 60 GWD/MTU로 제한되어 있는 연료봉 최대 방출 연소도를 증가시켜 원전 경제성을 높일 수 있을 것으로 예상된다. 본 논문에서는 Triplex SiC 피복관 핵연료에 대하여 노심설계를 수행하고, 정상상태에서의 성능과 사고 조건하에서의 건전성 평가를 수행하여, 한국 가압경수로(PWR)를 대상으로 동 피복관의 적용성을 연구하였다.
Triplex SiC 피복관은 안쪽의 SiC monolith와 이를 휘 감고 있는 SiC fiber-composite, 그리고 barrier coating 등의 세 층으로 구성된다. 동 피복관의 적용성 평가에서는 OPR1000과 APR1400에 장전되는 PLU7 핵연료를 대상으로 그 제원을 유지한 상태에서ZIRLO 피복관을 Triplex SiC 피복관으로 대체하였다. Triplex SiC 피복관 핵연료봉을 사용하여 OPR1000 노심을 재설계한 결과, 중성자흡수단면적이 상대적으로 적은 SiC 특성으로 인하여 기존 ZIRLO 피복관 핵연료보다 유효 전출력운전일(Effective Full Power Days, EFPD)이 약 3% 증가됨을 알 수 있었다. 또한 타 노심변수들은 기존과 큰 차이가 없어, 노심설계 측면에서 Triplex SiC 피복관의 적용성이 확인되었다.
또한 본 논문에서는, 상기 노심조건하의 Triplex SiC 피복관 핵연료에 대한 정상상태 성능해석을 수행하였으며, 동 해석에서는 Triplex SiC 피복관 모델이 이식된 FRAPCON-3.4 코드를 사용하였다. Triplex 피복관 핵연료의 정상상태 성능은 지르칼로이 피복관과 다른 대표적인 두 가지 특성에 따라 결정된다고 볼 수 있다. 즉, Triplex SiC 피복관 핵연료봉에서는 펠렛(pellet)과 피복관 사이의 간극이 상대적으로 오랜 기간 유지되며, 연소도 100 GWD/MTU까지 펠렛-피복관 접촉(pellet-cladding mechanical contact, PCMI)에 따른 응력이 발생하지 않는 것으로 나타났다. 이러한 특징은 연소도 증가 및 안전여유도 향상을 가져올 것으로 판단된다. Triplex SiC 피복관의 또 다른 특징은 조사 후 열전도도가 지르칼로이 피복관의 약 1/3 수준으로 급격히 감소하는 것이다. 열전도도 감소는 펠렛 온도 증가, 핵분열가스방출 증가, 연료봉 내압 증가 등을 초래하며 안전여유도를 감소시킬 수 있는 것으로 나타났다. 또한 FRAPTRAN-1.4를 사용한 반응도증가 사고 (reactivity initiated accident, RIA) 해석과 RELAP5/MOD3.3을 사용한 대형냉각재상실사고 (large-break loss-of coolant accident, LBLOCA) 해석에서는 Triplex SiC 피복관 핵연료봉의 건전성을 강화하기 위한 설계개선의 필요성이 제기되었다.
따라서 본 논문에서는 Triplex 피복관 핵연료의 정상상태 성능 개선과 사고 조건에서의 건전성 확보 및 안전성 강화, 그리고 이를 통한 동 피복관의 한국 가압경수로에의 적용을 위해 현재의 원전설계를 유지하는 범위 내에서 가능한 핵연료봉 설계개선안을 제시하였다. 설계개선안으로서 핵연료봉의 플레넘 길이를 늘이는 방안과 펠렛 중앙에 체적대비 10% 공간을 가지는 annular 펠렛의 도입이 고려되었다. 다양한 길이의 플레넘 길이와 annular 펠렛의 조합을 가진 설계개선안들에 대한 성능해석과 사고조건에서의 건전성을 평가하였다. 그 결과, Triplex SiC 피복재 핵연료의 플레넘 길이를 현재의 두 배, 즉, 50.8 cm (20 inch)로 증가시키고 annular 펠렛을 도입할 경우 정상상태 성능이 개선될 뿐 아니라 사고조건에서도 충분한 안전여유도를 가지고 핵연료 건전성이 확보됨을 알 수 있었다. 본 논문에서는 이러한 평가 결과를 통해, 안전성 관점에서 Triplex SiC 피복관 핵연료에 대한 한국 가압경수로 적용성을 확인하였으며, 핵연료 방출연소도는 약 100 GWD/MTU까지 증가 가능한 것으로 확인하였다.
