In this thesis, the empirical and the theoretical models for fuel rod behavior in a power reactor are synthesized to investigate the performance of fuel rods loaded in Ko-Ri unit 1. The temperature profile, elastic and creep deformation, stress distribution and rod internal pressure are predicted based on the proposed models of fuel densification, swelling and fission gas migration in the grains of uranium dioxide.
The performance of the fuel rods are numerically calculated applying an integral computer code, FROD 1.0.
The fuel rods satisfy all the safety criteria for the steady-state power history of maximum power and maximum burnup during cycle 1,2 and 3, and even for the worst case within 2σ(95% confidence) bounds of stochastic design parameters.
It is found that overpower ramp accidents result in fuel rod failure after the maximum fuel duty during cycle 1,2 and 3 because of the fuel-clad mechanical interaction.
It is recommended to lower the allowed peaking factors and/ or the maximum power ratings of Ko-Ri unit 1 in order to eliminate fuel rod defects. And further study on the safety analysis of fuel rods is suggested for including iodine stress corrosion cracking problem.
고리 1호 원자력 발전소에 장진된 핵 연료봉에 대한 성능 분석을 위하여 동력로내에서 핵 연료봉의 행동에 관한 모형을 종합화 하였다.
연료 소자의 고밀화, 팽창 현상 및 이산화 우라늄 결정립내에서 핵 분열 기체의 이동을 고려하여 온도 분포, 응력 분포, 탄성 및 Creep 변형도 그리고 피복관 내부 압력을 예측하였다.
종합적인 전산코-드 FROD1.0 을 사용하여 수치 해석법으로 핵 연료봉의 안정성을 검토하였다.
핵 연료봉은 정상 가동때에, 주계적 설계 변수들을 95% 신뢰 구간 내에서 최악의 조건으로 결합시켰을 경우에 대해서도 모든 안전 기준을 만족하였다.
최대 출력과 최대 연소도의 출력 경로에서 과잉 출력 폭주사고는 연료 소자와 피복관의 역학적 작용에 의한 피복관의 파손을 유발하였다.
본 논문에서는 결론으로서 고리 1호 원자력 발전소의 부하 추종 운전에서 핵 연료봉의 안전을 위하여, 허용된 Peaking Factor 또는 최대 정격 출력을 내릴 것을 제의하였다. 그리고 앞으로의 안전 분석에 요-드에 의한 응력부식 균열 문제를 고려할 것을 제안하였다.
