Nuclear power plant, which generates the electricity using the thermal energy that is dissipated from the nuclear fission, plays a central role as a clean energy because it emits less carbon dioxide compared to the fossil fuel power plant. However, the fuel rod continuously comes to the fore in aspect of the nuclear safety because of the exposure of a radioactive matter.
In a nuclear power plant, there is the fuel assembly composed of a number of fuel rods and the power is generated by utilizing the heat obtained via nuclear fission. The fuel rod consists of the pellet and the cladding which covers the pellet. It is important to predict the Pellet-Cladding Mechanical Interaction(PCMI) to assess the safety during the fuel burn-out. In order to ensure the safety in the fuel rod, three-dimensional analysis has been conducted to predict accurately the deformed shape of the fuel rod in this work. Taking account of the fuel fragment during fuel burn-out, thermo-mechanical simulation has been implemented to deal with the gap conductance between the fuel and the cladding. The elasto-plastic model was applied to the metal cladding in order to improve the accuracy of the fuel interpretation. By using the three-dimensional analysis module, the cladding tube showed the bamboo effect which does not occur in the low dimensional analysis. The 3D finite element module has been developed using FORTRAN90 and the elasto-plastic module considering the contact was verified using a theoretical contact problem with a true solution.
To evaluate PCMI behavior of the fuel rod, 3D FE module has been linked with FRAPCON-3.4 which is the NRC’s fuel performance code for the calculation of steady-state thermal-mechanical behavior of light-water reactor (LWR) oxide fuel rods for long-term and high burn-up. The power ramp database (REGATE) in the test reactor was employed. The linked FE module is able to show bamboo-shape deformation of the cladding and the von-Mises stress concentration due to ridges that FRAPCON-3.4 is unable to obtain on the cladding outer surface.
원자력 발전소는 우라늄 핵분열을 통한 열을 이용하여 전력을 발전시키며 최근 이산화탄소 방출이 화석 연료를 이용한 발전에 비하여 작기 때문에 전력 생산에 있어 친환경 에너지로 중요한 역할을 하고 있다. 하지만 핵분열 생성물 방출에 대한 안전성 문제는 계속해서 화두로 떠오르고 있다.
열을 발생하는 원자력 발전소 내 원자로에는 가느다란 핵연료봉으로 이루어진 핵연료봉 집합체가 있고 핵분열을 통해 상승된 온도를 이용하여 증기를 발생시킨다. 핵연료봉은 핵연료 펠렛과 이를 둘러 쌓고 방사성 물질을 차단시키는 피복관으로 이루어져 있다. 핵연료가 연소될 시 핵연료와 피복관의 상호작용이 발생하며 이때 가장 중요한 기계적 상호작용이 발생하며 이는 피복관의 건전성에 문제를 야기시킨다.
본 연구에서는 연소 상태를 모사하기 위해 유한요소 해석을 수행하여 핵연료-피복관 기계적 상호작용을 구현하였다. 원자력 발전소에서 안전성은 아주 중요한 사항으로, 다차원 해석을 위해 3차원 FE 모듈을 이용하여 연소 시 보다 실제 핵연료봉의 물리적 현상과 유사한 거동을 모사하였다. 핵연료봉의 과도 출력 상태를 모사하기 위해 핵연료의 조각 상태를 고려하여 계산을 수행하였고, 펠렛과 피복관의 간극이 존재하므로 간극 열전도도를 고려한 열-구조 해석을 진행했다. 또한 금속 지르칼로이로 제작된 피복관의 탄소성을 고려하여 정확한 안전성 평가를 하였다. FORTRAN90을 이용하여 제작된 3차원 유한요소 모듈의 접촉, 탄소성에 대한 수식화는 핵연료 피복관과 비교적 유사한 두꺼운 실린더의 접촉 정해를 통하여 검증을 수행하였다. 해당 3차원 유한요소를 통하여 실제 핵연료봉 연소시 나타나는 피복관의 대나무 현상이 나타남을 알 수 있었다.
핵연료-피복관의 기계적 상호작용에 대해 평가를 하기 위해 미국 원자력 규제 기관인 NRC(Nuclear Regulatory Committee)에서 제작한 정상 운전 상태를 계산하는 FRAPCON-3.4 핵연료봉 성능코드를 사용하였고 이를 3차원 유한요소 모듈과 연계를 하였다. 본 연구에서 제시한 FRAPCON-3D FE 연계 코드의 평가를 위해 국제 원자력 기구(IAEA: International Atomic Energy Agency)에서 수행한 파워 램프 테스트(Power ramp test) 일종인 REGATE 실험 데이터를 이용하였다. 해당 실험 결과를 통하여 기존 FRAPCON코드에서 표현하지 못한 피복관 표면에서의 능선(Ridge) 패턴에 대하여 고찰 하여 안전성을 평가했다.
