For a PWR, the prediction method based on an analytical model and visual technique is developed to estimate the escape rates of fission products through a defective cladding, the mass of tramp uranium in the primary coolant, and the number of defective fuels, by using the measured activities of $^{131}I$, $^{133}I$, and $^{135}I$ in the primary coolant in the steady-state operation.
The analytical model represents the mass blance of fission products for three regions, i.e, the pellet, gap, and coolant.
In the pellet region, the fission products produced by fission are proposed to be released into the gap by three mechanisms which are recoil, knock-out, and temperature-enhanced migration.
In the gap, the inventory of fission products is determined by those released from the fuel and escaping into the coolant through the defective cladding.
The concentrations of fission products in the primary coolant are dependent on the escape rates of the fission products, removal rates from the coolant due to the clean-up system, and release rates of fission products into the coolant by fissioning of tramp uranium.
Based on the analytical model, the computer program, EDFIP (the Evaluation of Defective Fuels In PWRs), is developed.
By using EDFIP, a map is drawn, which shows the relationships of the escape rates of fission products through the defective cladding and the mass of tramp uranium in the primary coolant circuit in terms of the activity ratios of $^{131}I/^{133}I$ and $^{135}I/^{133}I$.
To test the validity of the present method, the results calculated by the present model are compared with those of the sipping tests conducted during the EOC 1 and 2 of KORI - 1.
In the first cycle, it is estimated that there were 2 clad failures, and that the maximum mass of tramp uranium was about 102g which corresponds to release of 5 pellets from the fuel to coolant.
The sipping tests conducted during the EOC 1 showed 2 defected assemblies.
In the second cycle, the EDFIP code predicted 4 clad failures and tramp uranium of 268g which corresponds to 13 pellets.
The subsequent sipping tests revealed that there were 2 severely ruptured fuel assemblies.
정상상태로 운전되는 가압경수형 원자로에 있어서, 손상을 입은 핵연료봉의 수, 손상된 피복재를 통해서 핵분열 생성물이 냉각재로 누출되는 누출율, 그리고 1차냉각회로내에 오염된 우라늄의 량등을 평가할 수 있는 해석적이고 시각적인 방법을 고안하였다. 이 방법은 1차냉각재내의 방사능농도가 평형상태에 도달되었을 때, $^{131}I$, $^{133}I$, 그리고 $^{136}I$의 농도에 해석적인 근거를 두고있다.
이 해석적모델은, 핵연료, 핵연료의 갭, 그리고 냉각재등의 3영역에 대해서 핵분열생성물의 평형에 근거를 두고있다. 핵연료영역에서 생긴 핵분열생성물은 RECOIL, KNOCK-OUT, 그리고 TEMPERATURE ENHACED MIGRATION에 의해서 갭으로 누출되며, 갭에 누출된 핵분열생성물은 손상을 입은 핵연료피복재를 통해서 1차냉각재 로 누출된다. 1차냉각재내에서의 핵분열생성물의 농도는, 손상을 입은 피복재로부터 핵분열생성물의 누출율, 1차냉각계통의 정화율, 그리고 오염우라늄의 분열율에 의해서 결정된다.
위의 해석적인 모델을 이용하여, 손상을 입은 피복재로부터의 일출율과 1차냉각계통에 오염된 우라늄량과의 관계를, IODINE의 농도비 $^{131}I/^{133}I$과 $^{135}I/^{133}I$로써 나타내는 그래프를 그리는 전산프로그램, EDFIP (EVALUATION OF THE DEFECTIVE FUELS IN PWR)을 개발하였다.
개발된 이 방법의 타당성을 조사하기 위해서, 이 방법을 고리1호기의 제1주기 및 제2주기에 측정된 수질 DATA에 적용시켜 그 결과를 고리1호기의 제1주기 및 제2주기말에 실시된 SIPPING TEST 결과와 비교하였다. 비교결과 제1주기에서, 이 모델은 1개의 손상된 핵연료와 최대 102g의 오염우라늄을 계산하였는데, SIPPING TEST 결과는 2개의 핵연료집합체가 파손된 핵연료를 갖는다고 보였다. 제2주기에서는, 이 모델이 4개의 파손된 핵연료봉과 그리고 268g의 오염우라늄을 보였는데, 제2주기말에 실시된 SIPPING TEST는 크게 파손된 핵연료봉을 포함하는 2개의 핵연료집합체가 존재한다고 보였다.