The cladding tube is the first barrier against the release of radioactive fission products to the surrounding coolant. The cladding local deformation due to the pellet-cladding mechanical interaction is considered as the principal cause of cladding failure. A computer code is developed for the analysis of mechanical behavior of the fuel rod under steady state operation using finite element method with radial-tangential system. The cracking phenomena in the fuel pellet are induced by the steep temperature gradient. During the pellet-cladding interaction process, the foremost contact point is the crack tip of the pellet. Therefore, the stress is concentrated on that point. It is important that the stress distribution is analyzed in detail centering around this crack tip. The existing codes can not analyze the stress distribution around crack tip.
Thus, the stress distribution is analyzed at clad centering around the crack tip during PCMI. For this analysis, the crack tip of radial-tangential system is treated as an independent node of the finite element.
From the analysis, the following phenomena are observed;
(1) earlier contact than embedded crack in node and model of axisymmetric assumption. In Kori-2 fuel rods, when the crack tip contact and exert point pressure to the cladding, the linear power rate and burnup are equal to 350 W/cm and 23000 burnup, respectively.
(2) more detailed stress concentration and distribution centering around crack tip than embedded crack in node and model of axisymmetric assumption.
(3) The radial-tangential system is proved to be more suitable than earlier analysis.
본 연구에서는 2차원의 유한 요소법을 이용하여 radial-tangential system으로 정상 작동시 핵연료 페레트와 피복관의 역학적 거동을 분석하기 위해 전산코드를 개발하였다. 페레트에 존재하는 crack의 영향으로 crack tip과 접촉하는 피복관에서의 응력 집중 현상을 알아보았다. 여기에 사용된 스웰링, 재배열, 밀도화, 크리프 모델들은 FEMAXI code 와 COMETHE code의 것을 사용하였다. 그리고, 사용된 data 값은 KORI-2 의 값을 사용하였다. Crack tip 을 중심으로 좀 더 자세한 응력 분포를 알기위해 crack tip 을 독립된 노드로 다루었다.
이러한 분석으로 부터, 축 대칭인 모델과 crack tip을 함유한 모델보다 crack tip에서 페레트와 피복관의 접촉이 빠른 것을 알 수 있었다. 이러한 현상으로 부터 crack tip과 접촉된 피복관에서 응력 집중 현상이 일어나는 것을 알 수 있었다. 그러므로, crack tip을 중심으로 한 피복관에서의 응력 분포는 중요한 문제라고 할 수 있다. KORI-2 호기 피복관인 경우, crack tip과 접촉하는 피복관의 hoop stress가 UTS 를 넘을 때는 FURA code에서 선형 출력이 대략 500 W/cm인 반면, 본 코드는 430 W/cm 와 1800 $MWd/tUO_2$ burnup 임을 알 수 있다.
앞으로 장주기 운전과 hot channel에서 PCMI의 해석은 crack tip을 독립된 노드로 해석하는 것이 바람직하다는 것을 알 수 있다.