The fabrication and properties of novel burnable absorber fuel design concepts with oxide pellets containing either a lumped $Gd_2O_3$ rod, a mini-pellet, or a spherical particle in the centerline of the oxide pellet, is investigated to propose the lumped $Gd_2O_3$ burnable absorber fuel concept to improve nuclear fuel performance with longer fuel cycle length and better fuel utilization. The unique characteristic of the lumped $Gd_2O_3$ burnable absorber fuel is its high spatial self‐shielding factor that reduces its burn-out rate and, therefore, improves the reactivity control. Oxide pellets containing lumped $Gd_2O_3$ were fabricated by using a combination of cold isostatic pressing and MW sintering at $1500^\circ C$ of 8 wt. % yttria-stabilized zirconia, a surrogate for $UO_2$. The effect of the shape, size, and shrinkage rate mismatch on the fabrication of the oxide pellets containing lumped $Gd_2O_3$ was investigated by the microstructural analysis of the interfacial cracks after the fabrication of the duplex oxide pellets and by the finite element method calculation of the sintering stresses during the fabrication of the duplex oxide pellets. The fabrication of duplex oxide pellets by using high pre-sintered density $Gd_2O_3$ mini-pellet resulted in internal cracks formation at the interface between the $Gd_2O_3$ and 8 wt. % yttria-stabilized zirconia. The internal cracks were not observed with the high pre-sintered density $Gd_2O_3$ spherical particles. This difference could be attributed to the formation of higher and localized stresses at the edges of the $Gd_2O_3$ mini-pellet during the sintering process. The addition of $Gd_2O_3$ spherical particle resulted in lower and symmetric stresses at the interface. The fabrication possibility of $UO_2$ oxide pellets containing lumped $Gd_2O_3$ has been demonstrated. The possible relocation of the $Gd_2O_3$ spherical particle during the normal reactor operation was evaluated by performing quenching tests of the duplex oxide pellets from $800^\circ C$, $1000^\circ C$, and $1200^\circ C$, respectively. The quenching test results showed that no relocation of the $Gd_2O_3$ was observed. The performance of the oxide pellet containing lumped $Gd_2O_3$ during normal operation and accident conditions need to be investigated.
기존 핵연료의 성능과 수명을 향상시키기 위해 봉형 및 구형의 가돌리늄산화물 입자를 핵연료 소결체 중앙에 배치한 새로운 가연성흡수체 핵연료를 제작하고 그 특성을 분석하였다. 핵분열성 물질의 연소 속도를 낮춰주는 가연성흡수체를 핵연료 내부에 입자형으로 첨가할 경우Self-shielding 효과로 인해 임계율 조절에 탁월한 성능을 가지는 특성이 있다. 상온 정수압 압분 (Cold Isostatic Pressure)과 마이크로웨이브 (Microwave sintering) 소결법을 사용하여 가돌리늄 산화물 입자를 소결하였고 8 wt.% 이트리아 안정화된 지르코니아 (Yttria Stabilized Zirconia)를 우라늄 산화물의 대체물로 사용하였다. 형상과 크기 그리고 수축율 차이가 가연성흡수체 핵연료에 미치는 영향을 미세구조 분석과 유한요소법을 이용한 응력분석을 통해 규명하였다. 실린더형 가돌리늄산화물의 삽입 전 밀도가 높을수록 열응력 차이로 인한 흡수체와 연료 계면의 크랙의 형성을 촉진함을 확인하였다. 반면에 구형 가돌리늄산화물 경우, 삽입 전 흡수체의 밀도가 높아도 크랙이 발견되지 않았다. 이는 구형의 입자가 계면에 대칭적이고 낮은 응력을 초래하기 때문이다. 본 연구를 통해 가연성흡수체를 포함한 연료의 제작 가능성을 입증하였고, $800^\circ C$, $1000^\circ C$, 그리고 $1200^\circ C$ 에서 급속 수냉 테스트를 통한 흡수체의 재배열 가능성 또한 평가하였다. 흡수체의 재배열은 모든 퀜칭 테스트 온도 범위에서 이루어지지 않았음을 확인하였다. 이 결과를 바탕으로 하여 추후에는 가돌리늄 산화물 입자를 포함한 핵연료의 정상상태 성능과 사고상태의 성능 평가를 수행할 필요가 있다.
