In this study, in order to accurately predict the nuclear fuel cladding’s ballooning and burst behavior during Loss of Coolant Accident (LOCA) of a nuclear reactor, modeling of high temperature and anisotropic creep behavior of the cladding was carried out and simulation for prediction of the cladding’s behavior during the LOCA was performed through development of multi-dimensional finite element analysis platform. Steady-state creep model was introduced to model the high temperature creep behavior and the cladding’s anisotropy was modeled by using Hill’s anisotropic yield function. In addition, a relationship between the creep coefficient and the anisotropy coefficients was deduced. To accurately predict the cladding’s complex thermo-mechanical behavior, a finite element analysis platform which is based on thermo-mechanical coupled analysis was developed. The platform reflects nuclear fuel specific models such as gap heat transfer, temperature and burnup dependent material properties, and high temperature anisotropic creep. The developed platform was verified through various numerical examples and it was found that the developed platform correctly calculated each example. In addition, to confirm its validity as a numerical tool for the simulation of the LOCA, the developed platform was also validated by comparing with an experiment which postulates the LOCA. It was found that the developed platform’s prediction showed a good agreement with the experimental results. Moreover, to verify the modeling methodology proposed in this study, accuracy comparison was made by comparing with conventional methods which are isotropic material assumption, a method used in an existing nuclear fuel rod analysis code, and one dimensional analysis method. From the comparison results, it was found that the present methodology could predict the ballooning and burst more accurately and showed more realistic behavior of the cladding that the other methods by considering the cladding’s anisotropy in a more consistent and reasonable manner. Thus, it was concluded that the present study will be able to improve understandings of the nuclear fuel cladding’s thermo-mechanical behavior during the LOCA, and will help to revise the nuclear safety regulations in line with the trend to incorporate more realistic behavior of the nuclear fuel rod into the regulations.
본 연구에서는 원자력 발전소의 냉각재상실사고 시 핵연료 피복관의 부풀림 및 파열 거동을 정확히 예측하기 위해 피복관의 고온 이방성 크리프 거동의 모델링을 수행하였으며 이를 적용한 다차원 유한요소해석 플랫폼의 개발을 통해 냉각재상실사고 시 피복관의 거동을 예측하기 위한 시뮬레이션을 수행하였다. 고온 크리프 거동을 모델링 하기 위해 정상상태 크리프 모델을 도입하였으며, Hill의 이방성 항복함수를 이용하여 피복관의 이방성을 모델링하고 크리프 계수와 이방성 계수 사이의 관계를 도출하였다. 피복관의 복잡한 열-기계적 거동을 정확히 예측하기 위해 간극 열전달, 온도 및 연소도에 따른 물성치 및 고온 이방성 크리프와 같은 핵연료의 고유한 모델이 반영된 열-기계 연성해석 기반 유한요소해석 플랫폼을 개발하였다. 다양한 수치 예제를 통해 개발된 플랫폼의 확인 계산을 수행하였으며, 개발된 플랫폼이 각 예제를 정확히 계산함을 확인하였다. 냉각재상실사고 시뮬레이션에 대한 개발된 코드의 유용성을 확인하기 위해 냉각재상실사고를 모사하는 실험과 비교함으로써 개발된 플랫폼을 검증하였으며, 검증 결과 개발된 플랫폼이 예측한 피복관의 거동이 실험과 유사함을 확인하였다. 또한 본 연구에서 제안한 모델링 방법론의 유효성을 검증하기 위해 등방성 재료 가정, 기존 핵연료 해석 코드의 방법 및 1차원 해석 방법과 같은 기존의 모델링 및 해석 방법과의 비교를 통해 정확성 비교를 수행하였다. 비교 결과, 본 연구에서 제안한 방법론이 재료의 이방성을 보다 더 일관되고 합리적인 방식으로 고려함에 따라 다른 방법들 보다 피복관의 부풀림 및 파열 거동을 더 정확히 예측할 수 있으며, 피복관의 실제와 더 유사한 거동을 예측할 수 있음을 확인하였다. 따라서 본 연구를 통해 냉각재상실사고 시 핵연료 피복관의 열-기계적 거동에 대한 이해를 향상시킬 수 있을 것이며, 실제와 더욱 유사한 핵연료의 거동을 규제에 반영하여 규제를 개정하려는 추세와 함께 원자력 안전 규제의 개정에 도움을 줄 수 있을 것이다.
