Pellet-Clad Mechanical Interaction Analysis on Nuclear Fuel Imperfection

Abstract

As the portion of electricity production with nuclear power increase, the load follow operation of nuclear reactors is needed. Therefore, a quantitative study on PCMI (Pellet Clad Mechanical Interaction) has been conducted in this thesis in order to enhance nuclear clad structural integrity and to prevent potential failure modes under the load follow operation.

There are several different approaches to study PCMI especially using fuel performance codes. However due to the existence of fuel pellet defects including crack and Missing Pellet Surface (MPS), a three dimensional analysis is essential because with 1D or 2D analysis using symmetry assumption cannot determine the local peak stress effect. In this thesis, the integration of one dimensional fuel performance code and a commercial 3D finite element analysis code has been made to facilitate the 3D local stress evaluation based on the burn-up dependent fuel performance analysis model. In the integration process, mechanical design variables are mainly interfaced.

Moreover, this study included the analysis of several model cases for PCMI analysis including the most severe model case which has the highest hoop stress at the same power history.

The developed model was verified by comparing with the finite element analysis with FEMAXI code, a proven fuel performance code developed by JAEA. Although FEMAXI code generates 2D stress result, the overall trend of 3D code would show similar result with 2D code. Especially the contact stress result in the most severe case was used to verify the 3D models. Local contact stress at locations away from pellet cracks and from MPS agreed well with FEMAXI result.

현재 원자력 발전으로 생산되는 전력은 기저전력으로 활용되고 있지만, 원자력으로 인한 전력 생산량이 늘어나면서 원자력 발전소의 부하추종운전에 대한 가능성과 필요성이 증대되고 있다. 이에 부하추종운전에 따른 잠재적인 사고요인으로 고려되고 있는 Pellet Clad Mechanical Interaction(PCMI) 에 대한 연구가 확대되고 있고 이에 대한 정량적인 연구는 핵연료 피복관의 구조적 건전성을 향상시킬 것으로 기대된다.

전 세계적으로 PCMI에 대한 많은 연구가 진행되었으며 대부분의 연구는 핵연료성능해석코드를 통해 이루어 졌다. 하지만, 이러한 코드들은 대부분 반경방향 대칭 조건을 가정하고 계산을 수행하기 때문에 Missing Pellet Surface (MPS) 와 같은 국부적인 응력 집중 효과를 유발하는 요소에 대해서는 해석을 하는 데에는 한계점을 가지고 있다. 그래서 특히 PCMI 해석에 대해서는 3차원 해석에 대한 필요성이 대두되고 있다. 역사적으로 PCMI 에 대한 해석을 하기 위해서는 핵연료 성능해석 코드 내부에 PCMI 해석을 위한 서브루틴(subroutine)을 설계하여 해석을 하는 것이 대부분이었으나 이 연구에서는 기존의 1D 핵연료성능해석코드와 상용 FEM 코드와 연계하는 전략을 택했다.

비록, PCMI 해석을 위한 핵연료성능해석코드 내부의 서브루틴을 만드는 것은 좋은 성능을 가지고 있지만, 실제로 이러한 서브루틴을 구축하고 검증하는 데에는 상당한 시간이 걸리며, 특히 3D로 해석을 하기 위해서는 더욱 많은 시간이 필요하게 된다. 하지만, 기존의 1D 혹은 2D코드의 결과와 상용 FEM코드를 연계하여 해석하는 경우에는 핵연료 성능해석에 대해서는 제한적인 경향을 보여주지만, 다양한 3D 모델링을 통해 분석하고자 하는 형태에 대한 제약을 없앨 수 있으며, 기존에 사용되어 왔던 핵연료성능해석코드를 그대로 사용 할 수 있는 장점이 존재함과 동시에 상대적으로 시간이 적게 소요되는 장점이 있다. 이 연구는 기계적인 상호작용에 초점을 맞추어서 진행되었기 때문에 기계적인 요소들을 연계하는 데에 초점을 맞추었고 이러한 관련 인자들은 문헌조사를 통해 평가되었다.

더욱이, 이 연구는 PCMI 분석을 위한 여러 가지 모델을 개발하였고 그 중에서 같은 출력 상황에서 가장 높은 hoop stress 결과를 일으키는 모델을 가장 엄격한 모델로 선정하였다. 사실, 규제 문서들에는 PCMI에 대한 권고사항이나 요건들에 대한 정보가 부족한 실정이다. 그래서 가장 엄격한 모델을 선정함으로써 PCMI 해석에 대한 특정 모델을 제공 및 제안할 수 있으며 이는 원자력 산업이 사고를 방지하고 원자력 시스템의 안전을 유지하기 위해서 가장 엄격한 가정을 하는 것에서 착안했다.

마지막으로, 개발된 모델은 FEAMXI 코드 결과와의 비교를 통해서 검증되었다. 비록 FEAMXI 코드는 2D 결과를 생산해 내지만, 개발된 3D 코드의 전반적인 추세는 2D코드에서 생산하는 결과와 유사해야 한다. 특히, 그 중에서도 개발된 3D 모델 해석의 접촉응력 결과가 검증에 사용되었으며, 그 중에서도 핵연료 소결체에서 많이 떨어진 부분에서 나타난 피복관의 응력이 FEMAXI 코드의 접촉압력 결과와 유사하게 나타났다. 그 부분의 응력을 비교대상으로 삼은 이유는 국부 접촉응력은 피복관을 통해서 쉽게 전파되지 못하기 때문이며, 이와 같은 검증으로 개발된 모델에서 나온 MPS 주변과 crack 주변 결과는 PCMI 해석을 다채롭게 하는데 활용 될 것으로 기대된다.