KR101565429B1 - A dual-cooled annular nuclear fuel rod tolerant for the loss of coolant accident - Google Patents
A dual-cooled annular nuclear fuel rod tolerant for the loss of coolant accident Download PDFInfo
- Publication number
- KR101565429B1 KR101565429B1 KR1020140109485A KR20140109485A KR101565429B1 KR 101565429 B1 KR101565429 B1 KR 101565429B1 KR 1020140109485 A KR1020140109485 A KR 1020140109485A KR 20140109485 A KR20140109485 A KR 20140109485A KR 101565429 B1 KR101565429 B1 KR 101565429B1
- Authority
- KR
- South Korea
- Prior art keywords
- inner cladding
- cladding tube
- thickness
- tube
- occurs
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/02—Fuel elements
- G21C3/04—Constructional details
- G21C3/16—Details of the construction within the casing
- G21C3/18—Internal spacers or other non-active material within the casing, e.g. compensating for expansion of fuel rods or for compensating excess reactivity
-
- C—CHEMISTRY; METALLURGY
- C22—METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
- C22C—ALLOYS
- C22C16/00—Alloys based on zirconium
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
- G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
- G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
- G21C3/324—Coats or envelopes for the bundles
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Materials Engineering (AREA)
- Mechanical Engineering (AREA)
- Metallurgy (AREA)
- Organic Chemistry (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Description
본 발명은 냉각수 상실사고 저항성을 갖는 이중냉각 핵연료봉에 관한 것이다. 보다 상세하게는 이중냉각 핵연료봉의 내부 피복관의 두께를 조절하여 냉각수 상실사고 시 핵연료 파손에 저항성을 갖는 이중냉각 핵연료봉에 관한 것이다.
The present invention relates to a dual cooling fuel rod having cooling water loss accident resistance. More particularly, to a double-cooled nuclear fuel rod having resistance to nuclear fuel damage in the event of a cooling water loss by adjusting the thickness of the inner cladding of the dual cooling fuel rod.
원자력안전(nuclear safety)이란 원자력설비에서 발생하는 방사선(radioactive rays)으로부터 개인 및 공중과 환경을 보호하는 것을 의미하며, 원자력의 평화적 이용에 절대적으로 필요한 원자력공학(nuclear engineering)의 한 분야이다.
Nuclear safety means protecting individuals, the public and the environment from radioactive rays from nuclear facilities and is an area of nuclear engineering that is absolutely necessary for the peaceful use of nuclear energy.
원자력발전은 과거 반세기가 넘는 기간 동안 주요 산업국가에서 중요한 에너지원으로 자리 매김하였으며, 현재에는 세계적으로 400여기의 원자력발전소가 운영되고 있다. 대한민국의 경우에도 1978년 원자력발전이 시작된 이래 경제성장과 함께 계속 증가하여 왔으며, 대한민국 전체 발전량의 30% 이상을 담당하고 있다. 이처럼, 원자력발전소의 증가와 함께 원자력안전과 규제에 대한 관심과 중요성도 더욱 커지고 있다. 특히, 2011년 3월 11일에 발생한 후쿠시마 원자력 사고 이후, 원자력발전시설의 안전성에 대한 우려의 목소리가 커지고 있으며, 원자로 및 핵연료의 안전성 문제가 보다 중요시 되고 있다.
Nuclear power generation has become an important energy source in major industrial countries for more than half a century, and currently 400 nuclear power plants are operating around the world. In the case of the Republic of Korea, since the start of nuclear power in 1978, it has continued to increase with the economic growth, accounting for more than 30% of the total power generation of the Republic of Korea. As such, with the increase of nuclear power plants, interest and importance of nuclear safety and regulation are getting bigger. In particular, after the Fukushima nuclear accident that occurred on March 11, 2011, there is growing concern about the safety of nuclear power facilities, and safety issues of nuclear reactors and nuclear fuel are becoming more important.
한편, 원전 안전해석은 원전의 설계에 따라 법으로 규정된 다양한 설계기준사고의 허용기준이 만족함을 확인하여 원전 설계의 안전성을 평가한다. 또한, 원자력발전소의 안전성 및 운전성 확보를 위해 원자로 보호계통 및 안전계통의 설계 및 운영기술지침서에 필요한 정보(운전제한 조건, 안전계통 설정치 등)를 제공한다. 정상상태를 벗어나 예상되는 운전과도상태 시에는 원자로 안전정지를 보장하고 설계기준사고(DBA: Design Basis Accident)인 냉각수상실사고(LOCA: Loss Of Coolant Accident)에 대해서도 비상급수냉각시스템(ECCS: Emergency Core Cooling System) 등의 안전계통을 설계하고 안전해석을 수행하여 노심용융사고 가능성을 실질적으로 배제하려는 노력을 기울여 왔다.
On the other hand, the safety analysis of the nuclear power plant evaluates the safety of the nuclear power plant design by confirming that the design criteria of the nuclear power plant satisfies the criteria of various design standard accidents prescribed by the law. In order to ensure the safety and operability of the nuclear power plant, information (operation restriction conditions, safety system setting values, etc.) necessary for the design and operation technical guideline of the reactor protection system and safety system is provided. Emergency Core (ECCS), which is a design basis accident (LOCA: Loss of Coolant Accident), is designed to ensure safe shutdown of the reactor during expected transient conditions, Cooling System) and safety analysis have been carried out to eliminate the possibility of core melt accident.
설계기준사고는 발전소의 각 운전조건에서 해당하는 안전 기능을 보장하기 위하여 설계 시에 고려되는 가상사고(postulated accident)를 의미하며, 과도상태, 기기 고장 및 운전원 실수, 자연재해 등 발전소에서 발생 가능한 초기 사건을 포함한다. 이때 보장이 요구되는 안전계통의 기능은 첫째, 원자로 냉각재 압력경계의 건전성을 유지하고, 둘째, 원자로 안전정지 및 안전정지 상태를 유지해야 하며, 셋째, 사고 시 환경으로 누출되는 방사성 물질이 법적 제한치를 초과하지 않도록 사고를 방지하거나 사고를 완화하여야 한다.
Design basis accidents are postulated accidents that are considered during design to guarantee the corresponding safety functions under each operating condition of the power plant. They are the initial conditions that can occur in power plants such as transient conditions, machine breakdowns, Includes events. The function of the safety system, which requires a guarantee, is to maintain the integrity of the reactor coolant pressure boundary, to maintain the safety shutdown and safe stop state of the reactor, and third, to limit the radioactivity leakage to the environment To prevent accidents or to mitigate accidents.
앞서 언급한 냉각수상실사고 발생 시, 기존 원통형 핵연료봉에 연료봉 내압의 증가로 인한 벌루닝(Ballooning) 변형이 발생하여 냉각유로 형성을 방해함으로 인해, 비상냉각계통으로부터 원자로 냉각을 위한 살수가 진행될 때, 핵연료봉을 적절히 냉각시킬 수 없다는 문제가 발생할 수 있다. 도1은 상용 경수로 핵연료봉의 피복관을 이용하여 냉각수상실사고를 모사한 실험에서 관찰된 벌루닝(Ballooning) 파손 형상을 보여준다.
When the cooling water loss accident mentioned above occurs, ballooning deformation due to an increase in the internal pressure of the fuel rod in the conventional cylindrical fuel rod obstructs the formation of the cooling flow path, and when watering for cooling the reactor is progressed from the emergency cooling system, There is a problem that the rod can not be properly cooled. FIG. 1 shows the ballooning breakage observed in an experiment simulating a cooling water loss accident using a cladding of a commercial light-water reactor fuel rod.
따라서, 현재 개발된 이중냉각 핵연료봉의 설계에서 사고저항성을 갖도록 설계하여 상용이전에 보다 안전한 핵연료를 제공할 필요성이 있다.
Therefore, there is a need to provide safer nuclear fuel prior to commercial use by designing the double-cooled fuel rod of the currently developed design to have accident resistance.
본 발명이 이루고자 하는 기술적 과제는 냉각수상실사고 시, 외부 피복관에서 벌루닝 현상이 발생하기 전에 내부 피복관에서 탄성좌굴 현상이 발생하도록 함으로써 냉각수 상실사고 저항성을 갖는 이중냉각 핵연료봉을 제공하는데 있다.
SUMMARY OF THE INVENTION The present invention provides a double-cooled fuel rod having a resistance to a loss of cooling water caused by an elastic buckling phenomenon occurring in an inner cladding tube before a flaming phenomenon occurs in an outer cladding tube during a cooling water loss accident.
또한, 본 발명이 이루고자 하는 다른 기술적 과제는 정상상태에서 소성변형이 일어나지 않는 내부 피복관을 포함하는 냉각수 상실사고 저항성을 갖는 이중냉각 핵연료봉을 제공하는데 있다.
Another object of the present invention is to provide a double-cooled fuel rod having resistance to the loss of cooling water including an inner cladding tube which does not cause plastic deformation in a steady state.
상기 목적을 달성하기 위한, 본 발명에 따른 냉각수 상실사고 저항성을 갖는 이중냉각 핵연료봉은 중공 원통 형상으로 길이 방향을 따라 원형 단면을 가지는 외부 피복관; 중공 원통 형상으로 상기 외부 피복관 보다 작은 직경을 가지며, 상기 외부 피복관의 중공부에 위치되고, 정상상태에서 소성변형이 일어나지 않으며, 냉각수 상실사고 발생시 상기 외부 피복관에 벌루닝(Ballooning) 변형이 발생하기 전에 탄성좌굴이 발생하는 두께를 가지는 내부 피복관; 및 상기 외부 피복관 및 내부 피복관 사이에 형성되는 공간에 충전되어 핵분열로 에너지를 발생시키는 소결체를 포함할 수 있다.
In order to accomplish the above object, the present invention provides a double-cooled fuel rod having resistance to the loss of cooling water, comprising: an outer cladding tube having a hollow cylindrical shape and having a circular cross section along the longitudinal direction; A hollow cylindrical shape having a diameter smaller than that of the outer cladding tube and being located in the hollow portion of the outer cladding tube and having no plastic deformation in a steady state and having elasticity before a ballooning deformation occurs in the outer cladding tube in the event of a cooling water loss event, An inner cladding having a thickness at which buckling occurs; And a sintered body charged in a space formed between the outer cladding tube and the inner cladding tube to generate energy by fission.
또한, 중공 원통 형상으로 길이 방향을 따라 원형 단면을 가지는 외부 피복관; 중공 원통 형상으로 상기 외부 피복관 보다 작은 직경을 가지며, 상기 외부 피복관의 중공부에 위치되는 내부 피복관; 및 상기 외부 피복관 및 내부 피복관 사이에 형성되는 공간에 충전되어 핵분열로 에너지를 발생시키는 소결체를 포함하되, 상기 내부 피복관의 두께는 탄성좌굴이 발생하는 경우의 내부 피복관 두께()보다 작고, 상기 벌루닝이 발생하는 경우의 내부 피복관 두께()보다 클 수 있다.
An outer cladding tube having a hollow cylindrical shape and having a circular cross section along the longitudinal direction; An inner cladding tube having a hollow cylindrical shape and a smaller diameter than the outer cladding tube, the inner cladding tube being located in the hollow portion of the outer cladding tube; And a sintered body filled in a space formed between the outer cladding tube and the inner cladding tube to generate energy by fission, wherein the thickness of the inner cladding tube is a thickness of the inner cladding tube when elastic buckling occurs ), And the thickness of the inner cladding ( ).
본 발명에 따른 제목에 의하면, 냉각수 상실사고 저항성을 갖는 이중냉각 핵연료봉은 정상상태에서 건전성을 유지하고, 냉각수상실사고 상태에서 내부 피복관에 좌굴이 발생하도록 하여 외부 피복관의 벌루닝 변형을 방지할 수 있다. 이를 통해, 이중냉각 핵연료의 사고저항성을 높일 수 있다. 또한, 내부 피복관이 탄성좌굴됨에 따라 내부 피복관과 외부 피복관 사이의 부피가 커져 핵연료봉 내부의 압력이 줄어들고, 동시에 외부 피복관의 벌루닝 파손 억제를 위한 여유도(margine)는 커지므로써, 냉각수상실사고 상태에서 오랫동안 안전상태를 유지할 수 있는 이중냉각 핵연료봉을 제공할 수 있다.
According to the present invention, a double-cooled fuel rod having resistance to cooling water loss accidents maintains soundness in a steady state, and buckling occurs in an inner cladding tube in the state of a loss of cooling water, thereby preventing deformation of the outer cladding. This makes it possible to increase the accident resistance of the dual cooling fuel. In addition, as the inner cladding tube is elastically buckled, the volume between the inner cladding tube and the outer cladding tube becomes large to reduce the pressure inside the fuel rod, and at the same time, the margins for suppressing the breakdown damage of the outer cladding tube are increased, It is possible to provide a double cooling fuel rod capable of maintaining a safety state for a long time.
도 1은 종래의 연료봉으로 냉각수상실사고 시 발생하는 벌루닝 파손 형상을 나타낸 도면이다.
도 2는 본 발명의 일 실시예에 따른 이중냉각 핵연료봉을 나타낸 도면이다.
도 3은 본 발명의 일 실시예에 따른 이중냉각 핵연료봉 내부 피복관의 탄성좌굴 형상을 나타낸 도면이다. FIG. 1 is a view showing a state of an influncture breakage occurring when a cooling water loss accident is caused by a conventional fuel rod.
2 is a view of a dual cooling fuel rod according to an embodiment of the present invention.
3 is a view showing an elastic buckling shape of a clad tube inside a dual cooling fuel rod according to an embodiment of the present invention.
이하 본 발명의 실시예를 첨부된 도면들을 참조하여 상세히 설명할 수 있다. 우선 각 도면의 구성요소들에 참조부호를 부가함에 있어서, 동일한 구성요소들에 대해서는 비록 다른 도면상에 표시되더라도 가능한 한 동일한 부호를 가지도록 하고 있음에 유의해야 할 수 있다. 또한 본 발명을 설명함에 있어, 관련된 공지 구성 또는 기능에 대한 구체적인 설명이 당업자에게 자명하거나 본 발명의 요지를 흐릴 수 있다고 판단되는 경우에는 그 상세한 설명은 생략할 수 있다.
Hereinafter, embodiments of the present invention will be described in detail with reference to the accompanying drawings. In the drawings, the same reference numerals are used to designate the same or similar components throughout the drawings. In the following description of the present invention, a detailed description of known functions and configurations incorporated herein will be omitted when it may make the subject matter of the present invention rather obvious or understandable to those skilled in the art.
도 2는 본 발명의 일 실시예에 따른 이중냉각 핵연료봉을 나타낸 도면으로 이중냉각 핵연료봉의 단면을 나타내고 있다. FIG. 2 is a cross-sectional view of a dual cooling fuel rod according to an embodiment of the present invention.
도 2를 참조하면, 이중냉각 핵연료봉은 외부 피복관(70), 내부 피복관(30)을 포함한다. 또한, 도 2(b)를 참조하면, 내부 피복관(30)과 외부 피복관(70)사이에는 내부 공간(51)이 형성된다. 상기 내부 공간(51)에 소결체(50)가 충진되어 이중냉각 핵연료봉으로 사용된다(도2의 (a)참조).
Referring to FIG. 2, the dual cooling fuel rod includes an
우선, 이중 냉각 핵연료봉의 구조에 대해 상세하게 설명하면, 외부 피복관(70)은 중공 원통 형상으로 길이 방향을 따라 원형 단면을 가지고, 내부 피복관(30)은 중공 원통 형상으로 외부 피복관(70) 보다 작은 직경을 가지며, 외부 피복관(70)의 중공부에 위치된다. 또한, 소결체(50)는 외부 피복관(70) 및 내부 피복관(30) 사이에 형성되는 공간에 충전되어 핵분열로 에너지를 발생시킨다. 이때, 외부 피복관(70)은 원자력 사고가 발생하지 않는 정상상태에서 좌굴(buckling) 변형이 일어나지 않는 두께로 설계한다.
The
이어, 이중냉각 핵연료봉의 정상 운전 시와 냉각수 상실사고 시의 구조에 대하여 상세하게 설명하면, 정상 운전 중에 내부 피복관(30)은 팽창하는 방향(외부 피복관 방향)으로 응력이 발생한다. 이는, 정상 상태에서 이중냉각 핵연료봉 내부 피복관의 내부(10)가 약 15 MPa정도의 운전 중 원자로 냉각수 압력을 유지하여 소결체(50)의 연소에 따른 핵분열 생성 기체로부터 내부 피복관(30)의 외부에 가해지는 압력보다 내부 피복관의 내부(10)의 압력이 더 크기 때문에 발생하는 현상이다.
Next, the structure of the double cooling fuel rod during normal operation and during the cooling water loss accident will be described in detail. During normal operation, the
반면에, 냉각수상실사고 시에 내부 피복관(30)은 수축하는 방향으로 응력이 발생한다. 이는, 냉각수상실사고 발생시, 내부 피복관의 내부(10)의 압력이 대기압으로 떨어짐으로써, 소결체(50)의 연소에 따른 핵분열 생성 기체에 의해 내부 피복관(30)의 외부에 가해지는 압력보다 내부 피복관의 내부(10)의 압력이 더 작기 때문에 발생하는 현상이다. 이를 통해, 냉각수상실사고가 발생하면, 내부 피복관(30)의 두께에 따라 탄성좌굴이 발생할 수 있음을 알 수 있다.
On the other hand, when the cooling water loss occurs, the
외부피복관(70)의 외부 압력 또한 정상상태에서는 운전 중 원자로 냉각수 압력인 약 15 MPa를 유지하지만, 냉각수상실사고가 발생하는 경우, 대기압으로 하강한다. 따라서, 냉각수상실사고가 발생하는 경우, 외부 피복관(70)에는 두께에 따라 벌루닝 형상이 발생할 수 있음을 알 수 있다. 따라서, 외부 피복관(70)의 벌루닝 현상을 방지하기 위해, 외부 피복관(70)에 벌루닝 현상이 발생하기 전에 내부 피복관(30)이 먼저 좌굴될 수 있도록 내부 피복관(30)의 두께를 설정할 필요가 있으며, 본 발명은 원자로 냉각수 상실 사고 시 외부 피복관의 벌루닝 현상을 방지하기 위한 내부 피복관의 두께 설계에 관한 것이다.
The external pressure of the
상술한 바와 같이, 냉각수상실사고 발생 시 외부 피복관(70)에 벌루닝 변형이 발생하기 전에 내부 피복관(30)이 먼저 좌굴될 수 있도록 내부 피복관(30)의 두께를 적절히 설정해야 한다. 보다 상세하게 설명하면, 내부 피복관(30)은 정상상태에서 소성변형이 일어나지 않도록 하기 위해, 내부 피복관(30)에서 벌루닝(Ballooning) 변형이 발생하는 두께 보다 더 두꺼운 두께를 갖는 동시에, 냉각수 상실사고 시 내부 피복관에 좌굴이 개시되는 두께 보다 더 얇은 두께를 가진다.
As described above, the thickness of the
이제 본 발명을 구체적으로 설명하기 위해 수학식을 사용한다. 이때 내부 또는 외부 피복관의 변형을 야기시키는 하중으로서 압력에 대한 정의를 아래와 같이 한다. 이때 본 발명은 내부 피복관의 변형과 관계하므로, 내부 피복관의 관점에서 존재하는 압력의 위치를 기준으로 한다. 내부 피복관의 외부는 소결체가 존재하는 이중냉각 핵연료봉의 내부에 해당하며 소결체의 연소에 따른 핵분열 생성기체의 압력이 작용하는 영역이다. 이는 내부 피복관을 기준으로 외부에 해당하고 본 명세서에서는 p o 라 표기한다. 한편, 정상 상태에서는 약 15 MPa의 원자로 냉각수 압력이 되고 냉각수 상실사고 시에는 대기압이 되는 내부 피복관의 내부의 압력을 각각 p i , normal , p i , LOCA 라 표기한다.The following expressions are used to describe the present invention in detail. At this time, the definition of the pressure as a load causing deformation of the inner or outer cladding tube is as follows. Since the present invention relates to the deformation of the inner cladding tube, it is based on the position of the pressure existing in view of the inner cladding tube. The outside of the inner cladding corresponds to the inside of the dual cooling fuel rod where the sintered body exists and is the region where the pressure of the fission generating gas due to the combustion of the sintering body acts. This corresponds to the outside on the basis of the inner cladding and is referred to herein as p o . On the other hand, the pressure inside the inner cladding, which is about 15 MPa reactor coolant pressure in the steady state and becomes the atmospheric pressure in case of the coolant loss , is denoted as p i , normal , p i and LOCA respectively.
내부 피복관(30)이 내압에 의해 외부로 팽창하는 변형을 할 경우, 내부 피복관의 두께는 수학식 1를 이용하여 산출될 수 있다.
When the
여기서, 는 피복관을 팽창 시킬 때의 원주방향 응력이며, 는 피복관을 팽창시키는 내압이고, 및 는 피복관의 반경 및 두께이다.
here, Is the circumferential stress at the time of expanding the cladding tube, Is an internal pressure for expanding the cladding tube, And Is the radius and thickness of the cladding tube.
수학식 1을 이용하면, 내부 피복관(30)에 내압에 의해 벌루닝이 발생하는 경우, 내부 피복관의 두께는 수학식 1에 의해 도출된 수학식 2를 이용하여 산출할 수 있다.
Using Equation 1, the thickness of the inner cladding tube can be calculated using Equation (2) derived from Equation (1), when the inner cladding tube (30)
여기서, 는 상기 벌루닝이 발생하는 경우의 상기 내부 피복관 두께이고, 은 상기 내부 피복관의 반경이고, 는 상기 내부 피복관을 팽창시키는 내압이고, 는 상기 내부 피복관 재료의 항복강도이고, 는 정상 운전상태에서 소결체(50)의 연소에 따른 핵분열 생성기체의 압력에 의해 내부 피복관(30)이 받는 압력이고, 은 내부 피복관의 내부(10)에서 존재하는 정상 상태에서의 약 15 MPa에 해당하는 원자로 냉각수 압력이다.
here, Is the thickness of the inner cladding when the inflation occurs, Is the radius of the inner cladding, Is an internal pressure for expanding the inner cladding tube, Is the yield strength of the inner cladding material, Is the pressure received by the inner cladding tube (30) by the pressure of the fission generating gas due to the combustion of the sintered body (50) in the normal operating state, Is the reactor coolant pressure corresponding to about 15 MPa in the steady state present in the
이에 반하여, 내부 피복관(30)에 탄성좌굴이 발생하는 경우, 내부 피복관(30)의 두께는 하기의 수학식3을 이용하여 산출할 수 있다.
On the other hand, when elastic buckling occurs in the
수학식 3을 이용하면, 내부 피복관(30)에 탄성좌굴이 발생하는 경우, 내부 피복관(30)의 두께는 상기의 수학식 3에 의해 도출된 수학식 4를 이용하여 산출할 수 있다.
Using Equation (3), when elastic buckling occurs in the inner cladding tube (30), the thickness of the inner cladding tube (30) can be calculated using Equation (4) derived from Equation (3).
여기서, 는 상기 탄성좌굴이 발생하는 경우의 상기 내부 피복관 두께이고, 은 상기 내부 피복관의 반경이고, 는 상기 내부 피복관의 프와송비이고, 은 상기 내부 피복관을 수축시키는 경우의 임계좌굴 압력이고, 는 상기 내부 피복관 재료의 탄성계수이고, 는 소결체(50)의 연소에 따른 핵분열 생성기체의 압력에 의해 내부 피복관(30)의 외부가 받는 압력과 냉각수상실사고 시에 내부 피복관의 내부(10)에 존재하는 압력(대기압)과의 차이이다.
here, Is the thickness of the inner cladding when the elastic buckling occurs, Is the radius of the inner cladding, Is the ratio of the inner cladding to the inner cladding, Is the critical buckling pressure in the case of shrinking the inner cladding, Is the modulus of elasticity of the inner cladding material, Is a difference between the pressure externally applied to the
수학식 2 및 수학식 4에 사용된 각 상수 값을 고려하면, 일반적인 피복관 재료인 지르코늄 합금의 경우, 의 크기는 1000 MPa이하이고, 의 크기는 10만MPa를 초과하고, 는 최대 0.5의 값을 갖는 양수 이므로, 수학식 2의 최우변값과 수학식 4의 근호 속 값은 모두 1보다 작다는 것을 알 수 있다. 따라서, 동일한 반경의 이중냉각 연료봉의 내부 피복관에서 수학식 4를 만족하는 피복관 두께는 수학식 2를 만족하는 경우보다 항상 크게 된다. 즉, 탄성좌굴이 발생하는 경우의 내부 피복관 두께()는 벌루닝이 발생하는 경우의 내부 피복관 두께()보다 항상 크다. 따라서, 탄성좌굴이 발생하지 않는 두께가 결정되면 내압으로 인한 소성변형은 일어나지 않는다. Considering the constant values used in the equations (2) and (4), in the case of a zirconium alloy as a general cladding material, Is not more than 1000 MPa, Lt; RTI ID = 0.0 > MPa, < / RTI > Is a positive number having a maximum value of 0.5, it can be seen that both the maximum value of the expression (2) and the near value of the expression (4) are smaller than one. Therefore, the thickness of the cladding satisfying the expression (4) in the inner cladding tube of the double cooling fuel rod of the same radius is always larger than that satisfying the expression (2). That is, the thickness of the inner cladding tube when elastic buckling occurs ) Is the thickness of the inner cladding () ). Therefore, when the thickness at which elastic buckling does not occur is determined, plastic deformation due to internal pressure does not occur.
이를 통해 이중냉각 핵연료봉의 내부 피복관의 두께()가 의 조건을 만족시키는 경우, 정상 운전시에는 건전성을 유지하고, 냉각수상실사고시에는 내부 피복관(30)에 좌굴이 발생하게 하여 외부 피복관(70)의 벌루닝 변형을 방지하게 된다.
The thickness of the inner cladding of the double-cooled fuel rod )end The buoyancy is generated in the
이하, 본 발명을 실시예를 통하여 더욱 구체적으로 설명한다. 단, 하기 실시예는 본 발명의 설명을 위한 것을 뿐 본 발명의 범위가 하기 실시예에 의하여 한정되는 것은 아니다.
Hereinafter, the present invention will be described more specifically with reference to Examples. However, the following examples are for illustrative purposes only and are not intended to limit the scope of the present invention.
이중냉각 핵연료봉에 대하여, 외경 15.9 mm의 외부피복관 및 외경은 9.5 mm의 내부 피복관을 고려하였다. 이 때, 피복관 재료 상수(350℃ 때의 Zry-4)는 표1과 같으며, 정상상태의 원자로 냉각수 압력은 15.5 MPa이고, 소결체 연소에 따른 핵분열 생성기체의 압력인 연료봉 내압은 0~5 MPa 로 고려하였다(인장 hoop stress 관련일 때 0, 압축에 의한 탄성좌굴 관련일 때 5 MPa 를 고려함).
For the double-cooled fuel rod, an outer sheath with an outer diameter of 15.9 mm and an inner sheath with an outer diameter of 9.5 mm were considered. In this case, the reactor material constant (Zry-4 at 350 ° C) is as shown in Table 1, the reactor coolant pressure in the steady state is 15.5 MPa, and the inner pressure of the fuel, which is the pressure of the fission generating gas due to combustion of the sintered body, (0 for tension hoop stress and 5 MPa for elastic buckling due to compression).
상기의 이중냉각 핵연료봉의 치수 및 재료상수를 이용하여, 수학식 1을 이용하여, 벌루닝이 발생하는 않는 경우의 내부 피복관 두께()를 알 수 있다. 즉, 를 계산하면, 이기 때문에, 결과적으로 내부 피복관의 두께가 0.22mm이상이면, 정상상태에서 벌루닝 변형이 발생하지 않음을 알 수 있다.
Using the above-described dimensions and material constants of the double-cooled fuel rod, the inner cladding thickness (&thetas; ). In other words, Lt; / RTI > Therefore, it can be seen that when the thickness of the inner cladding tube is 0.22 mm or more, no floating strain is generated in the steady state.
이에 따라, 내부 피복관의 두께를 0.25mm으로 할 때, 탄성좌굴이 발생하는 압력은 수학식 3을 이용하여 하기와 같이 구할 수 있다. Accordingly, when the thickness of the inner cladding tube is 0.25 mm, the pressure at which elastic buckling occurs can be obtained as follows using Equation (3).
이를 통해, 냉각수상실사고 시에, 원자로 내부 압력이 봉 내압보다 2.6 MPa 이상 차이가 발생하도록 강하하면 내부 피복관에 탄성좌굴 현상이 발생한다. As a result, if the internal pressure of the reactor drops by 2.6 MPa or more from the internal pressure of the reactor during the accident of cooling water loss, an elastic buckling phenomenon occurs in the inner cladding tube.
한편, 내부피복관이 좌굴될 때의 형상이 도 3(a)와 같이 완전히 압착된다고 가정하면, 내부 피복관(30) 좌굴 전후의 이중냉각 핵연료봉 내부 단면적의 변화는 다음과 같이 산출할 수 있다. 좌굴 전의 이중냉각 핵연료봉의 내부 단면적은 수학식 5와 같으며, 좌굴 후의 이중냉각 핵연료봉의 내부 단면적은 수학식 6과 같다.
On the other hand, assuming that the shape when the inner cladding tube is buckled is completely compressed as shown in Fig. 3 (a), the change in the inner cross sectional area of the double cooling fuel rod before and after buckling of the
여기서, A o 는 내부 피복관의 탄성좌굴 이전 건전한 상태일 때의 이중냉각 핵연료봉 내부의 단면적이며, 는 외부 피복관 내부 반경이고, 는 내부 피복관의 외부 반경이다. Where A o is the cross-sectional area inside the double-cooled fuel rod when the inner cladding tube is in a sound state before elastic buckling, Is the outer cladding inner radius, Is the outer radius of the inner cladding.
여기서, 는 내부 피복관에 탄성좌굴이 발생하였을 때의 이중냉각 핵연료봉 내부의 단면적이며, 는 내부피복관의 두께, 은 원통 튜브형상인 내부 피복관 단면이 탄성좌굴에 의해 완전히 압착되어 내부 피복관 두께의 두 배의 두께를 갖는 판의 형태로 변형된 경우를 가정할 때, 그 판의 폭을 의미한다. 즉, l은 다음의 수학식 7로부터 구할 수 있다.
here, Is the cross-sectional area inside the double-cooled fuel rod when elastic buckling occurs in the inner cladding, Is the thickness of the inner cladding, Is the width of a plate, assuming that the inner cladding section of the cylindrical tube type is completely compressed by elastic buckling and deformed into a plate having a thickness twice the thickness of the inner cladding tube. That is, l can be obtained from the following equation (7).
따라서, 좌굴 전후 연료봉 내부 체적 증가율은 (150.27-86.59)/86.59의 계산을 통해 73.5%임을 알 수 있다. 이에 따라 압력은 약 58% 감소할 수 있다.
Therefore, it can be seen that the volume increase rate of the fuel rod before and after buckling is 73.5% by calculation of (150.27-86.59) /86.59. Accordingly, the pressure can be reduced by about 58%.
즉, 내부 피복관(30)에 좌굴이 발생하는 순간에, 연료봉 내부의 체적이 증가함에 따른 급격한 압력강하가 발생하므로, 외부 피복관을 바깥으로 팽창시키는 힘도 저하한다. 따라서, 외부 피복관에 벌루닝 변형이 발생하지 않게 된다. 그러나, 실제 내부 피복관의 좌굴이 발생하면, 소결체와의 간섭에 의해 완전히 압착되지 않을 것으로 예상된다. 따라서, 이와 같은 경우를 도 3을 참조하여 하기에 설명한다.
That is, at the moment when buckling occurs in the
도 3은 본 발명의 일 실시예에 따른 이중냉각 핵연료봉 내부 피복관의 탄성좌굴 형상을 나타낸 도면이다. 즉, 도 3(a)는 내부 피복관(30)이 완전히 압착된 경우를 나타내며, 도 3(b)는 내부 피복관(30)이 완전 압착되지 않고, 소결체와의 간섭에 따른 변형이 일어나는 경우를 나타낸다.
3 is a view showing an elastic buckling shape of a clad tube inside a dual cooling fuel rod according to an embodiment of the present invention. 3 (a) shows a case where the
보다 상세하게 설명하면, 실제 내부 피복관(30)에 좌굴이 발생하면 피복관에 비해 현저히 큰 탄성계수를 가지는 우라늄 환형 소결체와의 간섭에 의해 도3(a)와 같은 완전 압착이 일어나기 보다는 도 3(b)와 같은 반원, 초승달 형태의 변형이 일어날 것이다. 이 때, 도 3(b)와 같은 변형이 일어나는 경우, 연료봉 내부의 체적 증가량은 도 3(a)의 경우에 비해 작아질 수 있고, 이에 따라, 압력 강하량 역시 줄어들게 된다. 그러나, 내부 유로가 추가적으로 형성될 수 있으므로 사고저항성 측면에서 긍정적인 효과를 얻을 수 있다.
More specifically, if buckling occurs in the
이상에서 본 발명의 바람직한 실시예에 대해 도시하고 설명하였으나, 본 발명은 상술한 특정의 바람직한 실시예에 한정되지 아니하며, 청구범위에서 청구하는 본 발명의 요지를 벗어남이 없이 당해 발명이 속하는 기술분야에서 통상의 지식을 가진 자라면 누구든지 다양한 변형 실시가 가능한 것은 물론이고, 그와 같은 변경은 청구범위 기재의 범위 내에 있게 된다.
While the present invention has been particularly shown and described with reference to exemplary embodiments thereof, it is clearly understood that the same is by way of illustration and example only and is not to be taken by way of limitation in the embodiment in which said invention is directed. It will be understood by those skilled in the art that various changes in form and detail may be made therein without departing from the scope of the appended claims.
10: 내부 피복관의 내부
30: 내부 피복관
50: 소결체
51: 내부 공간
70: 외부 피복관10: inside of inner cladding
30: inner cladding
50: sintered body
51: Interior space
70: outer cladding
Claims (9)
중공 원통 형상으로 상기 외부 피복관 보다 작은 직경을 가지며, 상기 외부 피복관의 중공부에 위치되고, 내부 피복관에서 벌루닝(Ballooning) 변형이 발생하는 두께보다 두꺼운 두께를 가져 정상상태에서 소성변형이 일어나지 않으며, 냉각수상실사고 발생시 상기 외부 피복관에 벌루닝(Ballooning) 변형이 발생하기 전에 탄성좌굴이 발생하는 두께를 가지는 내부 피복관을 포함하되,
상기 내부 피복관에 벌루닝 변형이 발생하는 경우, 상기 내부 피복관의 두께는 하기의 수학식을 이용하여 산출되는 것을 특징을 하는 냉각수 상실사고 저항성을 갖는 이중냉각 핵연료봉:
(여기서, 는 상기 벌루닝이 발생하는 경우의 상기 내부 피복관 두께이고, 은 상기 내부 피복관의 반경이고, 는 상기 내부 피복관을 팽창시키는 내압이고, 는 상기 내부 피복관 재료의 항복강도이고, 는 정상 운전상태에서 소결체에 의해 상기 내부 피복관이 받는 압력이고, 는 상기 내부 피복관의 내부에서 발생한 압력임).
An outer cladding tube having a hollow cylindrical shape and having a circular cross section along the longitudinal direction;
A hollow cylindrical shape having a diameter smaller than that of the outer cladding tube and located at a hollow portion of the outer cladding tube and having a thickness greater than a thickness at which ballooning deformation occurs in the inner cladding tube, And an inner cladding tube having a thickness at which elastic buckling occurs before ballooning deformation occurs in the outer cladding tube in the event of a loss event,
Wherein a thickness of the inner cladding tube is calculated by using the following equation when an inner cladding is deformed in an inflated state:
(here, Is the thickness of the inner cladding when the inflation occurs, Is the radius of the inner cladding, Is an internal pressure for expanding the inner cladding tube, Is the yield strength of the inner cladding material, Is the pressure exerted by the inner cladding tube by the sintered body under normal operating conditions, Is the pressure generated inside the inner cladding tube).
상기 내부 피복관에 상기 탄성좌굴이 발생하는 경우, 상기 내부 피복관의 두께는 하기의 수학식 을 이용하여 산출되는 것을 특징으로 하는 냉각수 상실사고 저항성을 갖는 이중냉각 핵연료봉:
여기서, 는 상기 탄성좌굴이 발생하는 경우의 상기 내부 피복관 두께이고, 은 상기 내부 피복관의 반경이고, 는 상기 내부 피복관의 프와송비이고, 은 상기 내부 피복관을 수축시키는 경우의 임계좌굴 압력이고, 는 상기 내부 피복관 재료의 탄성계수이고, 는 냉각수상실사고 시에 소결체에 의해 상기 내부 피복관이 받는 압력과 상기 내부 피복관의 내부에서 발생한 압력의 차임.
The method according to claim 1,
Wherein the thickness of the inner cladding tube is calculated by the following equation when the elastic cladding occurs in the inner cladding tube:
here, Is the thickness of the inner cladding when the elastic buckling occurs, Is the radius of the inner cladding, Is the ratio of the inner cladding to the inner cladding, Is the critical buckling pressure in the case of shrinking the inner cladding, Is the modulus of elasticity of the inner cladding material, Is the difference between the pressure exerted by the sintered body on the inner cladding tube and the pressure generated inside the inner cladding tube in the event of a loss of cooling water.
상기 외부 피복관 및 내부 피복관의 재료는 지르코늄인 것을 특징으로 하는 냉각수 상실사고 저항성을 갖는 이중냉각 핵연료봉.
The method according to claim 1,
Wherein the material of the outer cladding tube and the inner cladding tube is zirconium.
상기 내부 피복관이 탄성좌굴이 되는 경우, 상기 내부 피복관의 형상은 완전 압착되지 않고, 변형이 일어나 이중냉각 핵연료봉의 내부유로를 일정부분 유지하는 것을 특징으로 하는 냉각수 상실사고 저항성을 갖는 이중냉각 핵연료봉.
The method according to claim 1,
Wherein when the inner cladding tube is elastically buckled, the shape of the inner cladding tube is not completely squeezed but deformed to maintain a certain portion of the inner flow path of the double-cooling fuel rod.
상기 변형은 상기 내부 피복관이 반원, 초승달 형상으로 되는 것을 특징으로 하는 냉각수 상실사고 저항성을 갖는 이중냉각 핵연료봉.
The method according to claim 6,
Wherein said deformation is such that said inner cladding is semicircular, crescent-shaped.
상기 내부 피복관의 두께는 상기 탄성좌굴이 발생하는 경우의 내부 피복관 두께()보다 작고, 상기 벌루닝이 발생하는 경우의 내부 피복관 두께()보다 큰 것을 특징으로 하는 냉각수 상실사고 저항성을 갖는 이중냉각 핵연료봉.
The method according to claim 1,
The thickness of the inner cladding tube is determined by the thickness of the inner cladding tube when the elastic buckling occurs ), And the thickness of the inner cladding ( ) Of the cooling water reactor.
Priority Applications (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
KR1020140109485A KR101565429B1 (en) | 2014-08-22 | 2014-08-22 | A dual-cooled annular nuclear fuel rod tolerant for the loss of coolant accident |
CN201510520328.0A CN105390166B (en) | 2014-08-22 | 2015-08-21 | Double cold nuclear fuel rods of anti-cooling agent leakage accident |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
KR1020140109485A KR101565429B1 (en) | 2014-08-22 | 2014-08-22 | A dual-cooled annular nuclear fuel rod tolerant for the loss of coolant accident |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
KR101565429B1 true KR101565429B1 (en) | 2015-11-04 |
Family
ID=54600207
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
KR1020140109485A KR101565429B1 (en) | 2014-08-22 | 2014-08-22 | A dual-cooled annular nuclear fuel rod tolerant for the loss of coolant accident |
Country Status (2)
Country | Link |
---|---|
KR (1) | KR101565429B1 (en) |
CN (1) | CN105390166B (en) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN105469838A (en) * | 2015-12-23 | 2016-04-06 | 中广核研究院有限公司 | Fuel assembly and fuel rod capable of improving reactor security of fuel assembly |
Families Citing this family (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN106601311B (en) * | 2016-12-29 | 2018-07-24 | 华北电力大学 | A kind of nuclear fuel element |
CN109036591B (en) * | 2017-06-08 | 2021-10-15 | 中广核工程有限公司 | Nuclear reactor core |
KR102445577B1 (en) | 2017-10-27 | 2022-09-20 | 엘지디스플레이 주식회사 | Gate driver and display device including the same |
Family Cites Families (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
KR100851870B1 (en) * | 2006-10-16 | 2008-08-13 | 한국원자력연구원 | Liquid-Metal-Cooled Fast Reactor Core comprising Nuclear Fuel Assembly with Nuclear Fuel Rods with Varying Fuel Cladding Thickness in each of the Reactor Core Regions |
FR2978697B1 (en) * | 2011-08-01 | 2014-05-16 | Commissariat Energie Atomique | IMPROVED MULTILAYER TUBE OF CERAMIC MATRIX COMPOSITE MATERIAL, RESULTING NUCLEAR FUEL SLEEVE AND METHODS OF MANUFACTURING THE SAME |
CN102354539A (en) * | 2011-09-15 | 2012-02-15 | 西安交通大学 | Annular fuel element and annular fuel supercritical water reactor |
CN103106929B (en) * | 2013-02-04 | 2016-03-02 | 中国核动力研究设计院 | The modified annular fuel element of supercritical water reactor and the fuel assembly of formation thereof |
-
2014
- 2014-08-22 KR KR1020140109485A patent/KR101565429B1/en active IP Right Grant
-
2015
- 2015-08-21 CN CN201510520328.0A patent/CN105390166B/en active Active
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN105469838A (en) * | 2015-12-23 | 2016-04-06 | 中广核研究院有限公司 | Fuel assembly and fuel rod capable of improving reactor security of fuel assembly |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
CN105390166A (en) | 2016-03-09 |
CN105390166B (en) | 2017-08-22 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
KR101565429B1 (en) | A dual-cooled annular nuclear fuel rod tolerant for the loss of coolant accident | |
US11521758B2 (en) | Depressurization valve | |
EP3667678B1 (en) | Depressurisation valve | |
US20200027583A1 (en) | Annular metal nuclear fuel and methods of manufacturing the same | |
NO144088B (en) | CORE FUEL ELEMENT. | |
JP6666072B2 (en) | Fuel rods and fuel assemblies | |
KR20190011811A (en) | Fuel rod | |
Kamimura | Integrity criteria of spent fuel for dry storage in Japan | |
JP2009058447A (en) | Control rod for reactor | |
EP4141889A1 (en) | Fuel rod of a water-cooled water-moderated nuclear reactor | |
RU2576024C2 (en) | Fuel assembly | |
JP6691000B2 (en) | Fuel rods and fuel assemblies | |
JP2016008890A (en) | Fast reactor fuel assembly and fast reactor core | |
KR20120043938A (en) | A dual-cooled annular nuclear fuel rod and the fabrication method thereof | |
Jung et al. | FACAPT–Failure Assessment Program for CANDU Pressure Tube | |
JPH01101497A (en) | Inherent safety nuclear reactor | |
Vladislav et al. | Dynamical Assessment of VVER Reactor Internals for Large Break LOCA | |
TWI820584B (en) | channel box and fuel assembly | |
CN109801718B (en) | Intrinsic safety pressurized water reactor with movable and separable reactor core | |
CN202258386U (en) | Nanomaterial control rod for supercritical water reactor | |
Kim | Uncertainties of the critical buckling pressure of a tube | |
Alblouwy et al. | Evaluation of Multiple Steam Generator Tubes Rupture for SMART | |
RU2536559C2 (en) | Apparatus for passive protection of nuclear reactor | |
Ji Suk et al. | Simulation analysis on steam generator tube rupture with total failure of high pressure safety injection | |
Li et al. | Analysis on ultimate load capacity of cylinder with local discontinuity under high temperature gradient |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
E701 | Decision to grant or registration of patent right | ||
GRNT | Written decision to grant | ||
FPAY | Annual fee payment |
Payment date: 20181002 Year of fee payment: 4 |
|
FPAY | Annual fee payment |
Payment date: 20191002 Year of fee payment: 5 |