원문정보
고연소도 경수로 사용후핵연료의 열처리에 따른 세슘 방출거동
초록
영어
The dynamic release behavior of Cs from high burn-up spent PWR fuel was experimentally performed under the conditions of a thermal treatment process such as voloxidation and sintering conditions. In voloxidation process, influence of the oxidation and reduction atmosphere on the Cs release characteristic using fragment type of spent fuel heated up to was compared. In sintering process, temperature history effect on Cs release behavior was evaluated using green pellet under 4% environment. Temperature range for complete Cs release from spent fuel fragment under voloxidation condition was about , but that of green pellet under the reduction atmosphere was . Key parameters on Cs release behavior from spent fuel was powder formation as well as the diffusion rate of Cs compound to grain boundary and fuel surface.
한국어
고연소도 경수로사용후핵연료를 이용하여 voloxidation 및 소결 열처리 공정으로부터 세슘의 시간에 따른 방출 거동을 실험적으로 평가하였다. 사용후핵연료 voloxidation 공정에서는 fragment 형태의 시편을 사용하여 최대 의 산화 및 환원 분위기에 따른 세슘 방출 거동을 상호 비교하였으며, 소결 공정에서는 압분체를 이용하여 4% H2/Ar 환원분위기 에서 열처리 온도 변화에 따른 세슘방출 특성 변화를 분석하였다. 산화 분위기에서 fragment 형태의 사용후핵연료로부터 세슘 방출 온도 구간은 였으며, 환원 분위기에서 압분체로부터 방출 온도 구간은 로서, 산화에 의한 사용후핵 연료의 분말화가 세슘 방출 거동에 영향을 미치는 것으로 나타났다. 아울러 사용후핵 연료로부터 세슘 방출 거동에 영향을 미치는 주요 인자는 사용후핵 연료내 세슘 화합물의 화학적 형태뿐만 아니라 결정립 및 핵연료 표면으로의 확산 속도에 지배를 받음을 알 수 있었다.
목차
요약
I. 서론
II. 실험
가. 사용후핵연료 시험시편
나. 실험장치 및 방법
다. 소결 열처리 실험용 압분체 제조
III. 결과 및 고찰
가. 고온 산화 및 환원조건별 세슘 방출 거동
나. 소결 열처리 공정으로부터 압분체내 세슘 방출 거동
IV. 결론
감사의 글
참고문헌
키워드
저자정보
참고문헌
- 1(1980) Voloxidation Studies with UO2 Reactor Fuels National Topical Meeting Fuel Cycles for the 80'S,
- 2(1985) Oxidation of UO2 at 400 to 1 000 ℃ in Air and Its Relevance to Fission Product Release,
- 3(1980) Fission Product Release from Highly Irradiated LWR Fuel,
- 4(2006) Fission Product Release in High-Burn-up UO2 oxidized to U3O8,
- 5(1996) Observations on the Release of Cesium from UO2 fuel,
- 6(1986) "Chemical State of Fission Products in Irradiated UO2,,
- 7(1993) The Release of Fission Products from Degraded UO2 Fuel J. of Nuclear Materials,
- 8(2005) Evaluation of the Cs-Mo-I-O and CS-U-I-O Diagrams and Determination of Iodine and Oxygen Partial Pressure in Spent Nuclear Fuel Rods,
- 9(1995) A Summary of ORNL Fission Product Release Tests with Recommended Release Rates and Diffusion Coefficients,
- 10(2002) Decrease of Cesium Release from Irradiated UO2 Fuel in Helium Atmosphere under Elevated Pressure of 1.0 MPa at Temperature up to 2,773 K,
- 11(2005) Fission Products Release in the First Two PHEBUS Tests FPT0 and FPT1,
- 12(2002) 조사시험용 DUPIC 핵연료 제조 사양서 및 시험검사계획서 개발 , 한국원자력연구소
- 13(2003) 조사시험용 DUPIC 핵연료 제조 및 운전절차서 개발 , 한국원자력연구소
- 14(1978) Measurement of Radioactive Gaseous Effluents from Voloxidation and Dissolution of Spent Nuclear Fuel,
- 15(1992) Study on Voloxidation Process for Tritium Control in Reprocessing,
- 16(2002) A Study on the Dry Pyrochemical Technique for the Oxide Fuel Decladding,
- 17(2003) 감마선 분광분석, 한국원자력연구소
- 18(2002) PMA and SEM of Fuel Samples from PWR Rods with an Average Burn-up of arounf 100 MWd/kgHM,
- 19(1976) Behavior of Iodine and Cesium Iodide in Steam and Argon,