원전연료 검사를 위한 에지 검출 기법

원라경(La-Kyoung Weon),류길수(Keel-soo Rhyu),김남균(Nam-Kyun Kim) 한국콘텐츠학회 2013 한국콘텐츠학회논문지 Vol.13 No.10

원전 핵 연료봉에 대한 검사는 고준위 방사능의 위험으로부터 원격에서 이루어져야 하며, 또 한 정확하게 이루어져야 한다. 현재 원전 핵 연료봉에 대한 검사는 방사능의 위험으로 인해 카메라로 핵 연료봉을 촬영하여 녹화된 동영상을 원격에서 보고 판단하는 형태로 운영되고 있다. 본 연구는 원자력 발전소에서 사용되는 핵 연료봉에 대한 상태검사를 영상처리를 통하여 구현한 것이다. 핵 연료봉은 여러 개를 다발로 묶어 사용하도록 되어있는데 이를 검사하기 위한 영상처리 기법으로는 에지 검출 기법이 유용하다. 핵 연료봉 에지 검출을 위해 DoG 기법에 임계값 처리를 추가하는 방법을 제안한다. 이것은 DoG를 최적화한 새로운 기법으로 DoG와 임계값을 듀얼로 처리하는 방법이다. 이 방법으로 핵 연료봉에 지를 검출한 후에 핵 연료봉 검사 알고리즘을 수행하여 핵 연료봉 이상유무를 판단한다. 이러한 방법을통해 미니어처로 제작된 핵 연료봉 검사시스템에 실험한 결과 우수한 특성을 확인하였다. 본 연구를 통해 원전 핵 연료봉 상태 검사를 보다 쉽고 안전하게 시행할 수 있을 것으로 생각된다. An inspection of nuclear fuel rods should be performed at remoteness from risks of high level radioactivity, and accuracy is required. Currently, inspection of the nuclear fuel rods is operated to monitor the video that recording an original nuclear fuel rods at remoteness because of the risks of radioactivity. In this paper, it is an implementation of the system was carried out in the process according to the image processing inspection of the nuclear fuel rods. The nuclear fuel rods are configured to use a bundle of plurality, in the image processing technology to verify this, the edge detection method is useful. We suggest to DoG technique to add threshold for the nuclear fuel rod edge detections. This is the new technique that optimized DoG. It is to deal with DoG and threshold to dual process. In this way, after detecting an edge of the nuclear fuel rods, by running a nuclear fuel rod inspection algorithm to determine the status of nuclear fuel rods. We applied the system using the new algorithm, and confirmed an excellent characteristic. In this study, it is considered to be able to be carried out more easily and securely inspect of nuclear fuel rods.

경수로핵연료 열수력 연구개발 분석 및 연산학 협력 성과

인왕기(Wang Kee In),신창환(Chang Hwan Shin),이치영(Chi Young Lee),이찬(Chan Lee),전태현(Tae Hyun Chun),오동석(Dong Seok Oh) 대한기계학회 2016 大韓機械學會論文集B Vol.40 No.12

가압경수로에 장전되는 핵연료집합체는 연료 봉 다발과 지지격자 및 상하단 고정체로 구성되어 있다. 고온 고압의 냉각수는 원자로 하부로 유입되어 연료 봉 사이로 형성된 부수로를 따라 노심 상부로 흐른다. 경수로핵연료의 주요 열수력 성능인자는 정상운전시 압력강하 및 임계열속이며 사고시에는 급랭 시간이다. 한국원자력연구원에서는 경수로핵연료의 성능을 향상시키고 국산화를 위해 고성능 경수로핵연료, 이중냉각 핵연료 및 사고저항성 핵연료를 개발하였다. 경수로핵연료의 열수력 핵심기술을 개발하기 위해 압력강하실험, 난류 유동혼합/열전달 실험, 임계열속 및 급랭 시험을 수행하였으며 전산유체역학 방법도 활용하였다. 더불어 사용후핵연료의 임시저장을 위한 건식저장 용기의 열유동에 대한 전산유체해석을 수행하였다. 한편, 경수로핵연료의 열수력 기반기술을 개발하고 실용화를 위해 대학 및 산업체와 협력연구도 진행하였다. The fuel assembly for pressurized water reactor (PWR) consists of fuel rod bundle, spacer grid and bottom/top end fittings. The cooling water in high pressure and temperature is introduced in lower plenum of reactor core and directed to upper plenum through the subchannel which is formed between the fuel rods. The main thermalhydraulic performance parameters for the PWR fuel are pressure drop and critical heat flux in normal operating condition, and quenching time in accident condition. The Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) has been developing an advanced PWR fuel, dual-cooled annular fuel and accident tolerant fuel for the enhancement of fuel performance and the localization. For the key thermal-hydraulic technology development of PWR fuel, the KAERI LWR fuel team has conducted the experiments for pressure drop, turbulent flow mixing and heat transfer, critical heat flux(CHF) and quenching. The computational fluid dynamics (CFD) analysis was also performed to predict flow and heat transfer in fuel assembly including the spent fuel assembly in dry cask for interim repository. In addition, the research cooperation with university and nuclear fuel company was also carried out to develop a basic thermalhydraulic technology and the commercialization.

An Analysis of the Deep Geological Disposal Concepts Considering Spent Fuel Rods Consolidation

Jongyoul Lee,Hyeona Kim,Minsoo Lee,Geonyoung Kim,Heuijoo Choi 한국방사성폐기물학회 2014 방사성폐기물학회지 Vol.12 No.4

사용후핵연료 또는 고준위폐기물의 안전한 처분을 위하여 지난 수십 년 동안 많은 나라들이 다양한 처분대안을 연구하여 왔다. 본 논문에서는 심지층처분기술에 있어서 사용후핵연료를 직접 처분하는 방안으로서 처분효율 향상을 위한 다양한 방 안 중의 하나로 고려할 수 있는 PWR 사용후핵연료 집합체를 해체하여 연료봉을 밀집한 경우에 대한 처분 효율을 분석하였 다. 이를 위하여, 우선 사용후핵연료 연료봉 밀집개념과 관련 처분용기 및 심지층처분 개념을 설정하였다. 이 개념에 근거하 여 심지층 처분시스템의 공학적방벽 설계에 있어서 가장 중요한 요건인 완충재의 온도 제한요건을 만족시키는지 여부를 확 인하기 위하여 각 처분개념 별로 열해석을 수행하였다. 그리고, 처분공 간격, 처분터널 간격 및 처분용기 열발산 면적에 따 른 열해석 결과를 바탕으로, 단위처분면적 관점에서의 처분효율을 비교/분석하고 평가하였다. 또한, 사용후핵연료봉을 밀 집시킨 경우에 있어서 냉각기간에 따른 처분개념을 분석하였다. 분석결과에 따르면 사용후핵연료봉을 밀집하여 심지층처 분하는 경우 처분효율 측면에서 불리한 것으로 판단되었다. 다만, 사용후핵연료의 냉각기간을 70년 이상으로 장기화 할 경 우 처분효율은 향상될 것으로 예상되지만, 사용후핵연료의 내구성 및 장기저장에 따른 조건 등 추가적인 분석이 필요하다. For several decades, many countries operating nuclear power plants have been studying the various disposal alternatives to dispose of the spent nuclear fuel or high-level radioactive waste safely. In this paper, as a direct disposal of spent nuclear fuels for deep geological disposal concept, the rod consolidation from spent fuel assembly for the disposal efficiency was considered and analyzed. To do this, a concept of spent fuel rod consolidation was described and the related concepts of disposal canister and disposal system were reviewed. With these concepts, several thermal analyses were carried out to determine whether the most important requirement of the temperature limit for a buffer material was satisfiedin designing an engineered barrier of a deep geological disposal system. Based on the results of thermal analyses, the deposition hole distance, disposal tunnel spacing and heat release area of a disposal canister were reviewed. And the unit disposal areas for each case were calculated and the disposal efficiencies were evaluated. This evaluation showed that the rod consolidation of spent nuclear fuel had no advantages in terms of disposal efficiency. In addition, the cooling time of spent nuclear fuels from nuclear power plant were reviewed. It showed that the disposal efficiency for the consolidated spent fuel rods could be improved in the case that cooling time was 70 years or more. But, the integrity of fuels and other conditions due to the longer term storage before disposal should be analyzed.

핵연료봉 중간검사를 위한 장탈착 툴 개발

홍진태(Jintae Hong),허성호(Sung-Ho Heo),김가혜(Ka-Hye Kim),박승재(Sung-Jae Park),정창용(Chang-Young Joung) 대한기계학회 2014 大韓機械學會論文集A Vol.38 No.4

조사시험 도중 핵연료의 특성변화를 확인하기 위하여 원자로 수조내에 위치한 조사리그로부터 핵연료봉을 분리한 후 핫셀로 이송하여 중간검사를 진행한다. 또한 중간검사를 마친 핵연료봉은 원자로의 작업 수조로 이동시켜 조사리그에 재장착을 하게 되며, 재조립된 조사리그는 원자로 노심의 조사리그에 장착시켜 조사시험을 계속 진행한다. 그러나 중성자 조사가 진행된 핵연료봉은 높은 에너지의 방사선을 방출하기 때문에 작업자가 방사선에 피폭되지 않게 하기 위하여 핵연료봉 장탈착 공정은 원자로 작업수조수 내에서 이루어져야 한다. 특히 조사리그의 길이가 5.4 미터이고, 핵연료봉의 장탈착 작업이 이루어질 하나로 작업수조수의 깊이는 6 미터로 매우 깊어 장탈착 작업을위한 특수한 장치가 필요하다. 본 연구에서는 중간검사가 가능한 새로운 핵연료봉 조립체를 설계하고, 조사 핵연료봉 조립체의 장탈착용 툴을 개발하여 노외 성능시험을 통해 그 성능을 검증하였다. To check the characteristics of nuclear fuels during an irradiation test, the nuclear fuel rod needs to be disassembled from the test rig located in the pool of the research reactor. Then, the disassembled fuel rod is delivered to the hot cell for intermediate examination. A fuel rod that passes the intermediate examination is delivered to the reactor pool to be reassembled into the test rig. The irradiation test is resumed with the reassembled test rig. Because nuclear fuel rods irradiated by neutrons are highly radioactive, all the disassembly and reassembly processes should be carried out in the pool of the research reactor to prevent operators being exposed to radiation. In particular, because a test rig is 5.4-m long and the reactor pool of HANARO is 6-m deep, special tools need to be developed for performing the disassembly and reassembly processes. In this study, a new assembly design of nuclear fuel rods for intermediate examination is introduced. Furthermore, tools for treating the irradiated fuel rod assembly are introduced, and their performance is verified by an out pile test.

영상처리기술에 의한 사용후핵연료 집합체의 제원 측정

구대서,박성원 한국비파괴검사학회 2002 한국비파괴검사학회지 Vol.22 No.1

수중에서 사용후 핵연료 제원측정 시험의 효율성을 높이고 측정오차를 줄이기 위하여 수중 영상측정방법을 개발하였다. 이 시스템의 모의 핵연료봉 직경 및 측정치는 실제값 기준으로 할 때, 각각 -0.24±0.03mm, 0.34±0.06mm이고 측정 최대오차는 각각 -0.3mm 및 0.4mm 이내였다. 실제 사용후핵연료에 대한 수중 제원측정결과 고리원자력 2호기에서 2주기 동안 연소한 핵연료 집합체 J44의 핵연료봉 직경은 설계치 기준으로 할 때 핵연료봉 상ㆍ하단부 직경은 2.0%, 중앙부의 직경은 3.0% 정도 감소하였으나 핵연료봉의 길이는 0.4% 정도 신장하였다. 고리원자력 1호기에서 3주기 동안 연소한 핵연료 집합체 F02 의 핵연료봉의 직경 및 길이는 핵연료 집합체 J44의 결과와 비슷한 경향을 나타내었다. A pool image processing measurement method has been developed to improve the examination efficiency and to minimize the errors of dimensional measurements of spent fuel assemblies in pool. Diameter and length measurements of mock-up fuel rods using the image processing system are 0.24±0.03mm, 0.34±0.06mm on the basis of the true value and their maximum errors are within -0.3 and 0.4mm, respectively. According to the result of dimensional measurement of spent fuels in pool, the upper and lower part diameter and mid part diameter of fuel rods of the J44 fuel assembly irradiated for 2 cycles in the Kori-2 nuclear reactor were decreased by about 2.0 and 3.0% in comparison with design values, respectively. The length of fuel rods was elongated by about 0.4%. The change behavior of diameter and length of fuel rods of the F02 fuel assembly irradiated for 3 cycles in the Kori-1 nuclear reactor showed a trend similar to the results of J44.

16×16 개량핵연료 연료봉의 수력적 안정성에 관한 연구

전상윤 한국전산구조공학회 2005 한국전산구조공학회논문집 Vol.18 No.4

The fuel rod instability can be occurred because of the axial and cross flow due to the flow anomaly and/or flow redistribution in the lower core plate region of the pressurized water reactor. The fuel rod vibration due to the hydraulic instability is one of the root causes of fuel failure. The verification on the fuel rod vibration and instability is needed for the new fuel assembly design to verify the fuel rod instability. In this study, the fuel rod vibration and stability analyses were performed to investigate the effect of the grid height, fuel rod support condition, and span adjustment on the fuel rod vibration characteristics for the advanced 16×16 fuel assembly design. Based on the analysis results, the grid height and grid axial elevation of the advanced 16×16 fuel assembly design were proposed. 경수로 원자로 하부구조물에서 발생되는 유로의 불균일성에 기인하는 교차류와 핵연료집합체의 수력저항의 차이에 의해 발생하는 교차류, 그리고 축류 등에 의해 유발되는 연료봉의 불안정성은 핵연료손상의 원인이 될 수 있으므로, 새로운 연료 개발 시 연료봉에 대한 진동 및 안정성 해석을 수행하여 연료봉 진동과 불안정성 발생 여부를 확인하고 있다. 본 연구에서는 새로 개발된 고리 2호기용 16×16형 개량핵연료 집합체에 대한 연료봉의 진동 및 안정성 해석을 수행하여 지지격자 높이와 위치, 그리고 지지조건 등이 연료봉의 진동특성 및 안정성에 미치는 영향을 평가하였다. 그리고 해석결과에 근거하여 개량연료 집합체에서 중간지지격자 높이와 각 지지격자의 위치를 제안하였다.

3 차원 간극 열전도도 모델을 이용한 핵연료봉의 열적 비대칭 거동 해석

강창학(Chang Hak Kang),이성욱(Sung Uk Lee),양동열(Dong Yol Yang),김효찬(Hyo Chan Kim),양용식(Yong Sik Yang) 대한기계학회 2015 大韓機械學會論文集A Vol.39 No.3

원자력 발전소의 반응로에는 핵분열 에너지를 생성하고 방사성 물질의 유출을 막는 핵연료 집합체가 있으며, 이러한 집합체는 핵연료와 피복관으로 구성되어 있는 핵 연료봉으로 구성되어 있다. 원자로에서 핵연료봉 거동의 안전성을 평가하기 위해 해석적인 방법을 적용하며 이러한 평가 코드를 핵 연료 성능 코드라 한다. 경수로 핵연료 해석에서는 간극의 두께에 따라 열전도도가 크게 영향을 받는 간극 열전도도가 주요 거동해석에 영향을 미친다. 본 연구에서는 간극 두께에 따라 열전도도가 변화하는 3 차원 간극 요소(Gap element)를 제안하였으며, 이를 적용하기 위해 3 차원 열탄성 모듈을 FORTRAN90을 이용하여 개발하였다. 제안된 3 차원 간극 요소를 이용하여 핵 연료봉에서 발생할 수 있는 비대칭적인 형상인 핵 연료 표면에 결함이 생긴 경우 MPS(Missing Pellet Surface)와 핵연료봉의 편심(Eccentricity of the nuclear fuel rod) 형상에 대하여 3 차원 해석을 진행하였다. A fuel assembly consists of fuel rods composed of pellets (UO2) and a cladding tube (Zircaloy). The role of the fuel rods in the reactor is to generate heat by nuclear fission, as well as to retain fission products during operation. A simulation method using a computer program was used to evaluate the safety of the nuclear fuel rods. This computer program has been called the fuel performance code. In the analysis of a light water reactor fuel rod, the gap conductance, which depended on the distance between the pellets and cladding tube, mainly influenced the thermomechanical behavior of the fuel rod. In this work, a 3D gap element was proposed to simulate the thermo-mechanical behavior of the nuclear fuel rod, considering the gap conductance. To implement the proposed 3D gap element, a 3D thermo-mechanical module was also developed using FORTRAN90. The asymmetric characteristics of the nuclear fuel rod, such as the MPS (missing pellet surface) and eccentricity, were simulated to evaluate the proposed 3D gap element.

사용후핵연료 FE 모델링 기법 및 실험계획법을 이용한 핵연료집합체 연료봉 장입변수 최적설계

이재준(Jae Jun Lee),이제원(Je Won Lee),손세익(Se Ick Son),이성기(Seong Ki Lee),김재훈(Jae Hoon Kim) 대한기계학회 2021 大韓機械學會論文集A Vol.45 No.10

핵연료집합체는 크게 구조건전성을 담당하는 골격체와 UO₂ 소결체를 포함하는 다수의 연료봉으로 구성된다. 각 연료봉은 골격체 내 지지격자 셀에 마찰력을 동반한 억지끼워맞춤으로 장입되고, 이때 발생한 장입하중에 의해 제조 후 집합체는 횡방향으로 변형된다. 각 지지격자 셀마다의 연료봉 장입력을 알아보기 위해 시험 및 해석을 수행하였고, 도출한 장입력을 바탕으로 장입 시 발생하는 골격체 부가하중 및 장입 후 발생하는 연료봉 탄성복원 하중을 산출하였다. 집합체 특성시험 결과를 기반으로 하는 사용후핵연료 FE 모델링 기법과 장입력을 바탕으로 산출한 하중들을 이용하여 집합체 전체 FE 모델을 최적화하였다. 최적 FE 모델과 직교배열표 기반 실험계획법을 이용하여, 집합체 변형 최소화를 목적으로 하는 최적의 연료봉 장입변수(장입순서 및 속도)를 도출하였다. Nuclear fuel assembly (FA) typically comprises several fuel rods with UO₂ pellets and a skeleton that is responsible for structural integrity of the FA. When fuel rods are inserted into the grid cells of the skeleton, specific insertion forces are applied at the rods and skeleton, and the FA may be deformed by these forces after manufacturing. Tests and finite element (FE) analyses are performed to obtain the insertion forces of the fuel rods on the grid cells. The loads added at the skeleton during insertion and elastic recovery loads of the rods after insertion are calculated using the insertion forces. The FE model for the FA is then optimized using the spent nuclear fuel (SNF) FE modeling method and the two calculated loads; the SNF FE modeling method is based on characteristic tests of the FA. Further, the insertion variables of the fuel rods, i.e., insertion velocity and sequence, are optimized using the FE model and design of experiments based on an orthogonal array.

삽입 및 이동 가능한 연료봉 지지부의 지지격자 형상

송기남(Kee Nam Song),이상훈(Sang Hoon Lee) 대한기계학회 2010 大韓機械學會論文集A Vol.34 No.7

지지격자체는 경수로 핵연료집합체의 가장 중요한 핵심 구조부품이다. 지지격자체 설계시의 고려사항은 원자로 운전중에 연료봉의 지지건전성을 유지하도록 하는 것이다. 본 연구에서는 연료봉이 유동기인진동에 의해서 진동할 때 연료봉과 연료봉 지지부 사이에서 상대변위를 완화해 줌으로서 연료봉의 프레팅 마모손상 가능성을 감소시킬 수 있는 이동 가능한 연료봉 지지부로 구성된 새로운 지지격자체 형상을 제안하였다. 아울러 제안된 이동 가능 지지부의 연료봉 지지특성을 유한요소해석을 통해 분석하였다. A spacer grid assembly is one of the most important structural components of the nuclear fuel assembly of a Pressurized Water Reactor (PWR). A primary design requirement is that the fuel rod integrity be maintained by the spacer grid assembly during the operation of the reactor. In this study, we suggested a new spacer grid assembly having a fuel rod support, which is capable of sliding when the fuel rod vibrates due to flow-induced vibrations in the reactor. By adjusting the relative displacement between the fuel rod and its support, the proposed design will help in reducing fuel rod fretting damage.

3차원 유한요소를 이용한 핵연료와 피복관 기계적 거동 해석

서상규(Sang Kyu Seo),이성욱(Sung Uk Lee),이은호(Eun Ho Lee),양동열(Dong Yol Yang),김효찬(Hyo Chan Kim),양용식(Yong Sik Yang) 대한기계학회 2016 大韓機械學會論文集A Vol.40 No.5

원자력 발전소의 반응로에 핵연료 봉으로 이루어진 집합체가 있으며 핵 연료의 연소를 통한 열을 이용하여 발전을 한다. 핵연료 봉은 핵연료와 그를 감싸는 피복관으로 이루어졌으며 연소되는 동안 서로의 상호작용에 대한 해석은 안전성을 평가함에 있어 중요한 사실이다. 본 논문에서는 핵연료와 피복관의 연소 상태에서 기계적 상호작용에 대한 해석 방법에 대하여 제시한다. 온도 해석에 있어서 핵연료와 간극 사이에서의 열전도도가 중요하며 간극 거리와 접촉여부에 따른 접촉 압력이 또한 중요 요소이다. 이에 간극 열전도도는 비결정론적이기 때문에 이를 해결할 수 있는 방법에 대하여 제시했다. 핵 연료의 열팽창에 따른 피복관과의 접촉을 해결하기 위한 계산을 수행하였고 그에 따라 접촉 시 발생하는 응력이 항복함수를 넘어 소성 변형이 일어날 경우 또한 고려하였다. 핵연료의 열팽창에 따라 피복관과 접촉에 의한 소성 변형을 해석하므로 핵연료 봉의 안정성을 평가할 수 있다. 이를 적용하기 위해 3차원 유한요소 모듈을 FORTRAN90을 이용하여 개발하였다. 핵연료와 피복관의 접촉에 의한 탄소성 변형을 주로 다루며 두꺼운 실린더를 통한 간단한 이론 모델을 제시하여 코드에 대해 검증을 실시하였다. In a nuclear power plant, the fuel assembly, which is composed of fuel rods, burns, and the high temperature can generate power. The fuel rod consists of pellets and a cladding that covers the pellets. It is important to understand the pellet-cladding mechanical interaction with regard to nuclear safety. This paper proposes simulation of the PCMI. The gap between the pellets and the cladding, and the contact pressure are very important for conducting thermal analysis. Since the gap conductance is not known, it has to be determined by a suitable method. This paper suggests a solution. In this study, finite element (FE) contact analysis is conducted considering thermal expansion of the pellets. As the contact causes plastic deformation, this aspect is considered in the analysis. A 3D FE module is developed to analyze the PCMI using FORTRAN 90. The plastic deformation due to the contact between the pellets and the cladding is the major physical phenomenon. The simple analytical solution of a cylinder is proposed and compared with the fuel rod performance code results.