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학술대회자료
저자정보
최민영 (한전원자력연료) 나연수 (한전원자력연료) 정태식 (한전원자력연료) 류수필 (한전원자력연료) 이승재 (한전원자력연료)
저널정보
대한기계학회 대한기계학회 춘추학술대회 대한기계학회 2017년도 학술대회
발행연도
2017.11
수록면
2,787 - 2,792 (6page)

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In pressurized water reactor (PWR), nuclear fuel rod comprises a pile of fuel pellet surrounded by a cladding. Sintered extensively uranium oxide and mixed oxide pellets are used as a nuclear reactor fuel. More advanced fuels are recently required for the more severe operating condition such as higher burn-up and increased fuel cycle. Among the advanced fuel pellet, Missing Pellet Surface (MPS) reduction pellet is considered recently. MPS predominantly extended to the pellet end. The fragment of fuel materials produced by such chipping may become trapped in the gap between the peripheral wall of the pellets and the cladding and increase the mechanical stress on the cladding, which can lead to local cladding failure due to pellet clad mechanical interaction (PCMI). To solve this problem, research is conducted on the modification of the fuel pellet shape such as dish and chamfer. In this study, the changed dish and chamfer of the nuclear fuel pellet are first simulated using Finite Element Method (FEM). From the simulated samples, the mechanical testing is performed to find the lowest percent defective of fuel pellets. Especially, the loadability test is performed to evaluate the chipping reduction performance of stacked fuel pellet behavior in the fuel rod.

목차

Abstract
1. 서론
2. 시험 절차
3. 결과
4. 결론
참고문헌

참고문헌 (0)

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