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저자정보
저널정보
한국원자력학회 Nuclear Engineering and Technology Nuclear Engineering and Technology 제41권 제4호
발행연도
2009.1
수록면
493 - 520 (28page)

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During the last four decades, 16 Pressurized Water Reactors (PWR) and 4 Pressurized Heavy Water Reactors (PHWR) have been constructed and operated in Korea, and nuclear fuel technology has been developed to a self-reliant state. At first, the PWR fuel design and manufacturing technology was acquired through international cooperation with a foreign partner. Then, the PWR fuel R&D by Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) has improved fuel technology to a self-reliant state in terms of fuel elements, which includes a new cladding material, a large-grained UO₂ pellet, a high performance spacer grid, a fuel rod performance code, and fuel assembly test facility. The MOX fuel performance analysis code was developed and validated using the in-reactor test data. MOX fuel test rods were fabricated and their irradiation test was completed by an international program. At the same time, the PWR fuel development by Korea Nuclear Fuel (KNF) has produced new fuel assemblies such as PLUS7 and ACE7. During this process, the design and test technology of fuel assemblies was developed to a self-reliant state. The PHWR fuel manufacturing technology was developed and manufacturing facility was set up by KAERI, independently from the foreign technology. Then, the advanced PHWR fuel, CANFLEX(CANDU Flexible Fuelling), was developed, and an irradiation test was completed in a PHWR. The development of the CANFLEX fuel included a new design of fuel rods and bundles.. The nuclear fuel technology in Korea has been steadily developed in many national R&D programs, and this advanced fuel technology is expected to contribute to a worldwide nuclear renaissance that can create solutions to global warming.
#High Burnup Fuel #Cladding #UO₂ Pellet #Mixing Vane #Spacer Grid #Fuel Assembly Test #MOX Fuel #CANDU Fuel #CANFLEX Fuel #PLUS7 Fuel #ACE7 Fuel.

목차

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참고문헌 (28)

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Averty, X. / 2003 / Tensile Tests on Ring Specimens Machined in M5 Cladding Irradiated 6 Cycles google schola B.E. Ingleby / 1986 / Fission-Product Behavior in Ceramic Oxide Fuel, Advances in Ceramics / Amer. Ceramic Soc. google schola C.B. Lee / 2004 / High Burnup UO2 Fuel Rod Performance Code INFRA / Proc. of the 2004 International Meeting on LWR Fuel Performance google schola C.B. Lee / 2005 / INFRA Code Results of FUMEX-II / IAEA CRP Improvement of models used for fuel behavior simulation (FUMEX-II) google schola D. H. Kim / 2005 / Post-Irradiation Annealing Test of High Burnup UO2 Fuel / 2005 Water Reactor Fuel Performance Meeting google schola

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