For economic and safe management of Spent Nuclear Fuel (SNF), it is very important to maintain the structural integrity of SNF and to keep the fuel undamaged and handleable. The cladding surrounding nuclear fuel must be protected from physical and mechanical deterioration. The structural evaluation of SNF is very complicated and numerically demanding and it is essential to develop a simplified model for the fuel rod. In this study, a simplified model was developed using a new cladding failure criterion. The simplified model was developed considering only the horizontal or lateral static load utilizing the cladding material properties of irradiated Zirclaoy-4, and applicability in horizontal and vertical drop impacts was investigated. When a fuel rod is subject to bending, a very complicated 3D stress state is generated within the vicinity of the pellet–pellet interface. A very localized stress concentration is observed in the area where the edges of the pellets contact the cladding. If the failure strain criteria obtained from the uniaxial tension test or biaxial tube test is applied, failure is predicted at the beginning stage of loading with premature through-thickness stress or strain development. The localized contact stress or strain is self-limiting and is not a good candidate for the cladding failure criteria. In this work, a new cladding failure criterion is proposed, which can account for the localized stress concentration and the through-thickness stress development. The failure of the cladding is determined by the membrane plus bending stress generated through the thickness of the cladding, which can be calculated by a process called stress linearization along the stress classification line. The failure criterion for SNF was selected as the membrane plus bending stress through stress linearization in the cross-sections through the thickness of the cladding. Because the stress concentration in the cladding around the vicinity of the pellet–pellet interface cannot be simulated in a simplified beam model, a stress correction factor is derived through a comparison of the simplified model and detailed model. The applicability of the developed simplified model is checked through horizontal and vertical drop impact simulations. It is shown that the stress correction factor derived considering static bending loading can be effectively applied to the dynamic impact analyses in both horizontal and vertical orientations.

고준위폐기물 처분용기를 처분장에서 처분 시 사고로 운송차량에서 추락낙하 하여 지면과 충돌하는 경우 처분용기에 가 해지는 충격력에 의해 처분용기에 응력이 발생한다. 본 논문에서는 고준위폐기물 처분용기의 구조안전성 설계과정의 일환으 로 이와 같은 충격력에 의하여 여러 가지 처분용기 모델에 발생하는 응력에 대한 비교연구를 수행하였다. 연구의 주된 내용 은 이와 같은 비교연구를 통하여 구조적으로 건전한 처분용기의 설계에 관한 것이다. 처분장에서 운반차량으로 처분용기 운 반 중 사고로 추락낙하 하여 지면과의 충돌 시에 처분용기에 가해지는 충격력은 기구동역학해석 상용 컴퓨터코드인 RecurDyn으로 구하였다. 이렇게 구한 충격력에 의하여 여러 가지 처분용기 모델에 발생하는 응력 및 변형은 유한요소해석 상용 컴퓨터코드인 NISA를 이용하여 구하였다. 이 응력과 변형 값들의 비교 검토를 통하여 구조적으로 건전한 처분용기에 대한 연구를 수행하였다. 연구결과 처분용기 내부 고준위폐기물 다발을 감싸는 외곽 벽의 두께가 두꺼워 질수록 또는 처분 용기의 직경이 커질수록 처분용기에 발생하는 응력이 커지는 것을 알 수 있었다. 그러나 처분용기에 가해지는 충격력도 처 분용기의 직경이 커짐에 따라 증가하였다. 그럼에도 불구하고, 단위 충격력 당 발생하는 변형의 크기는 직경이 증가함에 따 라 감소하였다. 따라서 결론적으로 직경이 증가할수록 처분용기는 구조적으로 건전함을 알 수 있었다.

저장조에 위치한 사용후핵연료는 가혹한 원자로 조건에 의해 구조적 건전성이 와해되므로 외력에 취약하다. 따라서 운반 및 취급 중 사고 상황이 고려되어야 한다. 극단적인 경우, 핵연료 취급 중 사고로 인해 핵연료 저장조에서 핵연료집합체 낙하 가 발생할 수 있다. 이러한 사고 상황 하에서 연료봉 파손 등을 평가하기 위해서 수조에 충돌할 때 발생하는 충돌력을 분석 할 필요가 있다. 이는 핵연료가 수조 바닥에 충돌할 때의 속도를 입력으로 하여 평가될 수 있다. 연료봉이 핵연료 중량 및 부 피의 대부분을 차지하고 있으므로, 연료봉 다발은 수중 항력을 예측하는데 중요한 역할을 한다고 볼 수 있다. 본 연구에서는 3×3 의 짧은 연료봉 다발을 모델로 사용하여 수중에서 낙하할 때 받는 수력을 계산하였고, 이를 전산모사와의 비교를 통하 여 검증하였다. 본 방법론을 사용후핵연료 건전성 평가에 적용할 수 있을 것으로 기대된다.