가압 경수로형 결함 핵연료에 대한 장기 저장 거동을 연구하기 위하여 미조사 및 조사된 $UO_2$에 대한 공기 중 산화 시험을 수행하였다. 미조사 $UO_2$ 시편의 산화 시험은 250-40$0^{circ}C$ 온도 범위의 공기 중에서 수행되었으며 시험결과 전 시험 온도 구간에서 S-곡선의 무게 증가 특성을 보여 주었다. 또한 $UO_2$가 U$_3$ $O_{8}$으로 최대 변환될 때의 무게 증가율은 약 4wt%정도였다. 이 때 활성화 에너지는 35$0^{circ}C$ 이상에서는 약 110kJ/mo1로 나타났고 35$0^{circ}C$ 이하에서는 약 153 kJ/mol로 나타났다. 약35 GWD/MTU으로 연소 된 조사 $UO_2$시편에 대한 300-40$0^{circ}C$ 온도 영역에서의 공기 중 산화 시험 결과는 미조사 시편과 비교 할 때 초기에는 산화 속도가 빨리 증가하다가 산화가 진행될 수록 산화 속도가 느리게 증가하는 경향을 보여 주었으며 이 때의 활성화에너지는 약 95 kJ/mol로 나타났다. 35$0^{circ}C$ 공기 분위기에서 연소도 와 aging 효과에 대한 시험결과 특별한 산화 거동에서의 차이점을 나타내지 않았다.
To investigate the storage behavior of the defective LWR spent fuel, air-oxidation tests on non-irradiated and irradiated U $O_2$ were performed. The weight gains of non-irradiated U $O_2$ specimens are characterized by the S-shape curves at 250-40$0^{circ}C$ temperature range. One hundred percent conversion of U $O_2$ to U$_3$ $O_{8}$ corresponds with about 4％ weight increase. The activation energies are 110 kJ/mol above 35$0^{circ}C$ and 153 kJ/mol below 35$0^{circ}C$. The irradiated U $O_2$ specimens with about 35 GWD/MTU burnup were oxidized at 300-40$0^{circ}C$ in air. They show a rapid increase of weight gain at the initial stage and a slow increase at the later stage when compared with non-irradiated U $O_2$. The activation energy under these conditions is 95 kJ/mol. Burnup and aging effects of irradiated U $O_2$ were also investigated at 35$0^{circ}C$ in air environment, but the specimens appears insensitive to these variables.s.
