Th/U/Pu 핵주기 이용 AMBIDEXTER-NEC의 천이노심 관리 최적화 연구
Transient Core Management Optimization for the AMBIDEXTER-NEC with Th/U/Pu Fuel Cycle
- 발행기관 亞洲大學校 大學院
- 지도교수 吳世基
- 발행년도 2005
- 학위수여년월 2005. 2
- 학위명 석사
- 학과 및 전공 일반대학원 공학계열
- 본문언어 한국어
초록/요약
용융염핵연료원자로는 1950년에서 1970년대에 ORNL을 중심으로 MSRE(실증로), MSBR(증식로) 및 MSCR(전환로), 등 다양한 규모와 용도의 MSR 설계, 건설 및 운전기술 개발사업이 추진된 바 있으며, 1990년대 후반부터 세계적으로 활발하게 진행된 핵비확산성 핵연료주기 기술개발에 건식재처리기술로서 MSR(용융염원자로)기술의 활용이 관심을 끌고 있다. 개념설계중인 용융염핵연료를 사용하는 AMBIDEXTER 원자로는 용융염이 핵분열성 물질의 핵분열로 인해 열출력을 내는 씨드격자와 잠재 핵분열성 물질의 변환을 통해 핵분열성 물질을 생산하는 블랭킷 격자로 구성된 노심을 통과하고 중간열교환기를 거친 후 정화공정에 유입되어 핵연료 주입 및 핵분열 물질의 정화를 한 후 다시 노심에 주입되는 구조를 갖는다. 선행연구에서는 이러한 AMBIDEXTER 원자로의 평형상태에서 핵종 농도를 구하는 연구를 수행하였다. 선행연구에서 수행한 전 출력노심인 평형노심의 핵종수밀도에 도달하기 위해서 평형노심에서의 기저물질, 핵분열성물질, 핵분열물질의 수밀도로 저농축 우라늄을 사용하는 SEU-기반과 90%의 ^(239)Pu를 사용하는 Pu-기반으로 초기노심을 구성하였고 최대첨두출력과 원자로의 안전성을 고려해 Excess Reactivity를 0.5mk이내에서 초기노심을 결정하였다. 이러한 Th/^(233)U 핵연료주기 AMBIDEXTER-NEC 용융염핵연료 원자로의 초기노심에서 시작한 천이노심의 목표는 평형노심 ^(233)U의 요구량에 최소한의 기간에 가장 적은 외부주입을 통해 도달하는 것이다. 천이노심에서 임계가 유지되는 각 소 구간에서 핵종농도와 중성자속의 변화율이 크지 않다고 가정하는 AMBIDEXTER-NEC 원자로시스템의 3군 핵종변환 코드인 AMBIBURN을 개발하여 좀더 정확하게 핵종변화를 분석하였다. 또한 AMBIBURN-SQUID 코드체계를 개발하여 SEU기반과 Pu기반의 경우 각각 핵변환을 거쳐 재순환되는 ^(233)U 및 ^(239)Pu의 양을 바로 주입하는 최소재순환 경우와 평형노심 요구 장전량에 이를 때까지 시설 내 저장하는 최대재순환 경우로 상황을 모사하였고 평형노심에 도달하기 위해 필요로 하는 ^(233)U를 생산하는데 걸리는 천이노심주기기간을 각 핵주기 옵션별로 평가하였다. 천이노심을 평가한 결과 AMBIDEXTER-NEC 원자로가 ^(233)U을 주 핵연료물질로 사용하고 break-even 노심이기 때문에 평형노심에 필요한 ^(233)U의 요구량에 도달하는 것은 현실적으로 불가능하다는 결과가 나타났다. 따라서 원자로에서 흑연감속재를 제거하고 노심구조와 배치를 달리하여 ^(232)Th에서 ^(233)U으로 전환율이 뛰어난 증식로를 설계해야 평형노심에 필요한 ^(233)U의 장전량을 확보할 수 있다.
more초록/요약
The molten salt reactor technology was energetically developed during 1950 to 70's at the ORNL. Various projects, such as design, construction, and operation of MSRE(prototype), MSBR(breeder), and MSCR(converter) have been attempted. In late 1990's, the MSR concept arouse interests from world nuclear industries as one of reactors to be equipped with nonproliferation fuel cycles. The AMBIDEXTER, which is being conceptually designed is composed of seed lattices where well thermalized neutron spectrum is obtained by graphite moderator and blanket lattices where the hardened neutron spectrum enhances converting fertile materials into fissile materials. The previous study determined nuclear properties of its equilibrium core. To secure the number densities of heavy elements maintained in equilibrium state, especially ^(233)U, first two initial core options were selected of a SEU-based with slightly enriched U, a Pu-based with 90% ^(239)Pu, 10% ^(240)Pu. Considering reactor safety, in initial core excess reactivity is required to be maintained within +0.5mk. With Th/U/Pu fuel cycle the transient cores period from initial to equilibrium, can be optimized under conditions of minimum external feeding rate and time until the concentrations of fissile, especially ^(233)U reach their equilibrium values. Due to the limitations of the previous code system used for equilibrium core studies, new code needs to be developed. It should be capable of calculating multi-group nuclide concentrations with continuous feeding and removing of fuel materials during on-power refuelling operations. One of this study objectives is to develope the AMBIBURN code which includes the time-dependent model of solving burn-up equations for actinide chains. Then, newly developed AMBIBURN-SQUID code system was used for transient core simulations for the above-mentioned fuel cycle options. Simulations were proceeded to find optimized paths of option scenarios that could guide the conceptual design of transient core with the shortest transient period and minimum feeding rate. According to the result of simulation, it is not feasible to breed ^(233)U enough to supply required amount for the equilibrium core. However, it can be achieved by introducing a new breeder core and replacing the present seed-blanket arrangement during the transient period. In that case, AMBIDEXTER can provide appropriate breeding ratio of ^(232)Th to ^(233)U and build up the amount of ^(233)U for equilibrium core.
more목차
차례
1. 서론 = 1
가. 연구개발 배경 = 1
나. 연구목적 = 3
2. 본론 = 4
가. 평형노심 = 4
나. 초기노심 = 7
다. 천이노심설계방법론 = 11
(1) 천이노심모델 = 11
(2) AMBIBURN 코드 = 11
(3) 시뮬레이션 절차 = 15
(4) 최적 천이노심 설계특성 = 15
라. 천이노심 최적화 평가 = 17
3. 결론 = 33
4. 토의 및 향후연구 = 35
5. 참고문헌 = 37
6. 부록 = 39
