지발 중성자 군 구조 특성이 중수형 원자로의 안전성에 미치는 영향에 관한 연구
A Study on Effects of Delayed Neutron Group Structure on Safety of CANDU Reactor
- 발행기관 亞洲大學校 大學院
- 지도교수 吳世基
- 발행년도 2004
- 학위수여년월 2005. 2
- 학위명 석사
- 학과 및 전공 일반대학원 에너지학과
- 본문언어 한국어
초록/요약
1993년 우리나라의 최초 중수로인 월성 1호기가 준공된 이후 20년간 운전 중에 있으며, 또한 현재 월성 2,3,4호기가 운전 중에 있어 우리나라에선 총 4기의 중수로가 가동 중에 있다. 하지만 4기의 중수로 보유국임에도 불구하고 상용발전에 이용되고 있는 중수로 기술과 노심 특성실험 자료가 취약한 실정이다. 이러한 이유로 월성 1호기가 설계수명에 가까워지면서 구조물, 계통, 기기 등의 열화로 인해 안전여유도 감소문제(압력관의 처짐, 증기발생기 세관의 열전달 성능 저하, 계측기계통의 교정편차 등)와 핵연료에 대한 기포반응도 효과의 보수성 재평가 문제를 복합적으로 평가해야 할 필요가 발생하였다. 본 연구에서는 CANDU-6원자로 노심격자에 대하여 WIMS-D5, WIMS-AECL, PPV(POWDERPUF-V)코드를 사용하여 노심 내 물리적 특성 값인 각 Heavy element별 핵분열 반응분율을 계산하였고, 이를 ENDF/B-VI 라이브러리에 근거한 Fissile별 지발 중성자 군 data를 사용하여 노심내의 지발중성자 군 특성자료를 계산하였다. 이 값을 기반으로 기존 안전해석에 사용한 지발 중성자 군 자료의 보수성을 정량적으로 재평가하여 안전 여유도에 미치는 영향을 분석하는데 그 목적을 두고 있다. CANDU형 원자로인 월성 2,3,4호기의 최종안전성분석보고서(FSAR : Final Safety Analysis Reports)에서는 PPV코드에서 계산한 fissile별 핵분열 반응분율을 사용하였으며 지발 중성자 군은 Keeping의 6군 데이터에 Photo-neutron을 포함하여 안전성을 분석하였다. 본 연구에서는 중성자 군에 Los Alamos에서 평가한 ENDF/B-VI data에 기초한 6그룹, 8그룹 지발 중성자 값에 11Group Delayed Photo-neutron을 독립적으로 포함시켜 계산하였다. 이렇게 얻어진 지발 중성자 data가 출력변화에 미치는 영향을 해석하기 위해 반응도 궤환을 고려하지 않고 일점 동특성 방정식(Point Kinetic Equation)을 통해 MATLAB/Simulink 모델을 구성하였다. 이렇게 구성된 모델은 핵연료의 연소상태를 초기(0MWD/TeU), 평형(4000MWD/TeU), 인출(8000MWD/TeU) 연소도의 3가지 상태에서 반응도를 삽입함으로 인한 출력변화, 원자로 주기, 그리고 원자로정지시간(Reactor Trip Time)을 계산하였다. 본 논문에서 수행한 연구를 통하여 FSAR에서 사용한 총지발중성자 분율은 WIMS-D5나 WIMS-AECL로 평가한 값에 비해 초기노심과 평형노심 모두 4~8% 큰 값을 사용하고 있음을 알게 되었고, WIMS-D5와 WIMS-AECL 코드는 대등한 신뢰도를 보이고 있었다. 냉각재상실사고(LOCA : Loss of Coolant Accident)와 같은 급격한 반응도 삽입에 의한 출력변화 시 WIMS-D5와 WIMS-AECL에 의해 예측된 원자로 주기와 원자로 정지시간은 FSAR의 설계값과 잘 일치하므로 지발중성자 분율의 차이에 의한 출력변화의 차이는 무시할 수 있다. 이는 주로 급격한 출력변화에 영향을 미치는 제1군 및 2군 지발중성자 분율을 지배하는 핵종인 87Br, 137I, 88Br의 붕괴특성은 모든 코드에서 거의 같은 값을 갖고 있기 때문인 것으로 판단된다. 그러나 반응도 삽입율이 작은 출력천이의 경우 FSAR의 원자로 정지시간 예측치는 WIMS-D5, WIMS-AECL와 상당한 차이를 보였다.
more초록/요약
The Wolsung Nuclear Power Station Unit 1 has been operating slightly over 20years. This plant comes near at the designed life time and often raises the concerns if the designed safety margin would be maintained in spite of aging effect such as pressure tube sagging, decrease of the steam generator efficiency, and drafts in instrument calibration. This study aims at reevaluating the safety margin issues associated with the void coefficient of D₂O coolant. In this work, WIMS-D5, WIMS-AECL, and POWDERPUF-V codes used for calculation of the standard CANDU-6 reactor lattice properties. Among the calculated results, the fission reaction rates of each heavy element were extracted to evaluate the effective fractions of delayed neutron group of the lattice at various burnup states. For the basis, the precursor characteristics data in the ENDF/B-IV file was need. According to the Wolsung 2/3/4 FSAR(Final Safety Analysis Report), the delayed neutron data need in their safety analysis were based on the fission reaction rates from PPV simulations and 6 group delayed neutron data from Keeping but modified with photo-neutrons. In this work, we chose the cases of the delayed neutron groups of 6 group, 8 group using the ENDF/B-VI data with or without 11group photo-neutrons. Results from the above cases and the point kinetic equation model were incorporated into the dynamic simulation tool, MATLAB/Simulink. Simulation scenarios of 3burnup of the core were taken as 0MWD/teU(Fresh), 4000MWD/teU(Equilibrium), 8000MWD/teU(Exit). Also the reactivity insertions rates were assured to be ±1mk, ±3mk, and ±5mk, that might cover the various normal and abnormal situations accured during operations. And then we examined the reactor periods and associated reactor trip times at the high power trip of 112%FP. This study addresses that the total delayed neutron fractions used in FSAR were 4-8% overestimated than those evaluated with WIMS-D5 or WIMS-AECL for both fresh core and equilibrium core, and that predictions from WIMS-D5 and WIMS-AECL codes were consistently similar. Power transients induced by a rapid reactivity insertions initialed by accidents like LOCA(Loss of Coolant Accident), were simulated with different well in sets of the delayed neutron groups and showe that differences between the cases are negligible. It can be said that the reason may be because the decay characteristics of 87Br, 137I, 88Br, which govern the fractions of decay neutron group 1 and 2 affecting the rapid output change, hold almost the same values for all the codes. For the power transitions with small reactivity insertion rates, however, the reactor trip times predicted by FSAR have shown a substantial differences from those with WIMS-D5 and WIMS-AECL.
more목차
목차
제 1 장. 서론 = 1
제 1 절. 연구 배경 및 목적 = 1
제 2 절. 연구 내용 및 방법 = 4
제 2 장. Analysis Models = 6
제 1 절. CANDU-6 의 Geometry와 Materials = 6
제 2 절. 격자 코드(Lattice Code) = 9
제 3 절. 지발중성자 군 설정 = 10
제 4 절. 동특성 파라메터 적합성 분석 = 12
제 1 항. 핵분열반응 당 지발중성자 총 생성분율 평가 = 12
제 2 항. 지발중성자 군별 동특성 파라메터, βi, λi 평가 = 15
제 5 절. Simulation 모델 구성 및 MATLAB-SIMULINK 구성 = 18
제 3 장. Simulation 및 해석결과 = 23
제 1 절. 총 지발중성자 분율 = 23
제 2 절. MATLAB/Simulink 결과 = 35
제 1 항. Reactor Period와 Reactor Trip Time = 35
제 2 항. 코드별 결과값 비교 (19Group 지발중성자) = 39
제 3 항. 신뢰도 분석 = 47
제 4 항. LOCA(Loss of Coolant Accident) 사고 시 결과 = 50
제 4 장. 결론 및 토의 = 51
참고문헌 = 53
Abstract = 56
