2층 노심 AMBIDEXTER에 대한 방사성핵종 생성/소멸 특성해석 코드개발
A Computer Code for Analysis of Radioactive Nuclide Generation and Depletion in the Double-Banked AMBIDEXTER CORE
- 주제(키워드) Molten Salt Reactor , AMDEC , 방사성핵종
- 발행기관 아주대학교 대학원
- 지도교수 오세기
- 발행년도 2008
- 학위수여년월 2008. 8
- 학위명 석사
- 학과 및 전공 일반대학원 에너지학과
- 본문언어 한국어
초록/요약
용융염핵연료를 이용하는 원자력시스템 설계는 액체상태 핵연료의 특성 및 가동중 연료정화공정의 특성 때문에 기존 코드에서 사용하는 핵종 생성 및 붕괴 모델로는 원자로 및 핵연료 설계의 신뢰성 확보에 제약이 있다. 따라서 본 연구에서는 액체핵연료를 이용하는 미래형 원자력에너지시스템의 방사성핵종 생성/소멸 특성해석에 적합하도록 AMDEC(A Computer code for Molten Salt Reactor to Calculate Nuclide DEcay and Creation) 코드를 개발하였으며 개념설계 코드로서 신뢰성을 확인하는 연구를 포함하였다. AMBIDEXTER의 핵연료물질은 국내에서 개발 성공한 DUPIC 핵연료주기 기술을 이용하고 있으며, 노심의 씨드 격자영역에서는 열 출력 및 잉여중성자를 생산하고, 블랑킷 영역에서는 잠재 핵분열성물질을 중성자 포획반응으로 핵분열성물질로 전환시킬 뿐만 아니라 고속중성자원자로와 유사한 중성자 에너지 분포를 나타내어 Pu의 연소효율을 높이도록 설계되고 있다. 핵연료가 연소하면서 생성되는 핵분열생성물질 가운데 핵연료용융염에 용해되지 않는 불활성기체는 주입 헬륨가스에 포획되어 제거하며, 불활성금속은 열교환기, 파이프, 등 금속성용기 표면에 흡착되어 제거하고, 다른 핵종들은 소규모의 온라인 고온전기화학공정을 이용하여 분리한 후에 정화된 핵연료용융염은 핵반응으로 손실양을 보충하여 원자로내로 재유입 된다. AMDEC 코드는 이와 같이 핵종의 생성, 소멸 현상뿐 아니라 연속적으로 분리, 주입하는 정화공정에 의한 원자로 계통 내에서의 핵종농도 변화를 시간 종속함수로 계산 할 수 있으므로 지금까지 AMBIDEXTER 개념설계 연구에 사용해온 ORIGEN2 코드를 대체하여 설계의 신뢰성을 향상시키는데 기여할 것이다. AMDEC 코드의 이론은 잘 알려진 1700여 핵종 농도 균형조건을 나타내는 비선형 일차연립미분방정식을 연속주입 및 추출모델을 포함하는 이층노심에 적합하도록 확장하였다. 그리고 원자로형 및 핵연료 물질에 대응하는 1군 라이브러리를 사용하 는 ORIGEN2 코드와는 달리 중성자 스펙트럼이 상이한 각 영역 별로 각각 다른 라이브러리를 사용하여 핵종농도의 연소를 계산하였는데 붕괴상수 라이브러리는 각 핵종의 반감기, 붕괴모드, 회수모드, 회수가능 열에너지, 자연 존재비, 방사성독성, 자료를 포함하고, 핵반응단면적 라이브러리는 (n,g), (n,2n), (n,3n), (n,), (n,p), (n,fission)와 각 핵분열생성물질의 생성 분율 상수를 제공한다. AMDEC 코드는 ORIGEN2와 유사한 1차 연립 미분방정식, dX/dt = [A]X+B 로 간단하게 표현할 수 있으며, 행렬 A의 차수는 노심 영역수 및 계통 기기수의 조합으로 결정되지만 본 연구에서는 2층 노심의 AMBIDEXTER-DUPIC에 적합하도록 3400x3400로 제한하였다. 행렬의 대각선 항은 방사선 붕괴, 중성자 포획 및 인접한 영역으로 유출, 그리고 정화공정에 의한 제거율의 합으로서 핵종의 손실율을 나타내며, 핵종별 최대 14개의 비대각선 항이 다른 핵종으로부터의 붕괴, 핵분열생성 및 중성자포획 및 인접한 영역으로부터 유입의 합으로서 핵종의 생성율을 나타내므로, 이 밖의 대부분의 비대각선 항은 0의 값을 갖는 sparse matrix특성을 갖는다. 또한 벡터 B는 연소로 손실된 핵연료를 외부에서 공급하는 연속 주입율을 나타낸다. 개발된 AMDEC 코드의 효용성을 검증하기 위해 AMBIDEXTER-DUPIC을 대상으로 ORIGEN2 시뮬레이션과 비교하였다. 즉, PWR 사용 후 핵연료를 DUPIC 기술의 전처리공정과 저온 불화공정을 이용하여 95%의 잉여우라늄을 제거한 불소화합물을 NaF-ZrF4에 용해한 핵연료용융염이 장전된 2층 노심의 AMBIDEXTER-DUPIC을 ORIGEN2의 씨드격자 노심, 블랑킷격자 노심 및 씨드-블랑킷격자 2영역 노심모델경우와 동일한 출력분율로 가동한다고 가정하고, 각 핵종농도의 시간변화율을 계산, 비교하였다. 결과를 종합하면, ●AMDEC 코드는 중성자 스펙트럼이 상이한 영역에 대해 차별화된 중성자 스펙트럼으로 가중된 유효 미시단면적 라이브러리를 사용함으로써 서로 다른 영역에서의 연소에 의한 핵종변화를 1% 오차로 모사 할 수 있으며, ●핵연료의 유동에 의해 다른 영역간의 커플링 효과도 고려 할 수 있었다. ●Pu의 융해도 한계문제를 해결하기 위해 제안된 블랑킷 노심을 연결함에 있어 씨드 블랑킷이 병렬로 연결된 2영역 노심 모델보다 씨드 블랑킷이 직렬로 연결되어 있는 2층노심이 블랑킷에 의한 악티나이드 연소에 5%더 효과적임을 알 수 있었다. 그리고, 신뢰성 및 정확성을 개선하기 위해 ●운전주기 동안 초우란 악티나이드 핵종들과 같은 핵종들의 성분비율이 빠르게 변하기 때문에 발생하는 스펙트럼의 변화에 의한 라이브러리 보정이 100~150 마다 필요하다 ●AMBIDEXTER-DUPIC 원자로에서 핵분열 반응에 상당한 비중을 차지하는 Pu239의 보다 정확한 농도변화계산이 필요하며 ,ORIGEN2의 결과와 차이를 보이는 Cm 계열의 핵종농도 변화검증이 필요하다. ●또한, 핵종농도계산 뿐만 아니라 물질수지 계산을 위하여 각 핵종의 reaction rate를 계산하는 subroutine이 필요하며, ●행렬 A의 비대각선 항 대부분이 0의 값을 갖는 Sparse matrix이므로 수치해석계산에서 제외한다면 계산시간과 컴퓨터용량을 획기적으로 줄일 수 있을 것으로 기대되므로 위 사항에 대해 연구가 계속되어야할 것이다.
more초록/요약
As the AMBIDEXTER-DUPIC is a fluid-fuel reactor system and has two types of different lattices, such as the seed and the blanket, design analysis for fuel and physics with conventional depletion codes is limited. Therefore, AMDEC(A Computer code for Molten Salt Reactor to Calculate Nuclide DEcay and Creation) was developed to assess the radioactive nuclide depletion characteristics of advanced nuclear energy systems. In addition, validation tests required for a conceptual design code were executed. DUPIC technology, recognized as a highly transparent method for reprocessing the PWR spent fuel, is used to produce AMBIDEXTER fuel materials. While the seed lattice zone of the reactor core dominantly functions of producing thermal power and surplus neutrons, the blanket lattice zone of it transmutes fertile actinides to fissile by neutron capture reactions. In addition, the blanket lattice zone has a fast neutron spectrum which is similar as fast reactor so that burning of Pu is elevated. Among the fission products produced by fuel burn up, the noble gases are removed by separation from solvent, the noble metal group is removed by plating out on the surface of metal components, and several other nuclide groups are removed by high temperature chemical process and then, the reconditioned fuel salt is re-entering into core after the purification treatment. The AMDEC is designed to simulate these nuclide generation, destruction, purification, and fuel flow processes so that it can calculate nuclide concentration change over time in different reactor components. By replacing the ORIGEN2 code by the AMDEC, the physics design code system for MSR-type reactors would improve its calculation accuracy. The AMDEC uses a matrix exponential method to solve the coupled, non-linear first-order ordinary differential equation system, and is capable of analyzing physics performances of the double-banked AMBIDEXTER core, including the effects of the on-line reprocessing and on-line fuel feeding process. Besides, this code can simultaneously handle different library sets corresponding to the reactor and fuel types. A library set includes data of half life, decay type, microscopic cross-section, and the fraction of (n,g), (n,2n), (n,3n), (n,), (n,p), (n,fission) and fission products. The equation used in the AMDEC can be simplified as follows : dX/dt X = [A]X+B Matrix A is combination of total number of the reactor core zone types and the system components, that affect the isotopic concentration characteristics of the reactor system. In this study, only two core zone types, the seed core and blanket core zones, in the double-banked AMBIDEXTER are considered and, therefore, the dimension of A is 3400x3400. The diagonal elements in matrix A are non-zeros. These entries represent the loss rate of a nuclide by radioactive disintegration, neutron capture, flowing form the zone or the component, and removed by reprocessing. Matrix A is a sparse matrix that maximum number of non-zero off-diagonal elements in each row is 14. The vector B presents the rate of fuel material feeding from outside. To demonstrate the usefulness of the AMDEC, full power operation of the 250 MWth AMBIDEXTER was simulated. Changes in the nuclide concentrations in the fuel salt due to depletion by fuel burn up under fuel-flows were examined and compared with ORIGEN2 cases. The followings are derived as conclusions after considering all the factors; - The AMDEC, compared to ORIGEN2 simulations, can calculate the nuclides concentration changes within 1% deviation in various core zones and reactor system components by using different library sets which are weighted with each neutron spectrum; - Fuel-flow effects coupled with nuclear reactions is well reflected in the AMDEC; - The blanket lattice introduced to improve the Pu solubility problem would work well. It reduces the accumulation of fertile Pu about 20%; and - Between the serial and the parallel connections of the seed and blanket lattice zones, the serial would be more effective in burning up actinide more than 5%. To improve the efficiency and accuracy of the code; - Updating the library sets are necessary at every 100~150 FPD operation, that could take into account the effects of rapid changes in transuranic elements concentrations which affect the neutron energy spectrum; and - Simplifying the matrix algebra should significantly reduce computing time for sparse matrix A manipulation.
more목차
제1장 서론 = 1
제1절 연구의 배경 및 목적 = 1
제2절 내용 및 방법 = 3
제2장 AMBIDEXTER를 이용한 DUPIC 핵연료물질의 소멸처리 = 5
제1절 AMBIDEXTER 원자력에너지시스템 개념 = 5
제2절 DUPIC 기반 AMBIDEXTER 핵연료 모델 = 7
제1항 DUPIC 핵연료주기 = 7
제2항 R-DUPIC 기반 AMBIDEXTER 핵연료 = 9
제3절 AMBIDEXTER 설계해석 코드 시스템 = 11
제1항 ORIGEN2-HELIOS-AMBIKIN2D 코드시스템 = 11
제2항 ORIGEN2와 다영역 노심 = 12
제3장 AMDEC 알고리즘 개발 = 14
제1절 2영역 노심 AMBIDEXTER 핵연료 및 원자로계통 = 14
제2절 2영역 AMBIDEXTER 노물리 특성 = 18
제3절 AMDEC 이론 = 20
제1항 ORIGEN2 코드의 한계 = 20
제2항 2영역 노심 및 정화공정 loop에서의 핵종농도 동적거동 모델 = 21
제3항 중성자속 계산 = 23
제4항 정화공정 모델 = 24
제5항 라이브러리 조직 = 25
제6항 기타 고려사항 = 29
제7항 AMDEC 코드의 논리흐름 = 30
제4장 AMDEC 코드 신뢰도 평가 = 31
제1절 ORIGEN2 모델로의 간략화 = 31
제2절 AMBIDEXTER 핵자료 구성 및 제거율 가정 = 32
제3절 주요핵종의 기기별 농도 변화 = 35
제4절 AMDEC 코드에서 핵연료 유동에 의한 효과 = 44
제5장 2층 노심 AMBIDEXTER-DUPIC 핵종농도 해석 = 45
제6장 결론 = 54
제7장 참고문헌 = 57
