Establishment and Validation of Reactor Core Simulator for Subchannel Thermal-hydraulic and Neutron Transport Coupled Analysis

Abstract

최근 가동 원전 및 노심 설계 단계에서 직면하는 문제들에 대하여 고정밀 해석을 기반으로 안전여유도에 대한 신뢰도 증진을 위한 노력이 진행되고 있다. 특히 원자로 노심의 성능을 제한하는 주요 안전 관련 이슈로는 핵연료봉 주위의 크러드 침적에 의해 발생하는 축방향 출력분포 이상과 사고 상황 시 피복재의 건전성 등이 있으며 이와 같은 현상들에 대한 고정밀 해석 수행을 위해 국부 현상을 모사할 수 있는 정밀한 모델링과 열수력, 노물리, 그리고 핵연료 해석 등을 아우르는 다물리 코드 간의 연계가 요구된다. 이러한 배경을 바탕으로 다양한 기관에서 고정밀 다물리 해석 체계 개발을 위한 연구가 활발히 진행되고 있으며 미국 CASL 프로젝트의 VERA가 대표적이다. 노심 다물리 해석 체계 내에 열수력 해석에는 적용성 및 신뢰도 측면에서 부수로 코드가 널리 활용되고 있다. 본 연구의 선행 연구에서는 한국원자력연구원에서 개발한 이상유동 열수력 해석 코드 CUPID의 부수로 해석 능력 확장을 위한 연구가 진행되었으며 그 과정에서 부수로 모델 개선 및 봉다발 실험 대상 검증이 수행되었다. 이어 본 연구에서는 CUPID 코드의 부수로 해석 성능을 활용하여 가동 원전에서 발생할 수 있는 노심 성능 및 안전 관련 현안에 대한 고정밀 해석을 수행하고자 하였다. 따라서 본 연구의 목표는 CUPID와 전노심 중성자 수송 코드 nTER를 활용한 노심 부수로-중성자 수송 연계 체계 수립 및 검증을 수행하는 데 있다. CUPID와 nTER는 연계 변수 교환을 통한 외재적인 방법으로 연계되었다. CUPID는 부수로 단위의 냉각재 온도와 밀도, 핵연료봉 소결체의 중심 및 표면온도, 피복재 온도, 그리고 안내관 온도를 전달하며 nTER는 봉 단위 출력과 핵연료의 연소도를 제공한다. 연계 변수의 교환은 소켓 통신 기반 서버 프로그램을 매개로 하여 진행되며 서버 프로그램은 변수 교환 과정에서 격자 보정을 수행하고 nTER의 수렴 여부를 확인한다. CUPID/nTER 연계 체계는 Picard iteration을 통해 다물리 해석을 수행하며 nTER가 수렴에 도달하면 계산이 종료된다. CUPID/nTER 연계 체계의 적용 가능성을 시연하기 위해 가동 원전인 신고리 1호기 (OPR-1000)와 신고리 3호기 (APR-1400)를 대상으로 주기 초 (BOC) 계산을 수행하였다. 해석 결과 BOC 가동 조건에서의 열수력 인자 (냉각재 및 핵연료 온도, DNBR)와 출력 분포, 그리고 임계 붕소 농도를 얻을 수 있었다. 이후 연계 코드의 검증을 위하여 VERA 벤치마크와 BEAVRS 벤치마크를 대상으로 제 1주기 연소 계산을 수행하였다. 이때 핵연료 연소도 증가에 따른 소결체 열전도도 저하 현상을 고려하기 위해 NFI 모델을 도입하여 CUPID의 핵연료봉 열전도 방정식에 반영하였다. 기존 MATPRO-11 상관식과 NFI 모델을 이용하여 해석한 결과를 비교하였을 때 소결체 중심온도 결과에 상당한 차이가 발생함을 확인하였고 이를 통해 핵연료의 연소도가 연계 해석 결과에 미치는 영향과 핵연료 물성치 모델 정확도의 중요성을 확인하였다. 또한, W-3 상관식을 이용한 DNBR 계산을 통해 연소 진행에 따른 최대 국부 열속의 감소로 최소 DNBR이 증가하는 결과를 확인하였다. 연계 코드의 검증은 CUPID/nTER 계산 결과 도출된 임계 붕소 농도와 벤치마크 기술서에 제시되어 있는 측정 붕소 농도와의 비교를 통해 수행되었다. 이어서 VERA의 노심 해석 체계인 VERA-CS 계산 결과와의 코드 간 상호 검증을 진행하였다. 검증 결과 측정 붕소 농도와 평균 23ppm 내의 오차로 발전소 데이터를 잘 모의하였고 VERA-CS 와 비교하였을 때 임계 보론 예측에 있어 비슷한 성능을 보임을 확인하였다. 이를 통해 가동 조건에서의 노심 해석 체계로서 CUPID/nTER 연계 코드 의 성능을 확인하였다.

In recent decades, there have been numerous efforts to enhance the reliability of safety margin by addressing the operational and design challenges through a high fidelity simulation. Especially the operational issues, which can limit the performance of a reactor, such as axial offset anomaly (AOA) and safety-related issues such as integrity of cladding during an accident, are being considered as primary subjects of the simulation. High fidelity reactor core simulation for those challenging problems requires advanced modeling to achieve high-resolution for local phenomena. Furthermore, the coupling of each physics such as thermal-hydraulics, neutronics, and fuel performance is inevitable since those are inter-related in the phenomena that occurred in nuclear reactors. In this context, the researches for developing a high fidelity multiphysics analysis tool have been progressed in various institutes, for instance, VERA (Virtual Environment for Reactor Applications) in CASL (Consortium for Advanced Simulation of LWRs). For a thermal-hydraulic analysis tool, a subchannel analysis code has been widely used due to its applicability and reliability. Using a two-phase thermal-hydraulic analysis code, CUPID, the study to improve the subchannel scale analysis capability of CUPID was conducted in the previous study. In addition, the improvement of the models and code validation against rod-bundle experiments have been consistently progressed. In the present study, using the subchannel analysis capability of CUPID, a multiphysics simulation for the reactor core was conducted by coupling with a whole core neutron transport code, nTER. Therefore, the objective of this study is to establish the coupled CUPID/nTER reactor core simulator to deal with operational challenges and to validate the capability of the coupled code system. CUPID and nTER were externally coupled through an interface server program. In the process of the simulation, CUPID provided the subchannel scale coolant temperature, density, temperatures at the pellet centerline, pellet surface, and cladding, while nTER transferred the pin-wise relative power and fuel burnup. These coupling variables were exchanged through the developed interface server program using socket communication. In addition, the server program carried out data mapping to consider the difference in reactor core grid configuration between two codes. The simulation was conducted using the Picard iteration between CUPID and nTER. When the converged solution is obtained in nTER, the whole simulation is terminated. To demonstrate the application of the coupled code system, the Beginning-of-Cycle (BOC) simulations for operational reactors such as Shin-Kori Unit 3 (APR-1400) and Shin-Kori Unit 1 (OPR-1000) were conducted. As a result of the simulation, the steady-state parameters such as coolant properties, fuel rod temperatures, DNBR, pin power, and critical boron concentration at BOC were obtained. To verify the reliability of the simulation result, minimum DNBR and critical boron concentration were compared with FSAR data. Afterward, for validation of the coupled code, depletion calculations for the first fuel cycle were conducted against VERA Core Physics Benchmark problem 9 and BEAVRS Benchmark. To consider the burnup increase in the depletion calculation, the NFI (Nuclear Fuels Industries) model was implemented to consider the degradation of urania pellet thermal conductivity. The significant difference in pellet centerline temperature was observed after the implementation of the NFI model, which showed the influence of fuel burnup on the fuel rod temperature and significance of the accuracy of fuel material property correlation. Furthermore, preliminary DNBR analysis was performed using W-3 correlation and it was found that the minimum DNBR increased along the fuel cycle due to the decrease in the maximum local heat flux. The validation was carried out through a comparison of calculated boron concentration and measured data. In addition, the code-to-code comparison with VERA-CS (VERA Core Simulator) was conducted. The CUPID/nTER core simulator showed good agreement with the measured data where the average absolute error was under 23 ppm for both benchmarks. Compared with VERA-CS, the simulation results showed a comparable capability of prediction for critical boron. Through the benchmark results, the performance of coupled CUPID/nTER code was validated as a reactor core simulator for operational conditions.