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Solid-Moderated Core Design Using Low-Enriched Uranium Modeling Fuel for Kyoto University Critical Assembly
저농축 모의 핵연료를 이용한 교토대 고체 감속 임계집합체 노심 설계

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Authors
송교성
Advisor
심형진
Issue Date
2020
Publisher
서울대학교 대학원
Keywords
LEU Modeling FuelNatural UraniumSolid-Moderated CoreNeutron SpectrumIsothermal Temperature CoefficientKUCAMcCARD저농축우라늄 모의 핵연료천연 우라늄고체-감속 노심중성자에너지스펙트럼등온온도계수교토대 임계집합체
Description
학위논문 (석사) -- 서울대학교 대학원 : 공과대학 에너지시스템공학부, 2020. 8. 심형진.
Abstract
For the Kyoto University Critical Assembly (KUCA), feasibility studies on its conversion from highly-enriched uranium (HEU) fuel to low-enriched uranium (LEU) one have been numerically conducted, recently. The main objective of this research is to design two cores using the LEU modeling fuels, which are composed of the current HEU and natural uranium (NU) fuels – the thermal spectrum core and fast-thermal hybrid spectrum core, as a feasibility study for the LEU conversion for the solid-moderated core of KUCA. And, the number of HEU plates used in the designed cores is set to less than 5,000 plates. In this research, the cores with the LEU modeling fuel are designed by a Monte Carlo (MC) neutron transport analysis code, McCARD. McCARD calculations are conducted to analyze criticality and neutron spectra of the cores. And, they are evaluated whether the designed cores can meet the safety regulations for implementation at the KUCA.
The thermal spectrum core with the LEU modeling fuel is designed. The ratio of 1H to 235U in the LEU modeling unit cell is set to 200 or higher to make a thermal spectrum. The LEU modeling cell used in the LEU modeling fuel assembly consists of four HEU plates, one NU plate and nine PE plates. The thermal spectrum core is composed of 31 LEU modeling fuel assemblies. The total number of HEU plates used in the core is 1,720 plates. Compared to the spectrum of a typical polyethylene-moderated configuration of the EE1 core at KUCA, a softened spectrum can be achieved in the thermal spectrum core. McCARD calculations are conducted to estimate the excess reactivity (ρ_ex), control rod worth, secondary shutdown reactivity (ρ_SD2), differential reactivity, which is an inserted reactivity per second when a control rod is withdrawn from the critical position, and the isothermal temperature coefficient (ITC). The thermal spectrum core satisfies all the regulatory requirements but the positive ITC is closed to the regulatory requirement of ITC. To reduce ITC, the reflector element used in the core is changed from polyethylene (PE) to graphite (Gr). By varying the reflector element from PE to Gr, the ITC decreases 19.6 pcm/K to 13.5 pcm/K. Also, the thermal spectrum core with the Gr reflector satisfies all the regulatory requirements. From the design analyses, the thermal spectrum core is found feasible with the use of the LEU modeling fuel at KUCA.
The LEU modeling fuel assembly used in the fast-thermal hybrid spectrum core is designed without the moderator to make a fast spectrum. The core with the only LEU modeling fuel assemblies is hard to reach criticality. Therefore, the designed fast-thermal hybrid spectrum core has two different regions – a driver region and a test region. The test region is composed of the LEU modeling fuel assemblies. And, the driver region consists of the typical HEU fuel assemblies in the KUCA core, which is composed of HEU plates and polyethylene plates, to have the core achieve criticality. The total number of HEU plates used in the core is 4,608 plates. Compared to the spectrum of the thermal spectrum core, a hardened spectrum is achieved in the test region of the hybrid spectrum core. The fast-thermal hybrid spectrum core satisfies all the regulatory requirements except ITC considering its 95% confidence intervals. To reduce ITC, the Gr-reflected fast-thermal hybrid spectrum core is designed. By varying the reflector element from PE to Gr, the ITC decreases from 19.8 pcm/K to 3.6 pcm/K. Also, the fast-thermal hybrid spectrum core with Gr reflectors satisfies all the regulatory requirements. From the design analyses, the LEU modeling fuel assembly without the moderator present difficulty in achieving criticality in the fast spectrum core but the fast-thermal hybrid spectrum core is found feasible with the use of the LEU modeling fuel at KUCA.
To analyze the sensitivity for ITC of the system temperature, the MC k-eigenvalue calculations are conducted for the hybrid spectrum core at different system temperatures. The estimated ITCs exceed 20 pcm/K, which is a regulatory requirement of solid-moderated core in KUCA, due to the effect of the spectral shift of thermal neutrons. To reduce ITC, four cores with the regional Gr reflector rods are analyzed. With these results, it can be concluded that the reflector element surrounding the core can be suggested to change from PE to Gr reflector to reduce ITC.
최근 교토대 임계집합체에서는 고농축우라늄 핵연료 대신 저농축우라늄 핵연료를 이용한 전환 노심 연구가 진행되고 있다. 본 연구는 교토대 임계집합체 고체 감속 노심에 대하여 저농축우라늄 핵연료 전환 노심의 실현가능성을 알아보기 위해 고농축 및 천연 우라늄 판으로 이루어진 저농축 모의 핵연료를 이용하여 열중성자 에너지스펙트럼 노심과 고속-열중성자 에너지스펙트럼 혼합 노심을 설계하였다. 노심 설계에 사용되는 고농축 우라늄 판의 수를 5,000장 미만으로 설정하였다. 본 연구에서는 몬테칼로 입자수송해석 코드인 McCARD를 이용하여 노심을 설계하였다. 노심의 임계도 및 중성자 에너지스펙트럼을 해석하기 위해 McCARD 계산이 수행되었으며, 설계 노심의 교토대 임계집합체 설계 제한조건 만족 여부를 파악하였다.
저농축 모의 핵연료를 이용한 열중성자 에너지스펙트럼 노심을 설계하였다. 열중성자 에너지스펙트럼을 갖도록 저농축 모의 핵연료 기본단위 셀의 수소와 우라늄-235 비를 200 이상으로 설정하였다. 해당 저농축 모의 핵연료 기본단위 셀은 4장의 고농축우라늄, 1장의 천연우라늄 그리고 9장의 폴리에틸렌 판으로 이루어져 있다. 열중성자 에너지스펙트럼 노심은 31개의 저농축 모의 핵연료로 이루어져 있다. 해당 노심에 사용된 고농축핵연료 판은 총 1,720장이다. 교토대 임계집합체의 대표 고체 감속 노심인 EE1과 비교하였을 때, 해당 노심이 더 연화된 중성자 에너지스펙트럼을 보였다. 해당 노심의 잉여반응도, 제어봉가, 추가 정지반응도, 미분 반응도(제어봉이 임계 지점을 지날 때 초당 삽입되는 미분제어봉가) 및 등온온도계수를 구하기 위해 McCARD 계산을 수행하였다. 열중성자 에너지스펙트럼 노심은 설계 제한조건들을 모두 만족하였으나 등온온도계수는 설계제한조건치 20 pcm/K에 근접하였다. 등온온도계수를 줄이기 위해 반사체 물질로 폴리에틸렌 대신 흑연 사용을 제안하였다. 반사체 물질로 폴리에틸렌 대신 흑연을 사용할 때, 등온온도계수는 19.6 pcm/K에서 13.5 pcm/K로 감소하였다. 또한 흑연 반사체를 사용한 열중성자 에너지스펙트럼 노심은 모든 설계 제한조건을 만족하였다. 본 연구는 저농축 모의 핵연료를 이용한 교토대 임계집합체 열중성자 에너지스펙트럼 노심의 실현가능성을 확인하였다.
고속-열중성자 에너지스펙트럼 혼합 노심에 사용된 저농축 모의 핵연료 집합체는 고속중성자 에너지스펙트럼을 갖도록 감속재가 없이 설계되었다. 저농축 모의 핵연료 집합체만으로 이루어진 노심은 임계에 도달하기 어렵다. 따라서, 고속-열중성자 에너지스펙트럼 혼합 노심은 두 영역으로 나뉜다. 하나는 저농축 모의 핵연료가 사용되는 시험 영역이다. 다른 하나는 노심이 임계에 도달할 수 있도록, 교토대 임계집합체의 대표 노심에 사용되는 고농축핵연료집합체로 이루어진 운전 영역이다. 해당 노심에 사용되는 고농축우라늄 판의 수는 총 4,608장이다. 열중성자 에너지스펙트럼 노심과 비교하였을 때, 설계 노심의 시험 영역이 더 경화된 중성자 에너지스펙트럼을 보였다. 해당 노심은 모든 설계 제한조건을 만족하였으나 등온온도계수의 경우 95% 신뢰구간에서 설계제한조건을 만족하였다. 등온온도계수를 줄이기 위해 노심에 사용되는 반사체 물질을 폴리에틸렌에서 흑연으로 교체하였다. 반사체 물질로 폴리에틸렌 대신 흑연을 사용할 때, 등온온도계수는 19.8 pcm/K에서 3.6 pcm/K로 감소하였다. 또한, 흑연 반사체를 이용한 고속-열중성자 에너지스펙트럼 혼합 노심은 등온온도계수를 포함한 설계 제한조건들을 모두 만족하였다. 고속중성자 에너지스펙트럼 노심의 경우 감속재가 없는 저농축 모의 핵연료만으로 임계 도달하기 어려우나, 교토대 임계집합체 고속-열중성자 에너지스펙트럼 노심의 실현가능성을 확인하였다.
시스템 온도에 따른 등온온도계수 민감도를 분석하기 위해, 서로 다른 온도에 대하여 고속-열중성자 에너지스펙트럼 혼합 노심의 몬테칼로 k-고유치 계산을 수행하였다. 열중성자의 평균에너지 증가 효과 때문에 추정된 등온온도계수가 설계 제한조건 20 pcm/K을 넘는 것을 확인하였다. 등온온도계수 감소를 위해 영역별로 폴리에틸렌에서 흑연 반사체로 바꾼 네 가지 노심을 선정하여 분석하였다. 노심 분석 결과를 통해, 등온온도계수를 낮추기 위한 방법으로 폴리에틸렌보다 흑연이 반사체 물질로 적합하다는 사실을 도출하였다.
Language
eng
URI
https://hdl.handle.net/10371/169205

http://dcollection.snu.ac.kr/common/orgView/000000163197
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