Coupling between subchannel module of CUPID and fuel code FINIX for multi-physics transient analysis of PWR core

Abstract

원자력 발전을 시작한 이래로 경제성과 에너지 효율을 향상시키기 위해 핵연료의 연소도는 꾸준히 증가해왔다. 그로 인해 기존에는 고려되지 않았던 핵연료 현상들이 관측되었고 그에 관한 다양한 연구가 진행되었다. 핵연료 파편화, 재배치, 분산이나 산화에 의한 침적 등은 핵연료의 취화를 유발하여 건전성에 위협을 가하게 된다. 이에, 최근 전세계적으로 비상노심냉각계통 허용기준의 개정이 진행되면서 고연소도 조건에서 핵연료 현상을 허용기준에 반영하게 하였으며, 안전해석 시 모델링 요건으로 내면산화현상 고려 및 크러드, 산화막에 의한 열저항 효과 반영을 추가하였다. 이러한 추세에, 우리나라도 2016년부터 개정을 진행하고 있다. 안전해석 시 핵연료 현상을 정확히 반영해야 하는 요구가 높아지면서 핵연료 코드를 이용한 다물리 연계해석이 주목받고 있다. 특히 핵연료봉은 부수로와 맞닿아 있기 때문에 부수로 열수력 해석과 핵연료 해석을 연계하여 실제적인 피드백 현상을 고려하는 것이 중요하다. 국내 연구기관에서는 이미 열수력-핵연료 연계에 관한 연구가 진행되어 MATRA-FRAPCON, MCS-CTF-FRAPCON 등의 연계코드들이 개발된 바 있으며, 이러한 연계해석을 통해 최적의 노심상태를 도출할 수 있다. 하지만 해당연구들의 경우, 정상상태 해석만 가능한 FRAPCON을 연계함으로써, 과도상태 해석의 기반을 마련하지 못했다는 한계가 있다. 본 연구에서는 과도해석을 위한 열수력-핵연료 연계체계 구축을 목표로 하였다. 열수력 해석코드는 한국원자력연구원에서 개발한 3차원 2상 유체 해석 코드인 CUPID를 선정하였다. 선행 연구에서 CUPID는 부수로 단위 해석을 위해 cross flow, turbulent mixing 모델 등이 도입되고 검증이 수행된 바 있으며, 중성자 수송 코드인 nTER코드와 연계 시 부수로 해석을 담당하여 연소계산 검증이 수행되었다. 핵연료 코드는 핀란드의 연구기관 VTT에서 개발한 FINIX코드를 선정하였다. FINIX 코드는 연계해석에 특화된 코드로 사용법이 용이하며, 정상상태와 과도상태 해석이 모두 가능하다는 장점이 있다. 또한 VTT는 핵연료 내에서 발생하는 연소도를 고려한 열적 기계적 거동을 모사하기 위해 FINIX에 다양한 모델을 도입 및 검증하였다. CUPID-FINIX 연계해석을 위해서 TCP/IP 기반 소켓통신방법을 채택하였다. 핵연료 코드의 특성상 코드 1개 당 연료봉 1개 해석을 원칙으로 하고 있으며, 다중 봉에 대한 연계계산 시 과도해석을 위해서는 모든 코드가 동시에 작동하면서 변하는 현상을 반영할 수 있어야 한다. 따라서 핵연료 코드의 병렬적 시행이 필수적이며 이를 위해 선행연구에서 제시된 싱글 포트방식과 멀티 포트방식 두 가지 모두를 채택하여 효율적인 방법을 찾고자 하였다. 코드 수정이 최소화되는 멀티 포트 방식과 확장성이 좋은 싱글 포트 방식을 구분하여 작은 규모 계산에는 멀티 포트 방식을, 큰 규모 계산에는 싱글 포트 방식을 이용하는 것이 유리함을 확인하였다. 연계의 적절성 확인을 위하여 가정된 과도상황에 대해 CUPID-FINIX 연계코드의 검증을 수행하였다. VERA 단일 집합체에 대하여 기존 CUPID-nTER 연계계산으로부터 얻은 BOC 출력 정보를 이용하였으며, 일정 출력 조건하에서 정상상태에 도달하는 것을 확인하였고 핵연료 소결체에서의 팽창이 모사되었다. 이후 특정 연료봉의 출력을 1.2배 증가시킨 뒤 추가적인 소결체의 팽창, 핵연료 중심온도 상승을 확인하였다. 또한 출력이 증가된 연료봉 주변 부수로들의 유체온도 상승도 모사되었다. 이후, 실제적인 조건에 적용하기 위해 VERA 1/4 노심 대상 정상운전 조건 1주기 계산을 수행하였다. 마찬가지로 CUPID-nTER 연계계산에서 얻었던 출력분포 중 100% 출력에 달하는 30개 정보를 이용하였다. FINIX에서 swelling, densification, creep과 같은 변형 현상과 핵분열생성기체 방출, 산화현상 등을 고려하도록 하였다. 그 결과, 핵연료 봉 중단부에서 갭이 닫히며 소결체-피복관 접촉현상이 모사되었고 주기 말 핵연료봉의 수축이 모사되었다. 산화막의 성장 및 봉변형 등으로 인한 유로면적의 변화를 반영한 유체온도를 CUPID 단독계산결과와 비교하였으나 변형이 크지 않은 조건이므로 큰 온도차를 유발하지는 않음을 확인하였다. 또한 핵연료봉 온도결과의 경우 CUPID 단독계산에서는 고려하지 못했던 갭의 거동과 rim effect를 반영함으로써 더 낮은 중심온도를 예측하였다. 이를 통해 핵연료 현상을 반영한 전노심 대상 봉 단위 과도해석의 유효성을 확인하였다. 본 연구에서는 안전해석 시 봉 단위 거동을 확인할 수 있는 기초를 마련하였다. 특정 변수에 대해 연료봉 분포결과를 제시함으로써 전체적인 봉 데이터를 제시하였다. 또한 핵연료 코드 동시 실행에 대한 방법론을 개발하고 구분하여 향후 다물리 연계해석에 참고될 만한 지표를 제안하였다.

Since the beginning of nuclear power generation, the burnup of nuclear fuel has steadily increased to improve economic and energy efficiency. Under these conditions, nuclear fuel phenomena that were not previously considered were observed. To this end, various related studies have been conducted. Fuel fragmentation, relocation, and dispersal (FFRD) or corrosion by oxidation cause embrittlement of nuclear fuel, which adversely affects the integrity of the fuel. Recently, as the acceptance criteria for emergency core cooling systems (ECCS) have been revised worldwide, the nuclear fuel phenomena under high burnup conditions have been considered in the acceptance criteria. In addition, the consideration of the inner oxidation and thermal resistance effect by the CRUD and oxide layer was added as modeling requirements. In Korea, ECCS acceptance criteria have been revised since 2016. In the field of safety analysis, it has become important to accurately reflect the nuclear fuel behavior. Therefore, there is a need for multi-physics-coupled analysis that includes a nuclear fuel code. In particular, because the fuel rods are in contact with the subchannel, it is important to consider the realistic feedback phenomenon by coupling the thermal-hydraulic and nuclear fuel analysis. Domestic research institutes have already developed coupled codes such as MATRA-FRAPCON and MCS-CTF-FRAPCON, and the optimal core state can be derived using the aforementioned multi-physics coupling analyses. However, those studies have limitations with respect to performing a transient analysis because FRAPCON can only analyze steady-state conditions. In this study, a thermal-hydraulic and nuclear fuel coupled code for a transient analysis was established. For the thermal-hydraulic analysis code, CUPID, which is a three-dimensional (3D) two-phase fluid analysis code developed by the Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI), was selected. In previous studies, cross flow, and turbulent mixing models. were implemented and validated for the CUPID subchannel scale analysis. In addition, verification and validation for the depletion calculation were performed when coupling with the neutron transport code, nTER developed by KAERI. For the nuclear fuel analysis, FINIX, which was developed by the Finnish research institute—VTT, was selected. FINIX specializes in coupled analyses, and it can analyze both the steady-state and the transient state. In addition, VTT implements and validates various models to simulate thermal-mechanical behavior within nuclear fuel considering burnup effects. For the coupled analysis, a TCP/IP-based socket communication method was adopted. Owing to the characteristic of the nuclear fuel code, one code can simulate only one fuel rod. When performing a coupled analysis for multiple rods, for the transient analysis, it is necessary to run the fuel codes simultaneously. Therefore, single-port and multi-port methods were adopted to find an efficient FINIX parallelizing method. The multi-port method and single-port method have the advantage of minimizing code modification and good extensibility, respectively. It is proposed that the multi-port method be used for small-scale calculations and the single-port method for large-scale calculations. To confirm the validity of the coupling, the verification of the CUPID-FINIX coupled code was performed on the postulated transient situation. For the VERA benchmark single assembly, the beginning of cycle (BOC) power distribution obtained from the CUPID-nTER coupled analysis was applied. Under the constant power condition, the results of the rod temperature reached a steady-state, and the expansion in the pellet was observed. After increasing the power of a specific fuel rod by a factor of 1.2, the additional expansion of the pellet and increase of the centerline temperature of the fuel were confirmed. Furthermore, an increase of the coolant temperature in the subchannels around the fuel rod with increased power was well demonstrated. Next, a VERA quarter core one-cycle normal operation simulation was conducted. Among the power distributions obtained in the CUPID-nTER coupled analysis, 30 points of information reaching 100% of the power were applied. In FINIX, rod deformation models such as swelling, densification, and creep have been implemented, and fission gas release and oxidation were considered. The gap closing at the middle height due to pellet-cladding contact and contraction of fuel rod was demonstrated. The coolant temperature reflecting the change in the flow area due to oxide layer growth and rod deformation was compared with the CUPID standalone calculation result. Because the change in the flow area was significantly small, the difference in the results was negligible. For the nuclear fuel rod temperature results, the lower centerline temperature was predicted in FINIX by considering the gap width change and rim effect, which were not captured in the CUPID standalone calculations. By performing this analysis, the feasibility of the pin-by-pin transient analysis for the whole core reflecting the nuclear fuel phenomenon was confirmed. In this study, the basis for predicting the pin-by-pin behavior during the safety analysis was established. The overall fuel rod data are presented by illustrating a histogram of fuel rod distribution results for specific variables. In addition, indicators that can be referenced for the future multi-physics coupling analysis containing a fuel code were proposed by developing and distinguishing a methodology for the simultaneous execution of the nuclear fuel codes.