KR20220108672A - 중수로 연료온도 보수성 부여 방법 - Google Patents
중수로 연료온도 보수성 부여 방법 Download PDFInfo
- Publication number
- KR20220108672A KR20220108672A KR1020210012203A KR20210012203A KR20220108672A KR 20220108672 A KR20220108672 A KR 20220108672A KR 1020210012203 A KR1020210012203 A KR 1020210012203A KR 20210012203 A KR20210012203 A KR 20210012203A KR 20220108672 A KR20220108672 A KR 20220108672A
- Authority
- KR
- South Korea
- Prior art keywords
- fuel
- fuel temperature
- evaluation
- modeling
- temperature
- Prior art date
Links
- 239000000446 fuel Substances 0.000 title claims abstract description 181
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 77
- 238000011156 evaluation Methods 0.000 claims abstract description 104
- XLYOFNOQVPJJNP-ZSJDYOACSA-N Heavy water Chemical compound [2H]O[2H] XLYOFNOQVPJJNP-ZSJDYOACSA-N 0.000 claims abstract description 60
- 230000008569 process Effects 0.000 claims description 43
- 230000004992 fission Effects 0.000 claims description 22
- 230000008859 change Effects 0.000 claims description 20
- 238000005253 cladding Methods 0.000 claims description 20
- 238000013210 evaluation model Methods 0.000 claims description 14
- 230000001965 increasing effect Effects 0.000 claims description 9
- 238000013461 design Methods 0.000 claims description 7
- 238000012790 confirmation Methods 0.000 claims description 5
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 5
- 230000014759 maintenance of location Effects 0.000 claims description 2
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 16
- 238000012423 maintenance Methods 0.000 abstract description 7
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 abstract description 7
- 238000004364 calculation method Methods 0.000 description 12
- 239000008188 pellet Substances 0.000 description 10
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 9
- 239000007789 gas Substances 0.000 description 6
- 230000032683 aging Effects 0.000 description 5
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 4
- 238000012795 verification Methods 0.000 description 4
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 description 3
- 238000004781 supercooling Methods 0.000 description 3
- 230000007704 transition Effects 0.000 description 3
- 238000002485 combustion reaction Methods 0.000 description 2
- 230000003111 delayed effect Effects 0.000 description 2
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 2
- 238000009792 diffusion process Methods 0.000 description 2
- 238000002474 experimental method Methods 0.000 description 2
- 239000000463 material Substances 0.000 description 2
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 2
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 2
- 238000004088 simulation Methods 0.000 description 2
- 239000004593 Epoxy Substances 0.000 description 1
- UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N Hydrogen Chemical compound [H][H] UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 1
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 description 1
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 description 1
- 239000013078 crystal Substances 0.000 description 1
- 230000003247 decreasing effect Effects 0.000 description 1
- 238000000280 densification Methods 0.000 description 1
- 230000002708 enhancing effect Effects 0.000 description 1
- 238000007519 figuring Methods 0.000 description 1
- 230000036541 health Effects 0.000 description 1
- 239000001257 hydrogen Substances 0.000 description 1
- 229910052739 hydrogen Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000010943 off-gassing Methods 0.000 description 1
- 238000009781 safety test method Methods 0.000 description 1
- 230000035945 sensitivity Effects 0.000 description 1
- 238000006467 substitution reaction Methods 0.000 description 1
- 230000008961 swelling Effects 0.000 description 1
- 238000012546 transfer Methods 0.000 description 1
- 230000001052 transient effect Effects 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D3/00—Control of nuclear power plant
- G21D3/04—Safety arrangements
- G21D3/06—Safety arrangements responsive to faults within the plant
-
- G—PHYSICS
- G06—COMPUTING; CALCULATING OR COUNTING
- G06F—ELECTRIC DIGITAL DATA PROCESSING
- G06F30/00—Computer-aided design [CAD]
- G06F30/20—Design optimisation, verification or simulation
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/02—Devices or arrangements for monitoring coolant or moderator
- G21C17/04—Detecting burst slugs
- G21C17/044—Detectors and metering devices for the detection of fission products
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/06—Devices or arrangements for monitoring or testing fuel or fuel elements outside the reactor core, e.g. for burn-up, for contamination
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D3/00—Control of nuclear power plant
- G21D3/08—Regulation of any parameters in the plant
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- Theoretical Computer Science (AREA)
- Emergency Management (AREA)
- Business, Economics & Management (AREA)
- Computer Hardware Design (AREA)
- Evolutionary Computation (AREA)
- Geometry (AREA)
- General Physics & Mathematics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
본 발명은 중수로 연료온도 보수성 부여 방법에 관한 것으로, 안전해석 코드의 불확실도를 산출하여 안전해석에 반영하기 위한 중수로 연료온도 보수성 부여 방법에 관한 것이다. 본 발명에 따르면, 중수로에서 연료온도와 관련된 열수력 코드 및 연료 코드의 불확실도 반영평가를 통해 각 코드들의 변수가 연료온도에 미치는 영향을 평가 및 반영조치함으로써 어떤 변수가 연료온도에 관련있는지 규명할 수 있는 효과가 있다.
Description
본 발명은 중수로 연료온도 보수성 부여 방법에 관한 것으로, 보다 상세하게는 안전해석 코드의 불확실도를 산출하여 안전해석에 반영하기 위한 중수로 연료온도 보수성 부여 방법에 관한 것이다.
중수로 안전해석 방법론은 최적분석이어서 설계사조차 불확실도를 고려하지 않고 평가하여 왔다. 최근 도입된 캐나다 코드 모두 불확실도 검증이 진행중이거나 언급이 없었다.
월성 1호기 인허가중 열수력 코드, 연료 코드, 감속재 3차원 평가 코드의 불확실도에 대한 질문 및 반영요구가 인허가 기관으로부터 발생되었다.
안전해석 코드의 불확실도에 대한 검증이 지연되고 해결책이 없어 월성 1호기의 안전해석 인허가가 지연되고 있었으며, 인허가 지연으로 경제적으로(전력생산 불가) 막대한 손실이 우려되는 문제가 있다.
본 발명은 상술한 문제를 해결하고자 고안한 것으로, 안전해석 코드의 불확실도를 산출하여 안전해석에 반영하기 위한 중수로 연료온도 보수성 부여 방법을 제공함에 목적이 있다.
본 발명의 일 측면에 따른 중수로 연료온도 보수성 부여 방법은 열수력 코드와 연료코드 부분에서 연료온도 증가와 관련된 변수별로 연료평가 모델링을 생성하는 과정; 상기 연료평가 모델링별 연료온도 증가율을 산출하는 과정; 및 상기 연료평가 모델링별 연료온도의 증가율을 선량에 비율 적용하여 보수성을 부여하는 과정;을 포함한다.
바람직하게 상기 연료평가 모델링 생성과정은 상기 연료평가 모델링에서 핵분열 생성물, 피복관, 소결체 설계 모델링, 조사성장 방법, 출력변화, 열전도도, 피복재내부 가스생성 영향을 포함하는 확인 항목 중, 어느 하나가 연료온도에 영향을 주는지 파악하는 과정을 포함한다.
바람직하게 상기 연료평가 모델링 생성과정은 경수로의 열전도도를 이용하여 중수로 열전도도의 불확실도를 온도변화로 변환하고, 변환된 연료온도를 상승시켜 핵분열 생성물 변화를 산출하는 과정을 포함한다.
바람직하게 상기 연료평가 모델링 생성과정은 안전해석 초기값에 열전도도의 불확실도와 연료코드 바이어스를 반영하여 연료온도 상승에 의한 핵분열 생성물 변화를 비율적으로 산출하는 과정을 포함한다.
본 발명에 따르면, 중수로에서 연료온도와 관련된 열수력 코드 및 연료 코드의 불확실도 반영평가를 통해 각 코드들의 변수가 연료온도에 미치는 영향을 평가 및 반영조치함으로써 어떤 변수가 연료온도에 관련있는지 규명할 수 있는 효과가 있다.
도 1은 본 발명의 일 실시예에 따른 중수로 연료온도 보수성 부여 시스템의 구성을 나타낸 도면이다.
도 2는 본 발명의 일 실시예에 따른 중수로 연료온도 보수성 부여 시스템의 안전해석에 사용되는 각종 프로그램 구성을 나타낸 도면이다.
도 3은 본 발명의 일 실시예에 따른 중수로 연료온도 보수성 부여 방법을 나타낸 흐름도이다.
도 2는 본 발명의 일 실시예에 따른 중수로 연료온도 보수성 부여 시스템의 안전해석에 사용되는 각종 프로그램 구성을 나타낸 도면이다.
도 3은 본 발명의 일 실시예에 따른 중수로 연료온도 보수성 부여 방법을 나타낸 흐름도이다.
본 발명의 실시예에서 제시되는 특정한 구조 내지 기능적 설명들은 단지 본 발명의 개념에 따른 실시예를 설명하기 위한 목적으로 예시된 것으로, 본 발명의 개념에 따른 실시예들은 다양한 형태로 실시될 수 있다. 또한, 본 명세서에 설명된 실시예들에 한정되는 것으로 해석되어서는 아니 되며, 본 발명의 사상 및 기술 범위에 포함되는 모든 변경물, 균등물 내지 대체물을 포함하는 것으로 이해되어야 한다.
한편, 본 발명에서 제1 및/또는 제2 등의 용어는 다양한 구성요소들을 설명하는데 사용될 수 있지만, 상기 구성요소들은 상기 용어들에 한정되지는 않는다. 상기 용어들은 하나의 구성요소를 다른 구성요소들과 구별하는 목적으로만, 예컨대 본 발명의 개념에 따른 권리 범위로부터 벗어나지 않는 범위 내에서, 제1 구성요소는 제2 구성요소로 명명될 수 있고, 유사하게 제2 구성요소는 제1 구성요소로도 명명될 수 있다.
이하 첨부된 도면을 참조하여 본 발명의 실시예를 설명한다. 본 발명의 실시예를 설명함에 있어서, 관련된 공지기능 혹은 구성에 대한 설명이 본 발명의 요지를 불필요하게 흐릴 수 있다고 판단되는 경우 그 설명을 생략하였다.
본 발명의 일 실시예에 따른 중수로 연료온도 보수성 부여 방법은 열수력 코드와 연료 코드 부분에서 연료온도 증가와 관련된 부분을 변수별로 평가하여 불확실도를 산출하고, 이를 선량에 증가시켜 보수성을 부여하는 방법으로 안전해석에 반영 조치하는데 있다.
도 1은 본 발명의 일 실시예에 따른 중수로 연료온도 보수성 부여 시스템의 구성을 나타낸 도면이다. 본 실시예에 따른 중수로 연료온도 보수성 부여 시스템은 열수력 코드와 연료코드 부분에서 연료온도 증가와 관련된 부분을 변수별로 평가하여 불확실도를 산출하고, 이를 선량에 증가시켜 보수성을 부여하여 안전해석에 반영 조치하는데 있다.
도 1에 도시된 바와 같이, 중수로 연료온도 보수성 부여 시스템(10)은 모델링 생성부(110), 산출부(120), 보수성 부여부(130)를 포함한다.
모델링 생성부(110)는 열수력 코드와 연료코드 부분에서 연료온도 증가와 관련된 변수별로 열수력 계통평가, 감속재 3차원 평가 및 연료평가 모델링을 생성하는 구성이다. 이러항 모델링 생성부는 제1 내지 제9 열수력 계통평가 모델링, 제1 내지 제3 감속재 3차원 평가 모델링, 제1 내지 제6 연료평가 모델링을 생성한다.
산출부(120)는 각 평가 모델링별 연료온도 증가율을 산출함으로써, 변수별로 평가하여 불확실도를 산출한다.
보수성 부여부(130)는 평가 모델링별 연료온도의 증가율을 선량에 비율 적용하여 보수성을 부여하는 구성이다.
중수로에서 열수력코드는 계통분석을 위해 CATHENA 코드가 사용되고, 감속재 3차원 평가를 위해 MODTURC-CLAS 코드가 사용되며, 연료코드는 ELESTRES와 ELOCA 코드를 사용된다.
모델링 생성부(110)는 열수력 계통평가를 위해 제1 내지 제9 열수력 계통평가 모델링을 생성하고, CATHENA 코드의 연료온도 상승과 관련된 변수는 다음과 같으며 자체 평가 결과는 다음과 같다.
[표 1]
표 1에 나타난 바와 같이, 모델링 생성부(110)는 열수력 코드 부분에서 연료온도 증가와 관련된 CATHENA 변수별로 열수력 계통평가 모델링을 생성한다. 이때, 9가지 항목의 모델링을 생성한다.
제1 열수력 계통평가 모델링은 원자로 정지 설정치 모델링으로서, CATHENA 코드 반영여부에 따라 원자로 정지 설계설정치에 계측기 불확실도와 안전여유도를 추가로 고려하여 연료온도가 최대로 올라가도록 모델에 반영한다.
제2 열수력 계통평가 모델링은 원자로 정지시점 모델링으로서, 연료온도가 최대로 올라가도록 두 개의 정지 계통중 가장 늦게 발생되는 제2 정지 계통 2번째 원자로 정지 신호로 정지를 가정한다. 열수력 코드 부분에서 연료온도 증가와 관련된 CATHENA 변수에서 원자로 정지 설계설정치에 계측기 불확실도와 안전여유도를 추가로 고려하고, 두 개의 정지 계통중 가장 늦게 발생되는 원자로 정지 신호로 정지를 가정하여 연료온도에 영향을 주는지 파악하는 과정을 포함한다.
제3 열수력 계통평가 모델링은 채널 그룹핑 및 노딩에 따른 불확실도 모델링으로서, 월성 1호기 안전해석에 적용한 28채널 그룹핑이 초기 월성 2,3,4호기의 10채널 그룹핑 대비 연료 피복관 온도관점에서 보수성을 확인하고, 단일 채널 노딩(12 및 24채널 노딩)의 민감도 확인 결과 최대 연료 피복관 온도차이는 존재하지 않는다. 이때, 제3 열수력 계통평가에서 채널 그룹핑 및 노딩 모델링 방법이 연료온도에 영향을 주는지 파악하는 과정을 포함한다.
제4 열수력 계통평가 모델링은 노심출력 Tilt 고려에 따른 모델링으로서, 4% 노심출력 경사비(Tilt)를 고려하여 출력에 의한 원자로 정지 및 출력 펄스를 최대화하여 연료 온도가 최대로 올라가도록 모델에 반영한다. 즉, 열수력 계통평가에서 노심출력 경사비(Tilt)를 고려하여 출력에 의한 원자로 정지 및 출력 펄스를 최대화하여 연료온도에 영향을 주는지 파악하는 과정을 포함한다.
제5 열수력 계통평가 모델링은 출력계산 모델링으로서, 대형 냉각제 상실사고의 경우 CATHENA 모사결과가 실험대비 약 +9.3%의 bias가 있어 연료 온도 측면에서 보수성을 지닌다. 이때, 대형 냉각제 상실사고의 경우 CATHENA 모사결과에 따른 출력계산 모델링이 연료온도에 영향을 주는지 파악하는 과정을 포함한다.
제6 열수력 계통평가 모델링은 기포 반응도 모델링으로서, CANDU 안전해석 및 노심설계에 사용하는 다발형 핵연료집합체 노심격자 단면의 기하학적 모델에 따른 WIMS 계산결과에 +(양)의 bias가 존재하며, 연료온도 측면에서 보수성을 지닌다. 이때, 기포반응도 모델링이 연료온도에 영향을 주는지 파악하는 과정을 포함한다.
제7 열수력 계통평가 모델링은 출구건도 모델링으로서, 출구건도가 높을수록 과도상태 동안 핵연료 손상에 제한적으로 작용함이 확인되고, 사고해석 가정치인 출구건도를 운영기술 지침서에 명기하여 운전제한치로 적용한다. 이때, 출구건도 모델링이 연료온도에 영향을 주는지 파악하는 과정을 포함한다.
제8 열수력 계통평가 모델링은 발전소 노후화 인자 모델링으로서, 노후화 현상 중 열수력 성능에 영향을 미쳐 열적 여유도를 감소시키는 현상을 선정하고, 각 현상의 직접적인 원인을 노후화 인자로 선정하여 열수력 모델에 반영한다. 이때, 열수력 계통평가에서 발전소 노후화 인자 모델링이 연료온도에 영향을 주는지 파악하는 과정을 포함한다.
제9 열수력 계통평가 모델링은 임계열속상관식(CHF)의 Bias 모델링으로서, Stern lab의 12 coarse 노딩 결과 임계열유속의 최대불확실도 +3.6%의 비보수성이 일부 존재한다. 열수력 계통평가에서 임계열속상관식 모델링 방법이 연료온도에 영향을 주는지 파악하는 과정을 포함한다. 참고로, Stern lab은 유틸리티, 원자로 및 연료 공급 업체, 정부 기관 및 원자력 장비 공급 업체를 위한 신뢰성 및 안전 실험을 수행하는 캐나다 소유의 민간 기업이다.
이러한 제1 내지 제9 열수력 계통평가 모델링에서 제9 열수력 계통평가 모델링을 제외한 나머지는 변수 평가 벌점여부를 고려하지 않는다. 제9 열수력 계통평가 모델링의 변수 평가 벌점여부는 핵연료 손상결과에 대해 3.6%를 추가한다.(보수적으로 임계열속상관식(CHF) 불확실도의 1배가 핵연료 손상에 기인한다고 가정함) 즉, 열수력 계통평가에서 임계열속상관식 모델링 방법이 연료온도에 영향을 주는지 파악하는 과정을 한다.
또한 모델링 생성부(110)는 감속재 3차원 평가를 위해 제1 내지 제3 감속재 3차원 평가 모델링을 생성하고, MODTURC-CLAS 코드의 연료온도 상승과 관련된 변수는 다음과 같으며 자체 평가 결과는 다음과 같다.
[표 2]
제1 감속재 3차원 평가 모델링은 열수력 계통평가 모델링의 각 항목별 비보수성을 평가한다. 이때, 열수력계통평가 코드의 모델링 9개 인자 모델링 방법이 연료온도에 영향을 주는지 파악한다.
제2 감속재 3차원 평가 모델링은 감속재 온도 모델링으로서, 코드검증 실험결과 MODTURC-CLAS가 온도를 과도하게 높게 평가하여 과냉각여유도를 작게 만듬에도 불구하고, 추가적인 보수성을 위해, 월성1호기 온도측정장치 하드웨어 불확실도 1.06℃ 보다 높은 1.6℃를 고려하여 과냉각여유도를 작게 만드는 방향으로 평가한다. 감속재 온도 모델링 방법이 연료온도에 영향을 주는지 파악하는 과정을 포함한다.
제3 감속재 3차원 평가 모델링은 감속재 계통으로 전달되는 열 모델링으로서, 월성 1호기 Heat balance 기준으로 감속재 계통으로 전달되는 열인 95.3MW(th) 보다 많은 96.7MW(th)을 가정하고, 추가적으로 열출력 불확실도 103.4%를 고려하여 보수적으로 100MW(th)을 입력하여 사용한다. 이때, 감속재 계통으로 전달되는 열 모델링 방법이 연료온도에 영향을 주는지 파악하는 과정을 포함한다.
이러한 제1 내지 제3 감속재 3차원 평가 모델링에서 제1 감속재 3차원 평가 모델링을 제외한 나머지는 변수 평가 벌점여부를 고려하지 않는다. 제1 감속재 3차원 평가 모델링의 변수 평가 벌점여부는 핵연료 손상결과에 3.6%를 추가한다.(보수적으로 임계열속상관식(CHF) 불확실도의 1배가 채널 온도에 영향을 준다고 가정함)
또한 모델링 생성부(110)는 연료평가를 위해 제1 내지 제6 연료평가 모델링을 생성하고, ELESTRES, ELOCA 코드의 연료온도 상승과 관련된 변수는 다음과 같으며 자체 평가 결과는 다음과 같다.
[표 3] 연료온도 상승에 영향을 미치는 ELESTRES, ELOCA 변수 평가
표 3에 도시된 바와 같이, 모델링 생성부(110)는 연료코드 부분에서 연료온도 증가와 관련된 변수인 ELESTRES, ELOCA 변수 평가를 위한 연료평가 모델링을 생성한다.
제1 연료평가 모델링은 핵분열 기체방출 모델링으로서, 불확실도 평가가 필요한 인자로 정상상태와 천이상태로 구분되고, 평가 필요성 여부 판단 및 근거로는 불필요하며 정상상태에서 총량 변화가 없고, 천이상태에서는 정상상태값을 활용하여 평가 필요성 여부 판단을 한다. 이때, 핵분열 생성물(기체방출) 모델링 방법이 연료온도에 영향을 주는지 파악하는 과정을 포함한다.
제2 연료평가 모델링은 피복관, 소결체 설계 모델링으로서, 불확실도 평가가 필요한 인자로 피복관 크립, 소결체 고밀화, 피복관 내경, 피복관 외경, 소결체 외경, 충진 가스 압력, 플레넘 길이, 소결체 밀도, 펠릿 그레인 크기, 펠릿 거칠기, 펠릿 Dish 지름, 펠릿 DIsh 높이, 피복재 거칠기가 있다. 평가 필요성 여부 판단 및 근거로는 불필요하며 보수적인 값(피복재 파손)을 적용하고 안전해석을 수행하여 연료온도분포에 미치는 영향이 없다.
제3 연료평가 모델링은 조사성장 모델링으로서, 피복관 부식, 조사성장이 불확실도 평가가 필요한 인자이고, 평가 필요성 여부 판단 및 근거로는 중수로 연료가 노심 체류기간이 약 3~6개월이므로(경수로 36개월) 연료온도분포에 미치는 영향이 없다.
제4 연료평가 모델링은 출력변화 모델링으로서, 불확실도 평가가 필요한 인자로 속 중성자속, 천이상태 국부출력, 연료봉 출력, 정상상태 출력변동 인자를 포함한다. 속 중성자속 인자는 연소도기간 내내 최대값을 유지한다. 천이상태 국부출력인자는 가장 보수적인 출력 적용으로 연료 온도분포에 미치는 영향이 없다. 연료봉 출력인자는 링별 최대 출력 적용으로 연료온도분포에 미치는 영향이 없다. 정상상태 출력변동 인자는 연소도 기간내내 최대값 유지로 연료온도분포에 미치는 영향이 없다.
제5 연료평가 모델링은 열전도도 모델링으로서, 불확실도 평가가 필요한 인자로 oxide 열전도도, 피복재 열팽창, 피복재 열전도도, 펠릿 열팽창을 포함하는 제1 인자, 펠릿 열전도인 제2 인자, swelling rate인 제3 인자, forced convection 열전달계수, 핵비등 열전도, gap gas 열전도, contact 열전도, 복사 열전도를 포함하는 제4 인자를 포함한다. 여기서, 제1,2 인자는 평가 필요성 여부 판단 및 근거로 평가에 적용되고, 제3,4인자는 평가 필요성 여부 판단 및 근거로 불필요하다. 제1 인자는 연료온도분포에 미치는 영향이 없고, 제2 인자는 핵연료 손상결과에 174%를 반영하며, 제3 인자는 거주기간이 짧아 연료온도분포에 미치는 영향이 없고, 제4 인자는 열수력 코드(CATHENA) 평가 결과를 입력조건으로 사용하므로 기 반영된다.
제6 연료평가 모델링은 피복재 내부 가스생성 영향 모델링으로서, 불확실도 평가가 필요한 인자로 He 포화농도, pellet 다공성, pellet relocation, 피복재 수소취화를 포함한다. 이러한 인자는 평가 필요성 여부 판단 및 근거로 불필요하고, 거주 기간이 짧아 연료온도분포에 미치는 영향이 없다.
*연료평가 코드의 결과를 이용하여 선량을 증가시키는 방법을 설명하면 다음과 같다.
중수로 연료는 출력이 높은 곳의 경우, 약 4개월 연소 뒤 방출되므로 48개월 가량 노심에 있다가 방출되는 경수로 연료에 비해 매우 짧은 기간 노내에 체류한다. 따라서 열전도도의 불확실도 연료온도 증가에 영향을 주지 않으나, 월성1호기 안전해석시 인허가 기관에서 열전도도에 대해 불확실도를 반영하여 안전해석 전체에 대해 재해석을 요구한다. 이때, 안전해석 초기값에 열전도도의 불확실도와 연료코드 바이어스를 반영하여 연료온도 상승에 의한 핵분열 생성물 변화를 비율적으로 산출하는 과정을 포함한다.
연료 코드 검증보고서엔 중심선온도 바이어스가 -49℃ 라도 되어 있지만, 자체적으론 실험자료를 포괄하는 바이어스를 -100℃ 로 평가한다.
연료에서 핵분열이 발생하면 그 생성물이 연료 내에서 운동하면서 에너지를 잃고 결정립 내부에 존재하게 된다. 일부 핵분열 생성물은 기체 형태를 갖고 있어 결정립과 결정립 사이의 경계를 타고 연료 펠릿과 피복재 사이에 있는 공간으로 누설된다. 따라서 연료가 연소되면 결정립(grain), 결정립 경계 및 간극(grain)에 핵분열 생성물이 존재하게 되며, 그 양이나 분포는 펠릿 온도분포와 연료에 입사하는 중성자 수에 의존한다.
열전도도 불확실도 및 연료코드의 바이어스를 연료온도에 반영하고, 최종적으로 선량에 반영 평가하는 방법론은 중수로에 최초로 적용되는 보수적인 방식으로 다음과 같은 방법을 개발하였다. NUREG/CR-7001 보고서에 따르면 열전도도를 
0.5W/mK 변화폭으로 증감시켰을 때 연료 중심선온도 변화는 약 820℃ 이다. 월성 열전도도 평균이 대략 2.5 W/mK 이므로 
0.5W/mK의 변화폭은 40%의 변화량에 해당한다. 즉, 열전도도 불확실도 1%에 대한 온도변화는 20.5 ℃/% (820 ℃/40%)이다. 열전도도의 불확실도가 6%이므로 열전도도 불확실도에 대한 연료 중심선온도 증가는 123 ℃(20.5 oC/% * 6%)가 된다.
연료온도를 직접 상승시켜 평가할 수 있는 방안이 없어 123 ℃ 올라갈 때까지 출력을 상승시켜 누출재고량을 계산하면 다음과 같다.
= Total Inv.REF * (1.65(gap) + 84.2(grain) * 0.01(결정립))%
= Total Inv.REF * 2.5% (①)
안전해석조건에서 평가된 최초 재고량은 다음과 같다.
= gap + grain * 0.01
= Total Inv.REF * (1.1 + 85.5 * 0.01)% (②)
= Total Inv.REF * 1.95% ③
여기서 결정립 1%(0.01) 적용은 설계자가 권고한 값이다.
안전해석 기존 결과에 열전도도 불확실도를 반영한 연료온도 상승 누출재고량 2.5%를 ②식에 반영하면, 1.1 + 85.5 * 0.016이 되어야 한다. 즉 0.6%(σ)만큼 추가 누출되어야 하는 것으로 2σ라면 1.2%가 되며, 결정립에서 누출되는 량은 기존의 1%에 1.2%를 추가한 2.2% ④가 된다.
연료코드가 가지고 있는 바이어스를 해결하기 위해 중심선온도를 100℃ 상승시켜 평가하고 ④을 반영하면 다음과 같다.
= Total Inv.REF * (1.54 + 84.5 * 0.022)%
= Total Inv.REF * 3.4%⑤
결론적으로 연료봉 중심선 온도와 관련하여 코드 불확실도와 바이어스를 반영하게 되면 안전해석량 대비 누출분량은 1.95%③에서 3.4%⑤로 증가하게 된다. 비율로 본다면 1.74배(3.4/1.95) 증가하므로 선량에 반영한다.
열수력 코드 및 연료코드 등 3가지 코드의 불확실도를 선량에 비례적으로 증대시킨다. 즉, 181.2%(3.6% + 3.6% + 174%)를 증대시킨다.
중수로에서 연료온도와 관련된 열수력코드 및 연료코드의 불확실도 반영평가는 위에서 제시한 방법으로 월성1호기 안전해석 평가에 적용되어 인허가를 취득하였다. 또한 최근 월성2,3,4호기 안전해석도 동일한 방법론으로 안전해석에 대해 인허가를 취득하였다. 각종 코드들의 불확실도는 규명되지 않았거나, 캐나다에서 진행중인 사항으로 결과가 도출되려면 적어도 5년에서 10년 이상의 기간이 소요되므로 조기에 인허가를 취득하게 함으로써 월성1호기 계속운전에 기여하였고 월성 전체 4개 호기의 안전성을 강화시킬 수 있는 효과가 있다. 그리고 각 코드들의 변수가 연료온도에 미치는 영향을 평가, 반영조치하므로써 어떤 변수가 연료온도에 관련있는지 규명할 수 있는 효과가 있다.
도 2는 본 발명의 일 실시예에 따른 중수로 연료온도 보수성 부여 시스템의 안전해석에 사용되는 각종 프로그램 구성을 나타낸 도면이다. 도 2에 도시된 바와 같이, 안전해석에 사용되는 각종 프로그램 구성은 계통해석(CATHENA)(201), 노심/열수력 연동 계통해석(RFSP/CATHENA)(202)를 통한 연료파손평가 및 시간에 따른 핵분열 생성물 누출량 평가(ELESTRES, ELOCA)(203), 원자로 건물 분석(GOTHIC)(건물내 압력, dsh도, 에너지, 유량분포 계산)(204), 선량/대기확산인자 계산(ADDAM 또는 PAVAN)(205), 원자로 건물에서 생성, 제거되는 핵분열 생성물량 계산(SMART)(206)을 포함한다.
노심/열수력 연동 계통해석(RFSP/CATHENA)(202)은 LBLOCA(원자로 냉각재 상실사고), 계통해석(CATHENA)(201)은 LBLOCA이외 사고에 대한 계통해석을 수행한다. 이러한 (201,202)의 피복재온도 연료중심선온도를 통한 연료파손 평가 및 시간에 따른 핵분열 생성물 누출량 평가(203)를 수행한다.
원자로 건물 분석(GOTHIC)(204)은 (201), (202)를 통한 파단 크기 및 시간에 따라 원자로 건물로 빠저나가는 냉각재 에너지, 유량정보와 LAC, 살수 정보, 건물고장 등 해석조건을 입력받아 건물내 압력, 온도, 에너지, 유량 분포 계산을 수행한다.
원자로 건물에서 생성, 제거되는 핵분열 생성물량 계산(SMART)(206)은 에폭시 정보를 받고, (204)로부터 사고정보(살수)를 제공받고, 파단 유형, (203)의 핵분열 생성물 누출량 평가 결과를 토대로 핵분열 생성물량 계산을 수행한다.
선량/대기확산인자 계산(205)은 (204)로부터 원자로 건물 누설 에너지, 유량정보를 받고, (206)으로부터 누설 핵분열 생성물 정보를 받으며, 기상자료에 따라 선량/대기확산인자 계산을 수행한다.
도 3은 본 발명의 일 실시예에 따른 중수로 연료온도 보수성 부여 방법을 나타낸 흐름도이다. 도 3에 도시된 바와 같이, 열수력 코드와 연료코드 부분에서 연료온도 증가와 관련된 변수별로 열수력 계통평가, 감속재 3차원 평가 및 연료평가 모델링을 생성하는 과정(301), 상기 각 평가 모델링별 연료온도 증가율을 산출하는 과정(302), 평가 모델링별 연료온도의 증가율을 선량에 비율 적용하여 보수성을 부여하는 과정(303)을 포함한다.
본 발명의 일 측면에 따른 중수로 연료온도 보수성 부여 방법은 열수력 코드와 연료코드 부분에서 연료온도 증가와 관련된 변수별로 열수력 계통평가 모델링을 생성하는 과정; 상기 열수력 계통평가 모델링별 연료온도 증가율을 산출하는 과정; 및 상기 열수력 계통평가 모델링별 연료온도의 증가율을 선량에 비율 적용하여 보수성을 부여하는 과정;을 포함한다.
바람직하게 열수력 계통평가 모델링 생성과정은 상기 열수력 코드 부분에서 연료온도 증가와 관련된 CATHENA 코드 반영여부에 따라 연료온도에 영향을 주는지 파악하는 과정을 포함한다. 열수력 계통평가 모델링 생성과정은 상기 열수력 코드 부분에서 연료온도 증가와 관련된 원자로 정지 설정치, 원자로 정지 시점, 채널 그룹핑 및 노딩에 따른 불확실도, 노심출력 Tilt 고려, 출력계산, 기포반응도, 출구건도, 발전소 노후화 인자, 임계열속 상관식을 포함하는 확인 항목 중, 어느 하나가 CATHENA 코드 반영여부에 따라 연료온도에 영향을 주는지 파악하는 과정을 포함한다.
또한 본 발명의 일 측면에 따른 중수로 연료온도 보수성 부여 방법은 열수력 코드와 연료코드 부분에서 연료온도 증가와 관련된 변수별로 감속재 3차원 평가 모델링을 생성하는 과정; 상기 감속재 3차원 평가 모델링별 연료온도 증가율을 산출하는 과정; 및 상기 감속재 3차원 평가 모델링별 연료온도의 증가율을 선량에 비율 적용하여 보수성을 부여하는 과정;을 포함한다. 이러한 감속재 3차원 평가 모델링 생성과정은 상기 열수력 코드 부분에서 연료온도 증가와 관련된 MODTURC-CLAS 코드의 연료온도 상승과 관련된 변수의 보수성 여부에 따라 연료온도에 영향을 주는지 파악하는 과정을 포함한다. 감속재 3차원 평가 모델링 생성과정은 상기 열수력 코드 부분의 열수력 계통평가 항목별 비보수성 평가, 과냉각여유도에 따른 감속재 온도 평가, 감속재 계통으로 전달되는 열 평가를 포함하는 확인 항목 중, 어느 하나가 보수성 여부에 따라 연료온도에 영향을 주는지 파악하는 과정을 포함한다.
또한 본 발명의 일 측면에 따른 중수로 연료온도 보수성 부여 방법은 열수력 코드와 연료코드 부분에서 연료온도 증가와 관련된 변수별로 연료평가 모델링을 생성하는 과정; 상기 연료평가 모델링별 연료온도 증가율을 산출하는 과정; 및 상기 연료평가 모델링별 연료온도의 증가율을 선량에 비율 적용하여 보수성을 부여하는 과정;을 포함한다. 연료평가 모델링 생성과정은 상기 연료평가 모델링에서 핵분열 생성물, 피복관, 소결체 설계 모델링, 조사성장 방법, 출력변화, 열전도도, 피복재내부 가스생성 영향을 포함하는 확인 항목 중, 어느 하나가 연료온도에 영향을 주는지 파악하는 과정을 포함한다. 바람직하게 연료평가 모델링 생성과정은 경수로의 열전도도를 이용하여 중수로 열전도도의 불확실도를 온도변화로 변환하고, 변환된 연료온도를 상승시켜 핵분열 생성물 변화를 산출하는 과정을 포함한다. 바람직하게 연료평가 모델링 생성과정은 안전해석 초기값에 열전도도의 불확실도와 연료코드 바이어스를 반영하여 연료온도 상승에 의한 핵분열 생성물 변화를 비율적으로 산출하는 과정을 포함한다.
이상에서 설명한 본 발명은 전술한 실시예 및 첨부된 도면에 의해 한정되는 것이 아니고, 본 발명의 기술적 사상을 벗어나지 않는 범위 내에서 여러 가지 치환, 변형 및 변경이 가능함은 당업자에게 명백할 것이다.
110 : 모델링 생성부
120 : 산출부
130 : 보수성 부여부
120 : 산출부
130 : 보수성 부여부
Claims (4)
- 열수력 코드와 연료코드 부분에서 연료온도 증가와 관련된 변수별로 연료평가 모델링을 생성하는 과정;
상기 연료평가 모델링별 연료온도 증가율을 산출하는 과정; 및
상기 연료평가 모델링별 연료온도의 증가율을 선량에 비율 적용하여 보수성을 부여하는 과정;을 포함하는 중수로 연료온도 보수성 부여 방법. - 제1항에 있어서,
상기 연료평가 모델링 생성과정은,
상기 연료평가 모델링에서 핵분열 생성물, 피복관, 소결체 설계 모델링, 조사성장 방법, 출력변화, 열전도도, 피복재내부 가스생성 영향을 포함하는 확인 항목 중, 어느 하나가 연료온도에 영향을 주는지 파악하는 과정을 포함하는 중수로 연료온도 보수성 부여 방법. - 제1항에 있어서,
상기 연료평가 모델링 생성과정은,
경수로의 열전도도를 이용하여 중수로 열전도도의 불확실도를 온도변화로 변환하고, 변환된 연료온도를 상승시켜 핵분열 생성물 변화를 산출하는 과정을 포함하는 중수로 연료온도 보수성 부여 방법. - 제1항에 있어서,
상기 연료평가 모델링 생성과정은,
안전해석 초기값에 열전도도의 불확실도와 연료코드 바이어스를 반영하여 연료온도 상승에 의한 핵분열 생성물 변화를 비율적으로 산출하는 과정을 포함하는 중수로 연료온도 보수성 부여 방법.
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| KR1020210012203A KR102596962B1 (ko) | 2021-01-27 | 2021-01-28 | 중수로 연료온도 보수성 부여 방법 |
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| KR1020210011693A KR102592780B1 (ko) | 2021-01-27 | 2021-01-27 | 중수로 연료온도 보수성 부여 방법 |
| KR1020210012203A KR102596962B1 (ko) | 2021-01-27 | 2021-01-28 | 중수로 연료온도 보수성 부여 방법 |
Related Parent Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| KR1020210011693A Division KR102592780B1 (ko) | 2021-01-27 | 2021-01-27 | 중수로 연료온도 보수성 부여 방법 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| KR20220108672A true KR20220108672A (ko) | 2022-08-03 |
| KR102596962B1 KR102596962B1 (ko) | 2023-11-02 |
Family
ID=82847270
Family Applications (3)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| KR1020210011693A KR102592780B1 (ko) | 2021-01-27 | 2021-01-27 | 중수로 연료온도 보수성 부여 방법 |
| KR1020210012203A KR102596962B1 (ko) | 2021-01-27 | 2021-01-28 | 중수로 연료온도 보수성 부여 방법 |
| KR1020210012202A KR102596961B1 (ko) | 2021-01-27 | 2021-01-28 | 중수로 연료온도 보수성 부여 방법 |
Family Applications Before (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| KR1020210011693A KR102592780B1 (ko) | 2021-01-27 | 2021-01-27 | 중수로 연료온도 보수성 부여 방법 |
Family Applications After (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| KR1020210012202A KR102596961B1 (ko) | 2021-01-27 | 2021-01-28 | 중수로 연료온도 보수성 부여 방법 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| KR (3) | KR102592780B1 (ko) |
Families Citing this family (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| EP4397337A1 (en) | 2021-09-01 | 2024-07-10 | Jae Hyung Ahn | Drip infusion container for infusion device |
| CN115374724B (zh) * | 2022-08-29 | 2023-08-22 | 中国核动力研究设计院 | 运动条件下自然循环系统中流体临界热流密度分析方法 |
Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR20040037860A (ko) * | 2002-10-30 | 2004-05-08 | 한국전력공사 | 원자력발전소 안전해석을 위한 최적평가체계 |
| KR20120029111A (ko) | 2010-09-16 | 2012-03-26 | 한국수력원자력 주식회사 | 중수로 백금계측기 신호와 온라인 반응도 계산기에 의해 구한 반응도를 이용한 노심상태 평가방법 및 시스템 |
-
2021
- 2021-01-27 KR KR1020210011693A patent/KR102592780B1/ko active IP Right Grant
- 2021-01-28 KR KR1020210012203A patent/KR102596962B1/ko active IP Right Grant
- 2021-01-28 KR KR1020210012202A patent/KR102596961B1/ko active IP Right Grant
Patent Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR20040037860A (ko) * | 2002-10-30 | 2004-05-08 | 한국전력공사 | 원자력발전소 안전해석을 위한 최적평가체계 |
| KR20120029111A (ko) | 2010-09-16 | 2012-03-26 | 한국수력원자력 주식회사 | 중수로 백금계측기 신호와 온라인 반응도 계산기에 의해 구한 반응도를 이용한 노심상태 평가방법 및 시스템 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| KR20220108557A (ko) | 2022-08-03 |
| KR102596961B1 (ko) | 2023-11-02 |
| KR20220108671A (ko) | 2022-08-03 |
| KR102596962B1 (ko) | 2023-11-02 |
| KR102592780B1 (ko) | 2023-10-24 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Rossiter | Development of the ENIGMA fuel performance code for whole core analysis and dry storage assessments | |
| KR102596961B1 (ko) | 중수로 연료온도 보수성 부여 방법 | |
| Fakhraei et al. | Safety analysis of an advanced passively-cooled small modular reactor during station blackout scenarios and normal operation with RELAP5/SCDAP | |
| Bousbia-Salah et al. | Use of coupled code technique for Best Estimate safety analysis of nuclear power plants | |
| Peakman et al. | Multi-physics framework for whole-core analysis of transient fuel performance after load following in a pressurised water reactor | |
| Boer | Optimized core design and fuel management of a pebble-bed type nuclear reactor | |
| Pinem et al. | An Improved Steady‐State and Transient Analysis of the RSG‐GAS Reactor Core under RIA Conditions Using MTR‐DYN and EUREKA‐2/RR Codes | |
| Choi et al. | Assessment of Modeling and Simulation Technical Gaps in Safety Analysis of High Burnup Accident-Tolerant Fuels | |
| Manngård et al. | Evaluation of the Halden IFA-650 loss-of-coolant accident experiments 2, 3 and 4 | |
| Reis et al. | Analysis of an extreme loss of coolant in the IPR-R1 TRIGA reactor using a RELAP5 model | |
| Rozzia et al. | Capabilities of TRANSURANUS code in simulating inception of melting in FBR MOX fuel | |
| Wei et al. | Feasibility Study on Power Ramp Test Under Atmospheric Pressure and Ordinary Temperature | |
| Yanagi et al. | One-region model predicting water temperature and level in a spent fuel pit during loss of all AC power supplies | |
| Lee et al. | Uncertainty of Cladding Contact on Fuel behavior during LOCA Environments | |
| Mao et al. | CFD Calculation of Natural Convection Heat Transmission in a Three-Dimensional Pool with Hemispherical Lower Head | |
| Biery | Investigation of Coupled Code Pressurized Water Reactor Simulations Using CTF with Soluble Boron Tracking | |
| Robeyns et al. | Application of a statistical thermal design procedure to evaluate the PWR DNBR safety analysis limits | |
| ALY et al. | On the effect of MOX fuel conductivity in predicting melting in FR fresh fuel by means of TRANSURANUS code | |
| Batki et al. | Uncertainty analyses of transients on the allegro reactor | |
| Kong et al. | Uncertainty analysis of neutronic/thermal-hydraulic coupling in pressurized water reactor fuel assemblies | |
| Ryu et al. | Enhancing equipment qualification testing facility for nuclear power plants: Achieving rapid temperature and pressure increase during design basis events | |
| Lu et al. | Development and Application of the Neutronics/Thermal-Hydraulics Coupling Code for Safety Analysis of EBR-II Loss of Heat Sink Tests Without Scram | |
| Gallori et al. | ICONE15-10697 AREVA HOT ROD STATISTICAL METHOD FOR SMALL BREAK LOCA ANALYSIS WITH CATHARE | |
| Antila | Fulfilling the reactor core limitations with uprated power in Loviisa | |
| Ball et al. | Safety and licensing analyses for the Fort St. Vrain HTGR |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| E902 | Notification of reason for refusal | ||
| E701 | Decision to grant or registration of patent right |