The mixed-oxide (MOX) fuel assemblies have been partially loaded and operated successfully in some commercial pressurized water reactors (PWRs) and boiling water reactors (BWRs). Lately, for the more efficient utilization of nuclear fuel resources and, in particular, for the disposition of weapons-grade plutonium, there has been a growing interest in full loading of MOX fuels in existing reactors (if required) with only minor modification.
In this study, a PWR core loaded 100% with moderation-enhanced mixed-oxide fuel (hereafter called "meMOX" fuel in contrast to the standard mixed-oxide fuel designated here as "stMOX" or simply "MOX" fuel) is studied. To alleviate the spectrum hardening due to the larger capture-to-fission ratio of plutonium, the meMOX fuel assembly is obtained from the stMOX fuel assembly by removing several fuel rods (e.g., 36 fuel rods in the 17×17 fuel assembly are replaced by water holes). This increases the moderator-to-fuel volume ratio from 2.02 to 2.51, thus enhancing moderation of the neutrons.
This study also includes the determination of equivalent plutonium content in meMOX or stMOX fuel, that is equivalent in cycle or discharge burnup with a prescribed conventional $UO_2$ fuel. The isotopic composition of the plutonium in twelve different cases used to obtain the equivalent plutonium content ranges from reactor-grade plutonium with about 55~85 w/o of fissile plutonium to weapons-grade plutonium with about 94 w/o of fissile plutonium.
Both the meMOX assembly characteristics and the core (meMOX loaded Ulchin Unit 1) characteristics are provided. The assemblywise burnup-dependent neutronic characteristics consist of assembly reactivity, inventories of major isotopes, control rod worth, moderator temperature coefficient (MTC), Doppler temperature coefficient (DTC), differential boron worth, void coefficient of reactivity, and peak rod power within an assembly, etc. These were obtained by the assembly depletion code CASMO-3. The corewise neutronic characteristics include control rod worth, MTC, DTC, and differential boron worth. The corewise characteristics were obtained by the AFEN (Analytic Function Expansion Nodal) nodal code.
The meMOX fuel shows a general tendency of an intermediate neutronic performance between the $UO_2$ fuel and stMOX fuel. Compared to the stMOX fuel, the meMOX fuel provides less negative MTC, increased rod and boron worths, and decreased peak rod power in an assembly. These features of the meMOX fuel have important implications for safety, since the too large negative MTC and reduced control rod worth of the stMOX fuel may render the reactor particularly vulnerable in the steamline break accident. The results of the study also indicate that a PWR fully loaded with meMOX fuel increases the plutonium disposition capability and builds up less minor actinides. The ratios of discharged plutonium to loaded plutonium are 0.707 and 0.643 in stMOX and meMOX fuel, respectively, and the ratios for the fissile plutonium are 0.575 and 0.473, respectively. However, in $UO_2$ fuel the plutonium builds up. The buildup of minor actinides (Np, Am, Cm) in meMOX fuel shows 88% of that value in stMOX fuel.
In the viewpoints of fuel utilization, disposition of weapons-grade plutonium, reduction of radioactive waste, and safety, the reactor loaded 100% with moderation- enhanced MOX (meMOX) fuel deserves more thorough study.
혼합산화물(MOX) 연료는 몇 가지의 상용 가압경수로와 비등형원자로에 부분장전되어 현재까지 운전실적을 보이고 있으며 최근에는 핵연료자원 이용의 효율성 제고와 특히 핵무기급 풀루토늄의 처분을 위하여 기존 원자로에서 최소한의 설비개선만으로 MOX 연료를 100% 장전하는 방안에 대한 관심이 고조되고 있는 실정이다.
본 연구에서는 감속이 증진된 MOX 연료 (meMOX 연료라 칭하고 보통의 MOX 연료는 stMOX라 칭하기로 함)를 100% 장전하는 가압경수로 노심에 타당성을 검토하였다. 우라늄에 비하여 열중성자의 포획 대분열비가 큰 물질인 플루토늄의 장전에 따른 중성자 스펙트럼의 경화현상을 완화시키기 위하여 17×17 핵연료집합체내의 36개 연료봉을 제거하고 냉각재가 흐르도록 함으로써 감속재 대 연료의 부피비로 표시되는 감속비를 2.02에서 2.51로 약 25% 증가시켜 중성자의 감속을 증진시켰다. meMOX 노심의 설계를 위하여 주어진 $UO_2$ 연료와 주기연소도 또는 방츌연소도가 같은 stMOX 또는 meMOX 연료의 등가 프루토늄 함량을 결정하는 방법을 연구하였으며, 이를 위하여 약 55∼85% 의 분열성 프루토늄의 조성을 갖는 원자로급 플루토늄으로부터 약 94%의 분열성 플루토늄의 조성을 갖는 핵무기급 플루토늄에까지 이르는 광범위한 조성비 분포를 갖는 12 종류의 경우를 분속하였다.
또한 meMOX 연료로 구성된 핵연료집합체 및 노심의 핵적 특성을 분석하였다. 핵연료집합체의 경우, CASMO-3 코드를 사용하여 연소도별 제반 핵적 특성 즉 반응도, 동위원소의 변화량, 제어봉 및 미분 붕소가, 감속재 온도계수 (MTC) 및 도플러 온도계수 (DTC), 기포 반응도계수, 집합체 첨두출력등을 분석하였으며, 노심계산의 경우에는 AFEN(해석함수 전개 노달방법) 코드를 이용하여 제어봉가, MTC, DTC 및 미분 붕소가를 분석하였다. 일반적으로 meMOX 연료는 $UO_2$ 연료와 stMOX 연료의 중간적인 핵적 특성을 보인즉 stMOX에 비하여 작은 값의 부반응도와 증가된 미분붕소가 및 핵연료집합내에서의 첨두출력의 감소와 제어봉가의 증기등의 효과를 보이고 있다. 이러한 안전성 측면에서 중요한 의미를 갖게 되는데 이는 과도한 부반응도의 MTC와 제어봉가의 감소는 특히 주증기관 파단사고시 안전 여유도를 크게 감소시키기 때문이다. 그러나 100% meMOX 장전 노심의 경우에도 100% stMOX 장전 노심의 경우보다는 완화된 정도이지만 반응도 주입사고시 충분한 정지여유도를 확보하기 위해서는 고농도의 $B^{10}$을 갖는 $B_4C$ 제어봉과 같은 고성능의 제어봉을 사용하여야 한다. 한편 100% meMOX 장전 노심은 플루토늄의 이용률이 높아 플루토늄의 처분능력이 우수하며 초우라늄 방사핵종의 생성량도 감소되는 효과를 갖는다. $UO_2$ 연료의 연소에서는 플루토늄이 생성되는 반면 stMOX 연료와 meMOX 연료의 경우에는 방출플루토늄 대 장전플루토늄의 비가 각각 0.707 및 0.643이었으며, 분열성 플루토늄의 그 비는 각각 0.575 대 0.473로서 플루토늄의 처분능력을 보이고 있다. meMOX 연료의 초우라늄 방사핵종 (Np, Am, Cm)의 생성률은 stMOX 연료에서의 값의 약 88%가 됨을 확인할 수 있었다.
연료의 효율적인 이용, 핵무기급 플루토늄의 처분, 방사성 폐기물의 감축 및 안전성 측면에서 유리한 meMOX 연료의 100% 장전 노심에 대해서 더욱 충분한 연구가 계속되어야 할 것이다.