The Control Rod Ejection (CRE) is one of the most important accidents among Design Basis Events (DBE) in terms of fuel rod integrity and radiological consequences. Since the regulatory guides for this accident were issued in 1979, new regulatory guides were issued in June 2020, RG 1.236 including the experimental results performed from 1979 to 2020. According to the new regulatory guides, the fission products release during CRE accident should be taken into account for evaluation of safety in terms of fuel rod integrity and radiological consequences. Since the current CRE accident analysis method was established to check whether the regulatory requirements presented in RG 1.77 are satisfied, the current analysis method cannot evaluate the CRE based on the new regulatory requirements. Therefore, a study has conducted on a methodology to quantitatively calculate the impact of fission products release during CRE accident in terms of the integrity of the fuel rod and radiological consequences.
In this study, in order to develop a methodology that meets the new regulatory requirements, the correlation for the fission product release fraction during the accident presented in the new regulatory requirements was installed in SPACE code, the accident analysis code. Using this modified code version, the quantitative accident analysis was performed to evaluate the integrity of the fuel rod according to the release of fission products during the accident. The verification of the results was performed by comparing them with the results obtained when applying the CORSOR-M model, which is approved by the NRC and generally used. Additionally, in order to consider the fission products release during the accident as well as the steady-state fission products before the accident in the source term for dose assessment, the enthalpy increase of the fuel rods and the related fission products release during the accident for all the rods were calculated based on the information on all fuel rods of the core produced by the ASTRA code, three dimensional kinetics code. Using this method, additional radiological source term for dose assessment is calculated quantitatively.
Based on the this study, by establishing a method for evaluating quantitatively the impact of fission gas release during an accident on fuel rod integrity and radiological consequences, the evaluation method in accordance with new regulatory requirements is suggested.
제어봉이탈사고는 원자력발전소의 설계기준사고 중 연료봉의 건전성과 방사선량 관점에서 가장 중요한 사고이다. 제어봉이탈사고 평가의 기반이 되는 규제요건(RG 1.77)은 지난 1979년에 발행되었으며, 이후 1979년부터 2020년까지 누적된 실험결과를 추가하여 2020년 6월에 새로운 규제요건(RG 1.236)이 발행되었다. 신규 규제요건에는 연료봉의 건전성 및 방사선량 평가 시, 사고동안 방출되는 핵분열생성물을 고려해야 한다는 요건이 추가되었으나, RG 1.77을 기반으로 한 현행 제어봉이탈사고 해석 방법론으로는 이를 평가하는 것이 불가능하다. 따라서 제어봉이탈사고동안 핵분열생성물이 연료봉의 건전성 및 방사선량에 미치는 영향을 정량적으로 평가할 수 있는 방법에 대한 연구를 수행하였다.
본 연구에서는 신규 규제요건(RG 1.236)에 부합하는 방법론 개발을 위하여 신규 규제요건(RG 1.236)에서 제시하는 사고동안 핵분열생성물 방출분율 관계식을 사고해석 코드인 SPACE에 반영하여, 핵분열생성물 방출을 고려한 연료봉 건전성 평가를 수행하였다. 연료봉 건전성 평가의 타당성은 CORSOR-M 모델을 적용한 결과 값과 상호 비교를 통해 입증하였으며, 여기서 사용한 CORSOR-M 모델은 NRC에서 승인되어 신뢰성을 인정받은 모델이다. 또한 방사선량 평가 시 선원항에 사고 전 정상상태 조건에서의 핵분열생성물뿐만 아니라 사고동안 방출된 핵분열생성물을 추가적으로 고려하기 위하여 3차원 노심동특성 코드인 ASTRA 코드를 통해 생산된 노심 내 모든 연료봉의 출력 및 연소도 정보를 바탕으로, 모든 연료봉의 엔탈피 증가량 및 사고동안 방출된 핵분열생성물을 계산하였다. 이를 통해 방사선량 평가 시 활용될 선원항을 정량적으로 평가하였다.
본 연구를 통해 사고동안 방출되는 핵분열생성물이 연료봉의 건전성 및 방사선량에 미치는 영향을 정량적으로 평가할 수 있는 방법을 확립하였으며, 이를 통해 신규 규제요건에 부합한 제어봉이탈사고 해석 방법론을 제시하였다,
