The rhodium self-powered neutron detectors (SPND) in a reactor core provide the operator with the on-line 3-dimensional nuclear power distribution. The signal produced by rhodium SPND is interpreted into the local neutron flux by using a sensitivity depletion law and the local neutron flux is interpreted into the local power by using a power conversion factor.
This work on the sensitivity depletion laws for rhodium self-powered neutron detectors (SPND) is performed to improve the uncertainty of the sensitivity depletion law used in ABB-CE reactors employing a rhodium SPND and to develop a calculational tool for providing the sensitivity depletion laws to interpret the signal of the newly designed rhodium SPND into the local neutron flux. The calculational tools for a time dependent neutron flux distribution in the rhodium emitter during depletion and for a time dependent beta escape probability that a beta generated in the emitter is escaped into the collector were developed.
Due to the cost, the exposure to the radiation, and the longer fuel cycle, there is a strong incentive that the loading density of an in-core instrumentation is reduced and the lifetime of the detector is lengthened. These objectives can be achieved by reducing the uncertainty which is amplified as it depletes. The calculational tools above provide the sensitivity depletion law and show the reduction of the uncertainty to about 1 % in interpreting the signal into the local neutron flux compared to the method employed by ABB-CE. The reduction in the uncertainty of 1 % in interpreting the signal into the local neutron flux is equivalent to the reduction in the uncertainty of 1 % or more in interpreting the signal into the local power and to the extension of the lifetime of rhodium SPND to about 10 % as reported by ABB-CE.
원자력발전소 노심의 3차원 출력분포를 연속적인 실시간으로 측정하기 위하여 한국형표준원전에서는 로듐 자기출력형 중성자검출기를 사용한다. 신호연소곡선에 의하여 로듐 자기출력형 중성자검출기에 의해서 발생되는 전류신호로 국부 중성자속 준위를 계산하며, 출력변환상수에 의하여 국부 중성자속 준위로부터 국부 열출력을 계산한다. 새로이 설계된 로듐 자기출력형 중성자검출기의 전류신호로 부터 국부 중성자속 준위를 계산하는데 사용하는 신호연소곡선을 생산하기 위한 계산 모델을 개발하고, 로듐 자기출력형 중성자검출기를 사용하는 ABB-CE형 원자로에서 사용되는 신호연소곡선의 불확실도를 개선하고자 본 연구가 수행되었다.
연소에 따른 로듐 방출체내의 중성자속 분포계산과 연소에 따른 방출체내에서 발생된 전자가 콜렉터에 도달할 전자방출확률 계산 모델이 개발되었다. 교체비용, 작업종사자 방사선 조사와 장주기 핵연료 사용 등으로 노내 중성자검출기의 장전 밀도 감소와 계측기 수명 연장에 대한 필요성이 관심사로 대두되고 있다. 계측기가 연소됨에 따라 신호 해석의 불확실도가 증가하는데 이 불확실도 증가율을 감소시키므로써 이러한 목적을 달성할 수 있다.
위에서 언급된 두 개의 계산 모델은 신호연소곡선을 제공하고 ABB-CE가 사용하는 신호연소곡선에 비하여 전류신호로부터 국부 중성자속 준위를 계산하는 불확실도를 약 66 % 연소 시점에서 약 1 % 정도 감소시킬 수 있다. ABB-CE의 연구결과에 의하면 ABB-CE가 사용하는 수명기간 즉 66 % 연소시점을 기준으로 볼 경우 전류신호로부터 국부 중성자속 준위를 계산할 때 1 %의 불확실도 감소는 전류신호로부터 국부출력을 계산할 때 1% 정도의 불확실도 감소와 대응되고, 약 10 % 정도의 연소기간 연장을 가능하게 한다.
