The primary incentive for transmutation of transuranic (TRU) isotopes is to eliminate as many of them as possible from the ultimate geological repository stream via processing light water reactor (LWR) spent fuels and to recycle the man-made TRU as TRU burner fuel sources. The favorable features on a TRU burner core have been emphasized from the viewpoint of maximizing TRU burning potential, compatibility with breeder reactors in terms of geometry and overall safety performance, and low sodium void reactivity environment. There has been no such a TRU burner design that is superior to other candidate designs in every physics performances of interests. There has been some degree of compromises of physics performances and safety parameters in every design, and thus the best design is regarded as what has the least number of insignificant drawbacks, compared with typical breeder reactor cores of a similar power rating.
A 1575 MWt TRU burner reactor core with a low sodium void worth has been developed by devising an unconventional pan-shaped active core design that is regarded as an innovative reactor concept. The core consists of two types of fuel subassemblies that differ in the height of the fueled region. This strategy has allowed extreme “pancaking” of the inner core region, while the radial dimension increase is limited by placing longer fuels in the outer core region. The fuel cycle analysis has been performed in the equilibrium cycle, consisting of external feed fuel with reprocessed typical LWR spent fuel and fissile makeup with self-recycled TRU nuclides. The neutronic performance characteristics obtained from the equilibrium cycle analysis show that it would work safely as well as economically, as measured in terms of burnup reactivity swing, peak power density, Doppler coefficient, TRU burning and sodium void worth. The core has relatively low double power peaks in both the inner and outer cores without enrichment zoning, and this makes an active core volume smaller. The developed TRU burner core has been subjected to an extensive parametric study on the reprocessing schemes. Investigations are performed for sodium void worth, transmutation capability, burnup reactivity swing and minor actinides (MA) content. Through this series of study, a variant of the TRU burner core that is aimed at preferentially burning MA has been determined. This MA burner core uses U-235 as well as the homogeneously recycled TRU elements. This MA burner core consumes 140 kg of MA per year, without penalizing the sodium void reactivity observed in the TRU burner core. As an application, the combined introduction of developed TRU and MA burner cores shows the functional effectiveness of reducing PWR discharged TRU inventory.
Considering that the spoiled geometry of TRU burner cores and rarely verified MA reaction cross sections impose large uncertainties on any computer code system in use, this study also aims to develop various TRU burner cores with the same design methodology and the same design criteria only through core size and shape modifications without adjusting assembly structure. These cores encompass a two-region homogeneous core, an annular core, and a pan-shape core. The three different conceptual cores are designed with the same assembly specifications and managed to have similar end-of-cycle sodium void reactivities and beginning-of-cycle peak power densities through the changes in the core size and configuration. The requirement of low sodium void reactivity is shown to lead each design concept to characteristic neutronics performance and fuel cycle behavior. The merits of each design are different among the designs and the “best” core concept depends on the given situation. The pan-shape core is shown to have many attractive features over the other two designs, except for higher TRU feed enrichment. One notable advantage of the annular core and the pan-shape core is that the maximum three-dimensional pin peak can be controlled even with a single enrichment, essentially eliminating the requirement of enrichment control. They only need the blending of fissile material with fertile material for the uniform enrichment fuels, which in turn may open the environmentally benign new reprocessing technology and eliminate the international barriers on the deployment of liquid metal reactor (LMR) cores.
This study also investigates the neutronic performance and fuel cycle behavior of a pan-shape transuranic (TRU) burner core from the initial core through the end of a core life. The cycle-by-cycle evolution of isotopic compositions and neutronics characteristics are compared with those calculated from the analysis of an equilibrium cycle. The amount of burnt TRU per cycle after Cycle 8 turned out to be comparable to that of the equilibrium cycle, while the isotopic compositions and the resulting neutronics performance up to about Cycle 20 have shown considerable deviations from those of the equilibrium cycle. The reference core in this analysis has been designed to meet a target sodium void reactivity at the end of the equilibrium cycle by reducing the active core height. Since the core isotopic loading approaches that of the equilibrium cycle after many cycles of operation, significant margins to the target sodium void reactivity are noted in the early cycles. This finding has led to loading concentrated minor actinides relative to the Pu isotopes in the first three cycles, and thereafter, they are homogeneously self-recycled with the external feed TRU makeup composed of typical LWR discharge TRU compositions. The transition cycle analysis with the higher MA loading reveals that the total MA consumed through 50 cycles of operation is 1.89 times larger than the case for the constant external feed makeup TRU with a typical LWR discharge TRU compositions, without exceeding the sodium void reactivity observed in the equilibrium cycle.
초우라늄원소에 대한 핵변환의 주목적은 경수로 핵연료의 재처리를 통하여 초우라늄 원소를 추출하여 이를 초우라늄원소 연소로의 핵연료물질로 사용함으로써 궁극적인 지층 처분에 처해지는 고준위 핵폐기물의 양을 가능한 한 줄이는 것이다. 초우라늄 원소 연소로가 가져야 할 핵적 특성으로서 초우라늄원소 연소능의 최대화, 노심 구조 및 전반적인 안전성 인자의 증식특성 고속로와의 양립성 및 낮은 소듐 기화 반응도 등이 강조되어 왔다. 지난 15년간의 초우라늄원소 연소로 모형 개발 노력에도 불구하고, 모든 면에서 타 노심에 비하여 우월한 성능을 가지는 노심은 발견되지 않았다. 개발된 모든 노심 형태들은 노심 성능 및 안전성 인자 측면에서 어느 정도의 문제점을 가지며, 오늘날에는 최상의 초우라늄원소 연소로 노심은 유사한 출력준위를 갖는 증식특성 노심에 비하여 가장 적은 수의 미미한 단점들을 갖는 노심이라고 간주된다.
본 연구에서 고안된 1575MWt 급의 초우라늄원소 연소로는 노심내에 높이가 서로 다른 두 가지 핵연료를 사용함으로써 Pan형의 노심 형태를 취하는 소듐기화 반응도의 저감을 실현한 혁신적인 개념의 원자로이다. 노심 내부 영역에는 짧은 핵연료를 배치함으로써 최대의 중성자 누출을 기대할 수 있으며, 외부의 긴 핵연료는 노심의 반경 방향 크기를 제한하면서 내부노심의 적은 출력 분담을 보완하는 역할을 하게 된다. 평형주기에서 경수로의 사용후 핵연료로부터 재처리된 초우라늄원소를 외부 공급 연료로서 가정하고 이와 아울러 연소로 자체내에서 재순환 되는 핵연료 물질로 연소로의 연료를 구성하여 핵주기 분석을 수행하였다. 핵적 특성 분석 결과로서 이 원자로는 연소 반응도 변화, 첨두 출력 밀도, 핵연료 온도계수, 초우라늄원소 연소량 및 소듐 기화 반응도 측면에서 경제성 및 안전성을 두루 갖춘 노심임을 입증하였다. 또한, 단일 농축도의 핵연료를 사용함에도 불구하고 노심 내부 및 외부에서 동시에 첨두 출력을 가지므로 핵연료 체적을 최소화 하는데 기여하였다. 개발된 노심에 대하여 재처리 계획을 달리 하면서 소듐 기화 반응도가, 핵변환능, 연소 반응도 변화 및 마이너 악티나이드 장전 가능량의 추이를 살펴 보았다. 이 연구를 기반으로, 우라늄-235를 일부 핵연료로 사용하는 마이너 악티나이드에 대한 핵변환을 증진시킨 또 하나의 연소로를 제안하였다. 이 연소로는 초우라늄원소 연소로의 소듐기화 반응도를 유지하면서 1년에 140 kg의 마이너 악티나이드를 연소시킬 수 있다. 적용 예로서 장기전원 개발계획에 의거한 초우라늄원소 생성량을 예측하고 초우라늄원소 및 마이너 악티나이드 연소로의 도입 시나리오를 가정하여 2070년이면 초우라늄원소 잔존량이 국내 누적 초우라늄원소의 17%만이 남게 됨을 보여줌으로써 그 효용성을 입증하였다.
전통적인 노심 형태를 취하지 않는 점과 검증이 요구되는 마이너 악티나이드의 반응 단면적으로 말미암아 본 계산의 핵적인자는 다소의 불확실성을 가진다. 따라서, 집합체 구조 변경을 가하지 않고 여러 가지 모양의 노심을 동일한 방법론 및 설계 제한치를 적용함으로써 상대적인 초우라늄원소 연소로의 성능분석을 시도하였다. 이를 위하여 동일한 노심 출력 및 집합체 제원을 갖는 두 영역 균질노심, 환형노심 및 Pan형노심 등 3가지 원자로 형태를 고안하였는데 이들은 유사한 주기말 소듐기화반응도가 및 주기초 첨두출력을 갖도록 하였다. 동일한 소듐 기화 반응도를 만족하도록 함에 따라 각 노심은 특징적인 핵적 성능 및 핵주기 거동을 갖게 된다. 본 연구에서 개발된 Pan형 노심은 다른 노심에 비하여 단일 농축 핵연료 사용, 최소 핵연료 재처리 체적, 최대 초우라늄원소 연소량, 초장주기 운전 용이성 등 여러 장점들을 보유하는데 이들 중 특기할 만한 것으로 단일 농축도의 핵연료를 사용하면서 출력분포의 평탄화를 성취함으로써 노심 체적의 감소와 농축도 조절의 필요성을 없앨 수 있다는 것이다. 이는 환경 친화형 재처리 공법의 개발 가능성과 더불어 액체금속로의 확산에 국제적인 장벽을 제거할 수 있는 핵비확산성 노심이 될 수 있는 가능성을 갖고 있다.
본 연구는 또한 초기노심으로부터 시작하여 평형노심에 이르기까지 Pan형 초우라늄원소 연소로의 핵적 거동 및 물질 흐름을 분석하였다. 8주기에 이르면 평형노심의 초우라늄원소 연소량과 유사한 연소량을 보이지만, 핵종별 구성비나 핵적인자는 약 20주기까지 평형주기 노심의 값들과 많은 차이를 보여 주었다. 상기 개발된 Pan형 노심은 평형노심 주기말의 목표 소듐기화반응도를 얻기 위하여 노심의 높이를 줄이게 되는데, 평형노심에 이르기 전에는 목표 소듐기화반응도에 대하여 최대 900pcm의 설계 여유도가 있음을 확인하게 되었다. 이러한 사실에 입각하여, 최초 3주기동안 장전되는 핵연료는 다량의 마이너 악티나이드를 함유하도록 한 뒤 이들이 후속 주기에서 재순환 되도록 설정하고 원자로 수명기간 중 어떤 주기에서도 목표 소듐기화반응도가를 위배하지 않는 최대 허용 마이너 악티나이드 함유량을 결정하였다. 이러한 시나리오에 의한 운전을 상정하면 50년의 원자로 수명기간 중 마이너 악티나이드 연소량은 1.89배가 더 연소될 수 있음을 입증하였다. 본 연구의 결과와 같이, 단순 평형노심에서 개념연구에 비하여 비평형 천이노심 설계를 통한 상세 물질 수지 분석 및 핵적 성능 극대화는 연소로 노심 최적화를 위한 새로운 조류가 될 것이다.
