An important task in operating a nuclear reactor is the design of a reloading pattern or refueling sequence for each fuel cycle. Light water reactors are usually batch-refueled, while the refueling is performed daily in a Canada deuterium uranium (CANDU) reactor. For an on-power refueling reactor like CANDU, it is important to incorporate the exact core status into the fuel management so that enough operating margin is reserved. In this study, a new optimal fuel management method is developed for a CANDU 600 MWe (CANDU-6) reactor. At first, an efficient power mapping method has been developed, which provides an accurate core status of an operating CANDU reactor. Secondly, an optimum refueling channel selection method has been developed by an optimization theory.
For the power mapping method, the measured detector readings are used as boundary conditions of the diffusion theory calculation with the Kalman filtering (DIKAL) method. First, the measured detector readings are transformed into the measured mesh flux through an appropriate approximation. Then, the difference between the calculated and measured mesh flux is filtered out by Kalman filtering technique, in which the measured mesh flux is used as an internal boundary condition of the diffusion equation. The performance of the DIKAL method was assessed for various core states and applied to the calculation of power and flux distribution in the CANDU 6 reactor. Sensitivity studies have shown that DIKAL method is insensitive to the detector random and systematic errors. It is also shown that the DIKAL approach is more accurate compared with the flux synthesis approach currently being used in CANDU 6 reactors.
An optimal refueling simulation method (OPTIMA), practically applicable to a CANDU 6 reactor, has also been developed. The objective of the optimization is to reproduce the reference core performance during refueling simulation, while satisfying the operation limits of channel and bundle powers. The optimization process consists of two stages: i) elimination of candidate refueling channels by several constraints and ii) selection of refueling channels by a direct search method that uses sensitivity coefficients of channel power generated for the reference core. The elimination process sorts out an appropriate number of fuel channels suitable for refueling, considering the channel power, bundle power and fuel burnup. The optimum refueling channels are then selected such that the difference of power distribution from the reference is minimized. The performance of the optimum refueling simulation method has been demonstrated for a CANDU-6 reactor and the results are satisfactory.
In order to demonstrate the applicability of the overall fuel management methodology developed in this study, the DIKAL-OPTIMA method was applied to Wolsong-3 reactor refueling simulation, which is a typical CANDU-6 reactor. The results of refueling simulation have shown that the method can be efficiently used for the performance analysis of the operating reactor. This study has established a new concept that can be used for the on-line fuel management for CANDU reactors.
운전중인 원자로에서 중요한 관심 사항은 각 핵연료 주기에 대한 핵연료 재장전 모형 혹은 핵연료 교체 순서의 설계 및 결정이다. 경수로에서는 batch 형태로 핵연료가 재장전 되며, CANDU 원자로에서는 매일 핵연료 교체를 수행한다.
본 논문에서는 CANDU-6 원자로에 대해 새로운 최적 핵연료 관리 방법을 개발하였다. 첫째 단계로서, 출력 mapping 방법을 개발하였는데, 이 방법은 운전중인 원자로의 정확한 정보를 제공한다. 다음 단계로서, 최적화 이론을 이용한 교체 핵연료 채널 선정 방법을 개발하였다.
출력 mapping 방법 (DIKAL) 개발에서, 계측기의 측정치는 칼만 필터를 통하여 중성자 확산 방정식의 경계 조건으로 사용된다. 먼저, 계측기의 측정치는 적절한 근사식을 이용하여 격자의 측정 중성자속으로 변환되고, 계산에 의한 격자 중성자속과 측정에 의한 격자 중성자속의 차이를 칼만 필터 기법을 이용하여 오차를 감소시킨다. 이 중성자속이 확산 방정식의 내부 경계 조건으로 사용되었다. 개발된 DIKAL 방법의 거동을 여러 가지 원자로 조건에 대해 평가하였으며, CANDU-6 원자로의 출력 계산에 이용하였다. 민감도 분석 결과, DIKAL 방법은 계측기의 무작위 오차 및 계통 오차에 민감하지 않은 것으로 나타났다. 또한, DIKAL 방법은 기존에 CANDU-6 원자로에서 이용되고 있는 중성자속 합성법보다 정확하게 출력을 예측하는 것으로 나타났다.
교체 핵연료 채널 선정 방법 개발에서는 CANDU-6 원자로에 실질적으로 적용 가능한 최적 핵연료 교체 방법을 개발하였다. 최적화의 목적은 핵연료 교체 해석 기간동안 기준 노심의 거동을 유지 하는 것이다. 이 때, 핵연료 채널 및 다발 출력에 대한 운전 제한치를 만족시키도록 한다. 최적화 과정은 2단계로 구성된다. 즉, 1) 여러 가지 제한 조건에 의한 후보 채널의 제거 및 2) 직접 탐색법에 의한 교체 채널의 선정 등이다. 교체 채널 선정시 기준 노심에 대해 생산된 채널 출력 민감도 계수가 이용된다. 채널 제거 과정에서는 채널 출력, 핵연료 다발 출력 및 연소도 등을 고려하여 핵연료 교체에 적절한 수의 채널을 분류해 낸다. 채널 제거 과정을 통해 적절한 채널을 후보 채널로 선정하면, 핵연료 교체 후의 출력 분포와 기준 출력 분포와의 차이를 최소화 하도록 교체 채널을 결정한다. 최적 핵연료 관리 방법의 타당성을 입증하기 위해 천연 우라늄 장전 CANDU-6 원자로에 대한 핵연료 교체 해석을 수행하였으며, 그 결과는 만족스럽게 나타났다.
본 연구에서 개발한 핵연료 관리 방법 (DIKAL-OPTIMA)의 적용성을 입증하기 위해 전형적인 CANDU-6 원자로인 월성 3호기의 운전 자료 분석을 수행하였다. 핵연료 교체 해석 및 운전 자료의 비교 분석 결과, 본 논문에서 개발한 핵연료 관리 방법은 운전중인 CANDU-6 원자로의 분석에 이용될 수 있음을 알았다. 또한, 본 연구를 통하여 CANDU 원자로에 온라인 핵연료 관리 방법의 적용 가능성을 제시하였다.
