This study has attempted to sketch out the source-term generation in a VHTR and its release during normal and transient conditions, developing the integrated code, ACTOR. The sub-modules of ACTOR are MOTEX, TRIFA, DIFA, PLOTA, and LIOFA.
It should be stressed that the evaluation of the source-term inventory is the first step on the path to nuclear safety. The study established the comprehensive methodology of the source-term estimation by using the combined code of MCNP, ORIGEN, MONTEBURNS, and MOTEX. The forty-one fission product generation with an increase of burnup has been simulated, and the results seem highly probable. Besides focusing on the source-term inventory, the actinide inventories were investigated and compared to that in a PWR. The results showed VHTRs are more attractive in terms of spent fuel management, because the amount of fuel required for the same power is less and VHTRs produce less plutonium. It would be informative to take into account an analysis of the spent fuel. In addition, the tritium inventory of in the coolant was also estimated. This information may provide the base knowledge about the heat exchanger maintenance exposure and the tritium permeation on the hydrogen production facility of VHTRs in future.
After building up the source-term inventory, the study took into account the source-term release through core materials. The main process was to calculate how much activity would be release from fuels to coolant. TRIFA provided a fraction of the retention failure of TRISOs in pebbles. Although temperature and burnup were the main factors for the TRISO fracture, the higher temperature did not guarantee the higher fracture probability like the traditional models did. The result of TRIFA served as the input for DIFA, and DIFA estimated the fission product release rate from pebbles to the coolant. This fission product release model in core materials generally assumed that diffusion is an adequate representation of phenomena which are obviously more complex. The adequacy of the model was demonstrated and verified as DIFA was applied to the analysis for HTR-10. The release during heat-up accident conditions was also analyzed with varying the starting burn-up of heat-up. Further investigations are needed to extend the use of the method developed in this study to the analysis of the radiological safety for VHTRs.
The plate-out of fission products has been a challenging problem due to the consequence of its safety relevance. It was required to estimate the potential hazard which may cause to violate the safety limit in VHTRs. This study assessed the activity on the surface of coolant pathways with the released fission product in coolant. It was essential to provide the understanding about the transport behavior and the interaction of fission products with the surface of the wall materials installed. The improved model, PLOTA, for plate-out was suggested, and by the aid of the numerical solving method, the estimation of fission product plated-out could be derived in the gas cooling loop system. The results look reasonable, but the further studies are needed on different large-scale assessments.
In accident conditions such as depressurized loss of forced cooling accidents, plated-out fission products would be re-entrained into the coolant by chemical and mechanical forces. Such lifted-off fission products became hazards for radiation exposure to the environment. Liftoff was the important issue to be physically quantified, but it has been determined empirically. By using the particle dynamics, the phenomenon was quantitatively modeled, and the results by LIOFA showed this mathematical model can replace the traditional models.
The radiological issues of the source term inventory, release, plate-out, and liftoff were comprehensively investigated. In conclusion, this study lays the foundation for the future work on the source-term assessment of VHTRs. The methods developed in the current study will hopefully serve as a platform for the radiological safety assessments of VHTRs in the future.
초고온가스냉각로(VHTR)는 4세대 원자로중의 하나로 주목 받으며, 이것에 대한 연구는 수소생산 가능성과 함께 최근 전세계적으로 다시금 활발히 이루어지고 있다. 초고온가스냉각로에 대한 관심이 높아짐에 따라 이것의 안전성 해석에도 많은 연구가 수행되고 있는데, 이러한 안전성 연구는 기본적으로 얼마큼의 방사능이 외부로 방출되는가에 중점을 둔다. 따라서 방사능을 가진 핵분열생성물이, 연료에서 생성되어 최종적으로 환경에 얼마큼의 확률로 도달하게 될 것인가가 궁극적인 연구 목표가 될 것이다. 많은 연구가 되어 있긴 하지만, 아직 초고온가스냉각로에서는 소스텀(Source-term) 수송(Transport)에 대한 논쟁은 해결되지 않았고, 보다 간단하면서 물리현상을 모델링 할 수 있는 방법이 요구되고 있다. 소스텀 생성부터 정상 및 과도상태에서의 방출량 평가를 위하여, 본 연구는 방법론개발과 더불어 전산코드 ACTOR를 개발하였다.
방사선 안전 평가를 위해 핵심이 되는 연구를 재고량(Inventory), 방출(Release), 저감(Plate-out), 이탈(Liftoff) 4단계로 나누어 새로운 방법을 개발하여 접근하였다. 첫 단계로 핵분열생성물 재고량 계산을 전산코드를 활용하여 수행하였다. MCNP를 사용하여 노심을 해석을 하여 중성자속을 구하고 ORIGEN으로 붕괴량을 계산한다. 이후 시간에 따라 노심 물질 구성이 달라지는 것은 MONTEBURNS를 통하여 업데이트하였고, 얻어진 결과를 MOTEX가 정리하도록 전산코드체계를 구축하였다. MCNP-ORIGEN-MONTEBURNS-MOTEX로 이루어진 전산코드체계를 바탕으로 22개의 액티나이드, 41개의 핵분열 생성물과 헬륨 냉각재내의 삼중수소량 계산을 수행하였다. 기존의 연구 결과와 비교하여 이상의 전산코드체계를 사용하는 방법이 유효함을 확인하였다.
이후 생성된 핵분열생성물들이 연소도 및 온도에 따라 연료페블(Pebble)을 벗어나 냉각재로 방출되는 과정을 모사하기 위해, 먼저 연료 입자(TRISO)의 파손 확률을 계산하고 이후 파손된 연료 입자에서 빠져 나와 페블 내에서 확산되는 양을 구하였다. 기존의 모델보다 간단한 방법으로 파손 확률을 구할 수 있고, 더 나아가 시간 및 온도에 따라, 정상 및 사고 시 파손 확률이 달라지는 점을 반영하여 확산양 계산이 가능한 모델을 제시하였다. 하지만 확산 상수에 대한 불확실도가 높아 이것을 어떻게 정의하느냐에 따라 값이 크게 바뀌게 되므로 향후 확산 상수에 대한 정확한 연구결과가 요구된다.
정상운전 시에 소량의 핵분열생성물이 연료 페블로부터 방출되는데, 이러한 핵분열생성물은 냉각재의 순환 중에 1차 계통의 내벽 면에 저감된다. 이 문제는 정상상태 시 냉각계통의 유지.보수관리 측면과 사고 시 유출되는 측면에서 중요하게 다루어진다. 정상상태에서 내관 벽면에 저감되는 모델링을 하기 위해서는 벽면 근처에서 핵분열생성물 거동해석이 핵심적으로 수행되어야 한다. 기존의 모델의 경우 다수의 재료 물성치가 사용되어 그만큼 불확실도가 높아지기에, 본 연구에서는 물리적 해석을 통하여 보다 간결한 모델을 제시하였다. 세슘과 요오드에 대한 기존의 실험 결과와 비교하였고, 요오드의 경우 유사한 경향을 보였지만, 세슘은 반감기가 길어 누적된 침착량이 증가하기에 실험 횟수가 증가할수록 낮게 예측되는 경향을 보였다. 현재 초고온가스냉각로의 냉각재 최고온도는 $950\degC$까지 고려되고 있지만 $900\degC$까지의 실험 데이터만 있는 상황이다. 하지만 경향성으로 볼 때, 현재의 데이터로써 $950\degC$까지 배관표면의 저감량을 예측할 수 있을 것으로 판단된다.
1차 계통 압력경계의 건전성이 손상되는 감압사고 시에는, 저감된 핵분열생성물이 압력관 파단으로부터 야기되는 환경의 물리.화학적 변화에 의해 이탈하여, 1차 계통 밖으로 방출된다. 이탈거동은, 매우 복잡한 현상이며, 지금까지 정량적인 물리모델은 확립되어 있지 않고 보통 실험에 의한 관계식을 사용한다. 전단력비(Shear stress ratio)를 사용한 실험관계식은 단순하여 적용하기 쉽지만, 물리현상을 배제하고 실험데이터만으로 결정하였으므로, 실험에 문제가 있거나 계통에 오차가 있을 경우를 고려하면 불확실도가 큰 편이다. 또, 기존의 작용력비(Force ratio)모델의 경우 초기 움직임에 대한 물리 현상을 제대로 반영하지 않았기에 다음과 같이 모델을 확장하였다. 즉, 입자가 초기에 움직이는 상황은 입자가 미끄러지는 경우와 구르면서 이동하는 경우로 이탈의 기준을 확장하였다. 입자동역학측면에서 이탈 현상을 물리적으로 해석하였고, 해석 결과는 실험데이터와 유사한 경향을 보여주었다.
이상으로, 핵분열생성물의 생성부터 저감 및 이탈까지 계산 가능한 통합체계를 개발하였고, 이것은 미래 우리나라의 초고온가스냉각로에서 핵분열생성물 영향에 대한 안전성 평가를 용이하게 할 것이라 기대된다.
