The Power Coefficient of Reactivity (PCR) is an important safety parameter for inherent stability and safety of nuclear reactors. In the CANDU6 reactor, PCR is very close to zero unlike the typical pressurized water reactors due to the combined effect of a relatively less negative fuel temperature coefficient (FTC) and a positive coolant temperature coefficient (CTC). To ensure stability of CANDU reactors in power transient situations, the PCR should be negative for a wide range of operational power. However, PCR in CANDU6 reactor is calculated to be slightly positive when the modern reactor physics codes are used.
In this study, the CANFLEX fuel design is introduced to improve safety parameters of CANDU6 using natural uranium. A CANFLEX fuel bundle has more fuel pins and it provides a smaller linear power than the standard one. Additionally, the bundle power distributions are flattened in CANFLEX by introducing two types of fuel elements. As a result, the average fuel temperature is significantly lower. Furthermore, the coolant flow area is slightly larger than in the standard 37-lement bundle. Due to the design changes, CANFLEX is expected to improve the FTC and CTC. Based on an efficient 2-D lattice method, safety parameters of the CANDU6 reactor have been evaluated by using a continuous energy Monte Carlo code, Serpent, for both the standard 37-element and CANFLEX fuels. For determination of 2-D lattice models representing an equilibrium CANDU6 core, Monte Carlo depletions are performed for various lattice models. For accurate Monte Carlo simulations, a huge number of neutron histories are used in all calculations, and the thermal motion of U-238 is also considered with the DBRC (Doppler Broadened Rejection Correction) method for accurate evaluation of FTC. A continuous FTC has been determined for the two fuel types and CTC is characterized for a range of coolant temperature. The PCR is also evaluated for a wide range of reactor power.
In order to achieve further improvement of the PCR value, a Er (erbium) burnable absorber has been introduced in a unique way such that the negative reactivity due to Er loading should be compensated by removing partly or all the adjust rods from the CANDU6 reactor. For an optimal application of the Er burnable absorber, it is loaded only into the central fuel element so that it can improve both FTC and the coolant void reactivity (CVR) simultaneously. For the Er-loaded CANFLEX bundles, safety parameters (FTC, CTC, CVR, and PCR) have been evaluated and compared with the reference fuel designs. It has been clearly shown that the CANFLEX fuel design can improve the safety parameters of CANDU6 and the PCR can be even negative for a wide range of reactor power.
이 논문에서는 양의 출력계수를 가지는 것으로 알려진 캔두 원자로의 안전변수를 개선시키기 위해서 천연우라늄이 장전된 캔플렉스(CANFLEX) 연료 설계를 도입하였다. 정확한 안전인자 평가를 위해서 몬테칼로 방법에 기초한 Serpent 코드를 이용하여 다양한 노물리 분석을 수행하였다. 특히, 핵연료온도계수 평가에서는 보다 정확한 결과를 얻기 위하여 U-238의 열운동 효과도 반영하였다. 효율적인 캔두노심의 안전인자 평가를 위해서 2차원 격자모델 방법론을 도입하였으며, 정확한 몬테칼로 연소계산을 통하여 평형상태 캔두노심의 특성을 잘 나타내는 격자모델을 다양한 핵연료에 대하여 결정하였다. 캔플렉스 연료의 핵연료온도계수와 냉각재온도계수 그리고 냉각재기포반응도를 Serpent 코드를 이용하여 평가하여 표준연료와 비교평가 하였다. 연속함수 형태로 FTC 특성을 결정하였으며, 캔플렉스 연료가 상대적으로 낮은 핵연료 온도로 인하여 기존 표준연료보다 개선된 FTC 값을 제공함을 확인할 수 있었다. 또한 U-238의 열운동은 FTC를 약간 개선시킴도 확인하였다. 캔플렉스 연료를 사용할 경우 5% 정도 증가된 냉각재 유로 때문에 냉각재의 평균온도가 약 1C 정도 감소하는 효과가 있으며, 이는 냉각재온도계수를 상당히 개선시킬 수 있음도 보였다. 특히, 본 논문에서는 냉각재 온도계수가 냉각재의 노심입구온도에 매우 민감함을 보였으며, 출력계수를 개선하기 위해서는 냉각재입구온도를 설계온도로 유지하는 것이 중요함을 확인하였다.
캔두 원자로의 안전인자를 더욱 개선하여 출력계수를 고출력상태에서도 음수로 만들기 위해서 본 연구에서는 어븀(Erbium) 가연성흡수체를 캔플렉스 번들의 중심봉에 장전하는 개념을 도입하였다. 특히, 어븀 가연성흡수체 도입으로 낮아지는 반응도를 조절봉(Adjuster Rods)의 일부 및 전부를 제거하는 방식으로 보상하여 어븀을 장전하면서도 연료의 방출연소도가 낮이지지 않도록 하는 개념을 제안하였다. 어븀이 장전된 켄플렉스 연료다발에 대한 안전인자를 평가하여 어븀이 장전되지 않는 경우와 비교평가하였다. 그 결과 소량의 어븀을 중심봉에 장전함으로써 핵연료온도계수 및 출력계수를 확연히 개선시킬 수 있음을 확인하였다.
