A new safety analysis method for a moderator system failure event in a PHWR (CANDU-6) has been developed using a coupling analysis method with the thermal hydraulic code - CATHENA and reactor physics code - RFSP-IST. This sophisticated method can replace the non-qualified and legacy method with the MODSTBOIL and SMOKIN-G2 for the thermal hydraulics and reactor physics, respectively. The CATHENA thermal hydraulics model for the moderator system can simulate the thermal hydraulic behaviors of all the moderator systems, such as the calandria tank, head tank, moderator circulating circuit and cover gas circulating circuit, and therefore can predict the thermal hydraulic properties of the moderator, such as the moderator density, temperature and water level in the calandria tank, as moderator system failures progress. Further, these calculated moderator thermal hydraulic properties are provided to the 3-Dimensional neutron kinetics solution module - CERBRRS module of RFSP-IST as input data, which can predict a change in the reactor power and provide the calculated reactor power to the CATHENA in turn. These coupling analysis are performed at every time step using parallel coupling method of both codes.
The safety analysis results using this newly developed method reveal that the reactor operation enters into the self-shutdown mode without any engineering safety system and/or human interventions for the postulated moderator system failure events (Loss of Moderator Heat Sink and Loss of Moderator Inventory).
가압중수로형 원자력발전소 (CANDU-6)는 핵연쇄반응에서 발생하는 고속중성자를 열중성자로 감속하는 감속재계통이 냉각재계통과 분리되어 있어서 감속재계통의 열수력적, 핵적 특성을 별도로 감시 및 관리하여야 한다. 이런 이유로 감속재계통 고장사고는 CADNU-6 원자로의 설계기준사고(DBA)에 포함된다. 감속재계통 고장사고는 감속재 열제거원 상실사고와 감속재 재고량 상실사고로 분류된다.
최근까지 국내외 CANDU-6 원전의 감속재계통 고장사고에 대한 안전해석은 열수력 분야에서는 MODSTBOIL 코드를, 원자로물리 분야에서는 SMOKIN-G2 코드를 사용하였다. 그런데 최신의 중수로형 원전 안전해석 방법론과 비교할 때, 두 코드는 문제가 노출되었다. 첫째 MODSTBOIL 코드의 Hard-Wired 모델은 감속재계통의 일부인 칼란드리아 탱크, 방출도관 그리고 차폐탱크만으로 구성되어 감속재계통 고장사고 시 분석해야할 감속재 순환계통, 감속재 상층기체계통 그리고 헤드탱크 등 주요 계통 및 부품의 열수력적 거동을 모사할 수가 없으며, MODSTBOIL 코드의 지배방정식에는 운동량 보존식이 빠져있는 점이 열수력 안전해석 코드로서의 결점이며 전산해석 코드로의 QA 측면에서도 미비점이 노출되었다. 다음으로 SMOKIN-G2 코드는 노심내의 중성자속 및 분포를 중성자속 합성(Flux Synthesis) 방법을 사용함에 따라 계산시간 측면에서는 유리한 점이 있었지만 계산결과의 신뢰도 측면에서는 시간종속 3차원 확산방정식을 사용하는 현재의 원자로물리 방법론에 비해 많이 부족하다.
본 연구에서는 두 가지 전산코드의 이러한 중요한 취약점을 극복하고 최신 안전해석 기술을 적용하기 위하여 CANDU-6 원전 열수력분석 및 원자로물리 측면에서 최신 전산코드인 CATHENA와 RFSP-IST를 활용한 신규 안전해석 모델을 개발하였다.
열수력 모델 개발에 사용된 CATHENA 코드는 이상유동을 2-유체(2-Fluid) 비평형(Non-Equilibrium) 으로 모델하며 각 상별 질량, 운동량, 에너지 보존식의 해를 구함에 따라 운동량 보존식이 제외된 MODSTBOIL 코드에 비해 안전해석 결과의 신뢰도를 크게 향상시킬 수 있으며, MODSTBOIL 코드의 모델에서는 제외되었던 감속재 순환계통, 감속재 상층기체계통 그리고 헤드탱크의 모델링이 가능함에 따라 감속재계통고장사고에 따른 계통 전체의 열수력적 거동을 정확하게 예측할 수 있게 되었다.
원자로물리 분야에서도 RFSP-IST 코드가 노심 내 시간종속 3차원 중성자 확산방정식을 사용하고 원자로조절계통의 작동을 모사할 수 있으므로 SMOKIN-G2 코드에 비해 월등한 정확성을 가지고 사고 진행 시간에 따른 공간적 중성자속 분포를 예측할 수 있게 되었다.
마지막으로 이 두 가지 전산코드를 매 계산단계에서 병렬 연계(Parallel Coupling)할 수 있는 기술을 개발 및 적용하여 열수력-원자로물리 연계계산이 가능하게 되었다. 중수로형 원전에서도 빠른 시간 내(수초 내)에 계산이 종료되는 대형냉각재상실사고(LBLOCA) 사고에 대해서는 열수력-원자로물리 연계 계산 방법이 이미 개발되어 사용되고 있지만, 감속재계통 고장사고와 같이 사고 진행이 느린(약 1,000초) 사고에 대해서는 열수력-원자로물리 연계계산 방법이 본 연구를 통하여 처음으로 개발되고 적용되었으며, 본 신규 방법론이 역시 느린 사고 진행 특성을 갖는 소형냉각재상실사고(SBLOCA) 등의 안전해석에 활용될 수 있다는 점이, 감속재계통 열수력, 원자로물리 각 모델의 신규 개발 외에 본 연구의 중수로형 원전 안전해석 기술 발전 기여한 사항 이라 할 수 있다.
본 연구를 통해 개발된 열수력-원자로물리 연계계산 방법론을 적용한 감속재계통고장사고-감속재 열제거원 상실사고, 감속재 재고량 상실사고-의 안전해석 결과는 두 가지 사고 시나리오 모두 공학적 안전설비의 작동이나 운전원 조치가 없이도 ‘피동적 자연 정지 현상’에 의해 연료손상 없이 원자로가 안전하게 정지된다는 것을 입증할 수 있었다.