In a low boron PWR core, the critical boron concentration (CBC) is quite smaller than that of the con-ventional PWR designs. A low CBC offers many economic and safety benefits since the core is less depend-ent on soluble boron, which are troublesome in term of reactor operation and maintenance despite its preva-lent use in many commercial PWRs. The particular concern is in the possibly undesirable ‘less negative’ or even ‘slightly positive’ moderator temperature coefficient (MTC) attained in typical PWR with high CBC. In this regards, a ‘more negative’ MTC at beginning of cycle (BOC) may feasibly extend burnup and life of the core, thereby stretching the economics and assuring safety of the PWR.
Recently, a new burnable absorber concept named “Burnable Absorber-Integrated control rod Guide Thimble” (BigT) has been proposed for the pressurized water reactor (PWR). In this work, the BigT BA is ap-plied to the existing OPR1000 core in order to reduce the BOC CBC of the core and to make the MTC more negative at HZP (Hot Zero Power)..
In this thesis, actual OPR1000 core design of Hanbit Unit 3 Cycle 6 is used as a reference. All neutronic simulations in this thesis are completed by using the Monte Carlo SERPENT code with ENDF/B-VII.0 library. The BigT-loaded fuel assemblies are characterized in comparison with the conventional $Gd_2O_3$-loaded FAs. A detailed quarter core model is considered for the Monte Carlo core design and analysis and the equilibrium cycle is directly searched through repetitive cycle-wise depletions. For comparison, a conventional core design based on the existing $Gd_2O_3$ burnable absorber is also designed and evaluated in this work. Two low boron OPR1000 cores with BigT absorbers are subsequently modeled and evaluated in details. Preliminary core analyses indicate promising potentials of the BigT absorbers to realize the low boron OPR1000 cores as all vital neutronic parameters are within practical limits, while the BOC MTC can be noticeably more negative.
저붕산 노심은 통상적으로 CBC가 상용원전의 1,400~1,500 ppm 보다 상당히 낮은 CBC로 운전되는 노심이다. 이는 정도에 차이는 있지만, 노심의 반응도를 제어하는 붕산수의 장점을 그대로 유지하며, 붕산수로 인한 문제점을 최소화 할 수 있는 이상적인 노심이라 할 수 있다. 저붕산 노심설계의 일차적인 목표는 주기초 많은 양의 붕산수로 인해 양의 감속재 온도계수를 띄는 안전성 현안을 제거하는 것이다. 본 논문에서는 최근 제안된 새로운 가연성흡수체 개념인, 가연성흡수체를 포함한 제어봉안내관, ‘BigT’를 이용하여 모든 영역에서 음의 감속재 온도계수를 유지하는 저붕산 OPR1000 노심의 타당성에 대해 연구를 수행하였다. BigT는 제어봉안내관 외벽 혹은 내벽을 확장하여 마련한 공간에 가연성흡수 물질을 장전하는 방식으로 이는 상용적으로 사용되는 가돌리니아 가연성흡수체에 비해 디자인이 융통적이고 핵연료집합체 이용효율이 높으며, 가연성흡수체 고유의 자기차폐 효과를 이용한 최적의 디자인을 가능케 하는 장점이 있다. 이러한 새로운 가연성흡수체를 이용하여 상용원전인 OPR1000 노심 저붕산화의 타당성을 몬테칼로 코드인 SERPENT와 ENDF/B-VII.0 핵 자료 라이브러리를 사용하여 평가하였다.
한빛 3호기 6주기 노심이 기준 노심으로 선정되었으며, 노심의 1/4 대칭성을 활용하면서 상세한 3차원 노심모델을 개발하여 노심해석과 연소계산에 활용하였다. 먼저 BigT가 장전된 핵연료집합체의 기본적인 특성들을 분석하였으며, 기본 가돌리니아 가연성흡수체가 이용되는 핵연료집합체와 비교하였다. 비교를 위하여 먼저 기존 가돌리니아에 기초한 노심설계를 SERPENT 몬테칼로 코드를 이용하여 수행하였다. BigT를 이용한 저붕산 OPR1000 노심의 타당성을 평가하기 위해서 두 종류의 저붕산 노심 모델이 설계되고 평가되었다. BigT에 기초한 저붕산 노심모델들의 경우, 기준노심에 비해 7, 8일 정도 주기길이가 연장되는 것을 발견하였으며, 기준 노심에 비해 주기 초 반응도를 제어하기 위해 더 낮은 CBC가 필요함을 확인하였다. 본 연구에서는 평형노심을 결정하기 위해서 관련연구에서 도출된 연료장전 패턴을 사용하였는데, 가돌리니아 기준노심과 BigT 저붕산 노심 모두 유사한 출력분포를 제공하며, 3차원 첨두출력 또한 제한치를 넘지 않음을 알 수 있었다. BigT 장전 노심에서 총 제어봉가는 기준노심보다 약간 적지만 요구되는 정지여유도를 충분한 여유도를 가지고 만족함을 확인하였다. 기준노심의 경우 영출력 조건에서 감속재온도계수는 거의 영에 가까운 값으로 평가되었지만, BigT에 기초한 저붕산 노심의 경우 전출력 뿐만 아니라 영출력 조건에서도 기준노심에 비하여 확연하게 음의 감속재온도계수를 제공함을 확인하였다. 본 논문에서 도출된 결과에 비추어 볼 때, BigT를 이용한 상용원전 OPR1000 노심의 저붕산화는 가능할 것으로 판단되며 이를 통하여 기존 OPR1000의 성능 및 안전성을 개선할 수 있을 것으로 기대된다.
