The power coefficient of reactivity (PCR) is a very important safety parameter for safety and stability of the nuclear reactor. The combined effect of a relatively less negative fuel temperature coefficient and a positive coolant temperature coefficient make the CANDU6 (CANada Deuterium Uranium) PCR very close to zero. In the original CANDU6 design, the PCR was calculated to be clearly negative. However, the latest physics design tools forecast that PCR is slightly positive for a wide range of reactor power. It is upon this contradictory observation that the CANDU6 PCR is re-evaluated in this work. In previous efforts to re-evaluate the CANDU6 PCR, the analysis was performed for a standard lattice model at mid-burnup and was found to be negative at low power. In this thesis, the study was extended to a detailed 3-D CANDU6 core model using Monte Carlo code Serpent2. The Doppler broadening rejection correction (DBRC) method was implemented in the Serpent2 code in order to take into account thermal motion of the heavy uranium nucleus in the neutron-U scattering reactions. PCR was evaluated using both DBRC and without DBRC method in order to quantify the impact of the thermal motion of U atoms. In this work, a time-average equilibrium core is considered for the evaluation of the representative PCR of CANDU6. Two thermal hydraulic models are considered in this work; one at design condition and the other at operating condition. Detailed distributions of the coolant properties are modeled and the zone-wise fuel temperature is also considered in this study. The evaluated nuclear data library ENDF/B-VII.0 is used throughout the Serpent2 evaluation and JENDL-4.0 is used for the sensitivity analysis. In these Monte Carlo calculations, a large number of neutron histories are simulated to reduce standard deviation of the k-effective values to ~1 pcm. The evaluated PCRs are compared with the official PCR value of the CANDU6 core calculated by RFSP-IST code. It is found that the CANDU6 PCR can be clearly negative at low power range for both design and operating conditions.
핵연료 온도계수와 냉각재 온도계수가 결합된 효과인 출력계수는 원자로의 고유 안전성 및 안정성을 결정하는 매우 중요한 안전인자로서, 적절한 음의 값이 되는 것이 바람직하다. 캔두6 원자로는 그 특이한 설계 특성에 의해 매우 작은 출력계수를 가지는 것으로 알려져 있다. 캔두6 설계 당시에는 출력계수가 명백한 음의 값으로 평가 되었으나, 최신 설계코드를 사용할 경우 출력계수가 넓은 출력 범위에서 작은 양수로 평가되어 캔두6 원자로의 고유 안정성에 대한 우려가 일고 있다. 이러한 캔두6 노심의 출력계수 문제와 관련한 선행 연구에서는 2차원 캔두6 표준격자모델을 이용한 핵연료 중간 연소도 조건에서의 출력계수 평가가 이루어진 바 있는데, 본 논문에서는 해당 연구를 몬테칼로 (Monte Carlo) 전산코드인 Serpent2를 이용한 상세한 3차원 캔두6 노심 모델 분석으로 확장하여 보다 실제적이고 정확한 캔두6의 출력계수를 평가하였다. 캔두6 노심의 온도 조건에 따른 반응도 변화를 확인하기 위하여 ENDF-B/VII.0 핵자료집이 사용되었고, 캔두6 노심의 일반적 조건에서의 출력계수 평가를 위하여 시평균 (time-average) 노심모델이 적용되었다. 그리고 중성자 산란반응에서 표적핵종의 열 진동이 미치는 영향을 고려해주기 위한 DBRC(Doppler Broadened Rejection Correction) 방법론의 적용 유무에 따른 출력계수 평가 결과가 비교되었다. 또한 가동 중에 생기는 냉각재 입구온도 변화에 따른 출력계수 변화를 확인하기 위하여 본 연구에서는 출력계수를 설계시 입구온도 및 운전중 입구온도 두 모델로 구분하여 평가하였다. 이번 연구에서 캔두6 노심의 출력계수는 운전조건의 경우 약 90% 출력까지, 설계조건에서는 약 95% 출력까지 음수가 되는 것으로 평가되었다. 그 이상의 출력에서는 냉각재 출구 부근에서의 냉각재 비등이 증가함에 따라 출력계수는 빠르게 상승함을 확인하였다. 한편 기존 공식 설계결과에 따르면 거의 모든 출력영역에서 캔두6 노심의 출력계수는 양수로 되어 있다. 결과적으로 본 연구의 결과는 보다 정확한 안전인자 평가를 위하여 현재 캔두6원자로 설계 및 운전에 사용되고 있는 설계 코드를 개선해야 함을 극명하게 보여준다. 또한 본 연구의 또 다른 주요 결론의 하나는 캔두6 노심의 핵연료 온도계수와 출력계수의 정확한 평가를 위하여 공명 산란 단면적의 도플러 확장 효과를 정확하게 고려해야 한다는 것이다.
