In this dissertation, three issues in the fast reactor design are investigated. First, a new conceptual fast reactor fuel assembly design which uses graphite-moderating rods is proposed to reduce the sodium void reactivity coefficient. Second, equivalent group condensation using angle-dependent total cross-section is studied to describe high anisotropic phenomena of fast neutrons, and finally, two-material coexisting ring model is newly proposed to estimate accurate neutron spectrum for few-group condensation of fast reactor system.
The concept of a graphite-moderating rod-inserted sodium-cooled fast reactor (SFR) fuel assembly is proposed to achieve a low sodium void reactivity coefficient. Using this concept, two types of SFR cores are analyzed; the proposed SFR type 1 core has new SFR fuel assemblies at the inner/mid core regions while the proposed SFR type 2 core has a B4C absorber sandwich in the middle of the active core region as well as new SFR fuel assemblies at the inner/mid core regions. In the neutronics analysis, the sodium void reactivity coefficient is obtained in various void situations. The two types of the proposed core designs reduce the sodium void reactivity coefficient by about 960~1030 pcm compared to the reference design. However, the TRU enrichment for the proposed SFR core designs is increased to compensate reduced neutron economy. The results of this study indicate that the proposed SFR assembly design concept, which adopts graphite-moderating rods inserted fuel assembly, can feasibly minimize the sodium void reactivity coefficient. Single TRU enrichment and an identical fuel slug diameter throughout the SFR core are also achieved in the proposed SFR design, because the radial power peak can be flattened by varying the number of moderating rods in each core region.
The spectrum transition effects in the core-reflector problem in fast reactor cores are analyzed by the methodology of equivalent angle-dependent total cross-section. The angle dependency on the total cross-section is produced during group condensation. However, conventionally, this angle dependency is removed in multi-group approximation. In this study, direct application of angle-dependent total cross-section is proposed for transport sweep calculation. The numerical results on the 1-D core-reflector anomaly problem of fast reactor system show excellent agreement for keff estimation even in the 150-group to 1-group condensation case when angle-dependent total cross-section is applied. It is also observed that the conventional multi-group approximation gives large discrepancy on keff even if reference neutron flux is used for group condensation. In addition, a convergence problem occurs when the extended transport approximation is applied during group condensation.
Finally, to improve the currently used simplified fast reactor analysis method for group condensation, a two-material coexisting ring model is proposed in this dissertation. In the two-material coexisting ring model, θ-direction homogenized model from R-θ-Z geometry is solved, but neutron flux for each material in homogenized region is obtained separately. In the numerical results on a simple 2-D fast reactor test problem, newly proposed two-material coexisting ring model shows excellent neutron spectrum compared to the conventional simplified model. In addition, the two-material coexisting ring model shows better keff estimation in few-group fast reactor analysis than conventional simplified model. Because relative errors on neutron spectrum are much flattened when the newly proposed model is used, accurate few-group cross-section can be generated even if a small few-group structure is selected for condensation.
본 논문은 고속로 노심에 대해 크게 세 가지 주제를 다루고 있다. 첫 번째로는 소듐기화반응도 계수를 낮추기 위해 흑연감속봉을 삽입한 새로운 소듐냉각고속로(SFR) 핵연료 집합체 개념설계를 제안하였다. 또한 고속 중성자의 높은 비등방성 거동을 보다 자세히 묘사하기 위해서 각의존성 전 핵단면적을 이용한 equivalent 군축약 과정을 다루었다. 마지막으로는, 고속로 노심 해석에서 정확한 군축약 핵단면적 생산을 위해 보다 정확한 중성자 스펙트럼을 얻을 수 있는 two-material coexisting ring 모델을 개발하였다.
흑연감속봉을 삽입한 새로운 소듐냉각고속로 핵연료 집합체를 이용하여, 두 가지의 소듐냉각고속로 디자인이 제안되고 해석되었다; 제안 SFR 노심 타입1은 새로운 핵연료 집합체가 노심의 inner/mid 영역에 장전되었으며, 제안 SFR 노심 타입2는 타입1 디자인에 추가로 노심 축방향 중앙에 B4C 흡수체 샌드위치를 삽입한 구조를 가지고 있다. 제안 노심에 대한 neutronics 해석을 통해서 소듐기화반응도 계수가 일반적인 소듐냉각고속로 설계에 비해 약 960~1030 pcm 정도 낮아졌음을 보였으나, 감속봉 및 흡수체 샌드위치에 의해 낮아진 중성자 economy를 보완하기 위해 높은 TRU enrichment가 필요하였다. 본 연구 결과를 통해 흑연감속봉을 삽입한 새로운 소듐냉각고속로 핵연료 집합체 개념이 기화 반응도 계수를 최소화하는데 충분한 효과가 있음을 보였다. 제안 노심 설계에서는 전노심 영역에 걸쳐 동일한 조성의 핵연료와 동일한 지름의 핵연료봉이 장전되었으며 반경방향 첨두출력인자는 집합체에 삽입되는 흑연감속봉의 숫자를 노심 영역별로 달리함으로써 낮추었다.
고속로 노심-반경체 경계면에서의 중성자 비등방성을 보다 효과적으로 고려하기 위해 군축약 과정에서 발생하는 각의존성 전 핵단면적을 수송계산에 직접 적용하였다. 본래 수송이론의 군축약 과정에서는 각의존성 전 핵단면적이 자연스럽게 생산되지만, 지금까지 이러한 각의존성을 기존 multi-group approximation을 통해 제거하였다. 본 연구에서는 각의존성 전 핵단면적을 가정 없이 few-group 수송계산에 적용하였다. 1차원 고속로 노심-반경체 경계이상 문제의 수치해석 결과를 통해, 각의존성 전 핵단면적을 직접 적용했을 경우에 150군에서 1군으로 군축약한 경우에도 아주 정확한 keff 결과를 얻을 수 있음을 확인하였다. 기존 multi-group approximation을 통해 전 핵단면적에 각의존성을 제거한 경우에는 keff 가 reference 결과와 상당한 차이가 있음을 보여주었으며, extended transport approximation을 사용한 경우에는 수치해석의 수렴성에 문제가 있을 수도 있음이 나타났다.
마지막으로, 본 논문에서는 군축약 과정에서 쓰이는 기존 고속로 간략화 모델의 한계점을 개선하기 위해 two-material coexisting ring 모델을 제안하였다. Two-material coexisting ring 모델은 R-θ-Z 구성에서 θ 방향으로 균질화가 이루어진 간략화 모델을 풀이 하지만, 균질화된 영역의 각 물질에 해당하는 중성자속을 독립적으로 계산할 수 있는 모델이다. 2차원 고속로 테스트 문제에 대한 수치해석 결과를 통해, 새로이 제안된 two-material coexisting ring 모델이 기존 고속로 간략화 모델에 비해서 중성자 스펙트럼을 훨씬 잘 예측함을 보였다. 따라서 보다 정확한 few-group 핵단면적의 생산이 가능해졌으며 few-group 고속로 수송계산의 결과 역시 향상됨을 keff 계산 결과를 통해 확인되었다.
