This study presents the neutronic investigation of a small-sized and long-life heavy water-cooled fast reactor (HWFR). This alternative reactor concept specifically aims to extend the core lifetime without sacrificing the power density by amplifying the breeding of fissile isotopes in a heavy water-based reactor technology. In order to accomplish this specific design objective, the reactor is envisioned to be operated on relatively hard neutron spectrum. This warrants careful selection of the ‘optimal’ HWFR fuel assembly lattice that would not only effectively reduce moderator-to-volume fraction but also provide practically reasonable fuel cooling performance. After detailed evaluations, hexagonal fuel assembly with triangular fuel pin lattice is chosen in this study. The pitch-to-diameter ratio is judiciously picked so as to obtain the required coolant velocity and, thereby, sufficient cooling-ability. The HWFR uses thorium mixed oxide (Th-MOX) fuels to take advantage of the thorium-bred uranium-233’s flat distribution of η value over the whole energy range. This trait ideally helps to reduce the positive coolant void reactivity (CVR). To improve the neutron economy in this small-sized reactor, lead oxide (PbO) reflector layer is suggested on the outer ring of the HWFR. With all the aforementioned features in place, it was demonstrated that the single-batch 550 MWth Th-MOX HWFR may possibly attain about 10 year core lifetime. In addition, tritium (T) production in the HWFR is also analyzed and it is shown that T production in the HWFR is similar to that of the commercial PWRs.
This study also investigates further reduction of the positive CVR from a possible loss of coolant accident (LOCA), which is more likely to occur in the pressurized HWFR. One possible solution is loading zirconium hydride (ZrH2) in the guide thimble. With the ZrH2-loaded guide thimble in place, the CVR is reduced by about 7,000 to 8,000 pcm. However, having additional moderator in the fuel assembly softens the neutron spectrum, consequently lessens the breeding in the reactor. Alternatively, the use of ZrH2-integrated control rod was also considered. The reactor did not however reach the mandatory subcriticality during usual rodded operation. As such, additional control assemblies are suggested in the reflector rings, which are inserted to some of the reflector locations by pushing the PbO reflectors down, during emergency shutdown. All these investigations document the quite impossible challenges in reducing positive CVR during LOCA in the small-sized HWFR.
SMR은 통상 300MWe 이하의 출력을 가지면서 모듈화가 가능한 원자로를 칭한다. 고립된 지역에도 기차와 같은 이동 수단을 이용해 원자로 자체를 이동시켜 쉽게 설치 할 수 있다는 장점과 저출력 다수 호기 건설 전략을 통하여 에너지 그리드 등에서 다양하게 활용할 수 있다는 장점으로 인하여 SMR은 미래형 원자로로 각광받고 있다. 모듈형 원자로의 장점을 극대화 하기 위하여 장수명을 갖는 중수 냉각의 고속로 (Heavy-Water-cooled Fast Reactor, HWFR) 개념이 제안되었다. 중수를 냉각재로 사용함으로써 이미 상용화된 경수로의 재료기술 및 설계 기술을 그대로 활용할 수 있고, 중성자 감속과 흡수가 적은 중수의 특성으로 인해 고속의 중성자 스펙트럼을 달성하여 장주기 운전이 가능한 수준의 전환비도 확보할 수 있다.
HWFR 연료집합체 설계에 있어서 현재 대부분의 경수로에서 쓰이는 사각 연료격자가 고려되었으나 상대적으로 높은 감속재 부피비로 인한 고속 중성자 스펙트럼 달성의 어려움 때문에 삼각 연료 격자로 이루어진 육각형의 연료 집합체가 설계에 반영되었다. 토륨 TRU 혼합 산화물 연료를 사용함으로써 재료의 안정성을 도모함과 동시에 U-233을 증식하여 핵연료의 연소도가 증가함에 따라 냉각재 기포 반응도를 저감하고자 하였다. 반사체 물질로는 중성자 흡수가 적고 중성자 산란 단면적이 높아 중성자 반사 성능이 좋은 PbO 가 고려되었다. 노심의 축방향 및 반경방향 구성을 조정하여 10년의 주기길이를 갖는 550MWth 열출력의 HWFR설계의 가능성을 확인하였다. 중수를 냉각재로 사용한 것으로 인해 삼중수소 생성이 문제가 될 가능성이 있어 분석해 본 결과 통상의 PWR과 비슷한 수준의 삼중수소만이 생성되는 것을 확인하였다.
냉각재 기포반응도는 안전성 관점에서 중요한 인자로 이를 줄이기 위한 노력으로 연료 집합체의 안내관 내부에 지르코늄 하이드라이드를 장전하는 개념이 적용되었다. 이를 통해 50% 가량의 냉각재 기포반응도 저감이 가능하였으며 최종적으로 노심 축방향 및 반경방향 설계에 따라 대략 7000 에서 8000 pcm 의 값을 보였다. 연료 집합체 내에 지르코늄 하이드라이드를 장전함으로 인하여 흡수체봉과 지르코늄 하이드라이드 봉이 연결된 형태의 제어봉이 적용되었으나 (N-1) 제어봉가 등의 분석에서 원자로 정지에 필요한 제어봉가를 만족시키지 못하여 반사체 집합체 몇 개를 아래로 밀어내면서 장전되는 형태의 추가적인 제어봉 집합체가 고려되었다.
결과적으로 본 논문에서는 출력 밀도를 낮추지 않으면서도 10년 이상 운전이 가능한 중수 냉각의 소형 고속로 설계의 가능성을 보였으며 이러한 설계에서 냉각재 기포반응도 저감의 어려움을 확인하였다.
