In addition to the electricity generation, CANDU6 reactors are often used to produce cobalt-60, which is an important radioactive nuclide used in many industrial and medical areas. In this study, an innovative way of producing Co-60 in CANDU6 reactors is introduced and evaluated in view of the neutronic performances. Unlike the conventional Co-60 production scheme using the adjuster rods in CANDU reactors, in this study the central fuel element is replaced by a Co-59 target in the standard fuel bundle and Co-60 is obtained after the fuel bundle is discharged. To improve the generic safety of the Co-loaded CANDU6 core, the CANFLEX fuel is also considered for comparison in the current study. To investigate such a new and innovative Co-60 production scheme in CANDU6 reactors, various lattice depletions are first performed by using the Monte Carlo code named Serpent to determine the possible amount of Co-59 loading and to derive an optimal cobalt target configuration in the center pin of a fuel bundle. Through the lattice depletion analysis, the achievable fuel burnup is evaluated and the possible Co-60 production capacity has also been evaluated with several neutronic assumptions. For the lattice analysis, the fuel discharge burnup is calculated based on the non-linear reactivity theory. Major safety parameters including fuel temperature coefficient, void reactivity, and coolant temperature coefficient are also evaluated and compared with those of the standard CANDU6 lattice loaded with natural uranium. The pin power distribution is also evaluated for the Co-loaded fuel bundles in this study. All the neutronics analysis are performed with the continuous-energy Monte Carlo code Serpent in this work. Additionally, 3-D whole-core analysis are also performed with a time-average core model for a Co-loaded CANDU6 reactor by using an advanced nodal code named COREDAX-2 in this work. To determine a time-average equilibrium core with the COREDAX-2 code, various lattice calculations are done using the Serpent code and the resulting two-group homogenized cross sections are used in the COREDAX-2 code. To compensate for the reactivity reduction due to the Co-59 loading in the core, some of the adjuster rods are removed from the core and the conventional 8-bundle shifting daily fuel management is adopted in this work. The coupled Serpent-COREDAX-2 calculation determines an equilibrium time-average model for the CANDU6 core. In the whole-core analysis, the bundle power distribution is analyzed and whole-core Co-60 production capability is evaluated and compared with that of the lattice analysis. Besides, the power coefficient of reactivity (PCR) is also evaluated for the 3-D time-average equilibrium core.
본 논문에서는 CANDU6 원자로에서 Co-60을 생산하는 혁신 방법론의 가능성을 보기 위하여 격자 및 전노심 해석을 수행하였다. 기존의 CANDU 원자로의 조절봉을 사용하는 Co-60 생산 방법과는 다르게, 본 연구에서는 기존 연료 번들의 중심연료를 Co-59 타겟으로 교체하여 연료 번들이 방출될 때 Co-60을 얻을 수 있다.
본 연구의 격자해석의 모든 중성자 계산은 연속 에너지 몬테칼로 코드인 Serpent로 수행되었다. 코발트 장전 CANDU6 노심의 일반적인 안전성을 향상시키기 위하여 CANFLEX 연료 또한 고려되었다. 이와 같은 CANDU6 노심에서의 새롭고 혁신적인 Co-60 생산 방법을 조사하기 위하여 다양한 격자 연소 연구가 수행되어, Co-59의 가능 장전량을 결정하였으며 연료번들 내부 중앙 연료봉의 최적 코발트 타겟 구성을 유도하였다. 핵연료 방출 연소도는 비선형 반응도 이론을 기반으로 계산되었다.
격자 계산과 해석을 통하여, 코발트 장전이 방출 연소도와 증배 계수를 감소시키는 것을 보았다. 천연우라늄을 이용하는 CANDU6 노심에 Co-59를 장전하면 노심의 반도가 현저하게 감소한다. 그러나 이러한 반응도 감소는 기존 CANDU6 노심에서 항상 삽입된 상태로 사용되는 조절봉의 일부를 제거하여 상쇄될 수 있으며, 결과적으로 기존 노심과 유사한 연료의 연소도가 달성될 수 있다. 결과적으로 연료 방출 연소도를 감소시키지 않고, 기존의 방출 연소도 (7.2 GWd/tU)를 얻을 수 있다. 모든 모델에서 이론적인 Co-60 생산량은 중국의 진산(Qinshan) 원자력 발전소에 적용된 기존의 방법보다 크다. 코발트 장전이 냉각재 기포반응도를 약간 감소시키지만, 핵연료온도계수 및 냉각재 온도계수에는 거의 영향이 없는 것을 확인하였다. 한편, CANFLEX 연료가 핵연료 온도계수 관점에서 기존 표준연료보다 더 좋은 특성을 제공함을 본 연구에서도 확인하였다. 연료봉 출력분포 계산에서는 연료봉을 Co-59 타켓으로 교체하는 것이 연료 번들 내 첨두 출력을 약간 증가시키는 것을 보았다.
위에 언급된 격자계산에 더불어, 3차원 전노심 해석이 수행되었다. 전노심 계산을 수행하기 위하여, Serpent-COREDAX-2 코드 시스템을 사용한 시간-평균 노심해석이 수행되었다. 일반적인 CANDU6 노심의 연료 연소도를 얻기 위해서는 몇 개의 조절봉이 제거된 상태로 시간평균 노심이 결정되었다. 본 3차원 노심해석을 통하여 허용되는 코발트 장전 CANDU6 노심의 번들 출력분포를 만들기 위해서는 구역별 조사량이 수정되어야 함을 확인하였다. 전노심 해석에서의 Co-60 생산량에 대한 평가결과는 격자 해석의 결과와 잘 일치하였다. 코발트가 장전된 노심의 출력계수 (Power Coefficient of Reactivity)는 천연우라늄이 장전된 일반적인 CANDU6 노심과 유사한 것으로 평가되었다. 이는 코발트 장전으로 이용하여 냉각재 온도계수가 약간 개선되는 효과는 있지만 미미하기 때문이다.
