DNBR (Departure from Nucleate Boiling Ratio) evaluation method has been selected to quantify fuel damage during operation of the NPP (Nuclear Power Plant). Various initial conditions such as core inlet temperature, pressure of the reactor coolant system, coolant flow rate, APD (Axial Power Distribution), etc. are used for DNBR evaluation method of Non-LOCA (Non Loss Of Coolant Accident). In case of core inlet temperature, pressure of the reactor coolant system, coolant flow rate, limiting direction can be predicted in the range of LCO (Limiting Conditions for Operation). But APD has inherent limitations in finding limiting direction. The current DNBR evaluation method for Non-LOCA safety analysis has the problem of performing repetitive and inefficient sensitivity study using thousands of APDs generated by nuclear design code under various conditions.
Therefore, this paper proposes new DNBR evaluation method to determine the limiting APD for Non-LOCA by grouping of APDs. The grouping is performed by using softmax regression to analyze the features of thousands of APDs and 3670 APDs are organized into 25 groups through the shape classification model. More than 2 million DNBR based on APDs, initial conditions, accident conditions and ROPM have been calculated by using THALES code to select representative 36 APDs for 25 groups. In particular, the accident conditions are determined from AOO accident results described in the current FSAR (Final Safety Analysis Report).
The approach on the new evaluation method based on tendency analysis of DNBR calculation results is presented with a limiting shape that exceeds the LHGR (Linear Heat Generation Rate) through comparison of shapes within the LHGR. The two derived limiting APDs classified by 80% RCS flow rate are expected to cover Non-LOCA and to be applied to APR1400. In addition, if the thermal-hydraulic conditions change, sensitivity analysis of representative 36 APDs should be performed to derive limiting APD. The quantitative evaluation shows that the new DNBR analysis save the current DNBR analysis time by more than 2 to 3 times.
핵비등이탈률 평가는 원자력 발전소의 핵연료 손상평가를 위해서 수행되고 있다. 비냉각재상실사고의 핵비등이탈률 평가 방법에서는 가장 제한적인 사고조건에서 핵비등이탈률을 계산하기 위하여 노심 입구온도, 냉각재 계통 압력, 냉각재 유량, 축방향 출력분포 등 다양한 초기조건이 사용되고 있다. 노심 입구온도, 냉각재 계통압력, 냉각재 유량의 경우, 운전 제한 조건 범위 내에서 제한적인 방향을 예측할 수 있지만, 축방향 출력분포의 경우, 제한적인 방향을 찾는데 그 한계를 가지고 있다. 이에 따라, 현재 비냉각재상실사고 안전해석의 핵비등이탈률 평가방법은 다양한 조건의 핵설계 코드에서 생산된 수천 개의 축방향 출력분포를 사용하여 반복적이고 비효율적인 민감도 분석을 수행해야 하는 문제점을 가지고 있다.
본 연구에서는 이러한 문제 해결을 위하여 비냉각재상실사고에 대한 제한적인 축방향 출력분포를 결정하기 위하여 축방향 출력분포 그룹핑을 통한 새로운 핵비등이탈률 평가 방법을 제안하였다. 수천 개의 축방향 출력분포 특징을 분석하기 위해 소프트맥스 회귀를 이용하여 그룹핑하였으며, 그 결과, 3670개의 축방향 출력분포가 형상 분류 모델에 의하여 25개의 그룹으로 분류되었다. 25개 그룹에서 대표적인 36개의 축방향 출력분포 선별을 위하여, 초기조건과 사고조건, 요구과출력여유도를 고려하여 200만 번 이상의 핵비등이탈률 계산이 THALES 코드를 이용하여 수행되었다. 특히, 사고조건은 최종안전성분석보고서에 기술된 예상운전과도상태 사고를 고려하여 결정되었다.
핵비등이탈률 계산 결과를 바탕으로 경향성 분석 수행한 결과, 주요 인자가 핵비등이탈률에 미치는 영향을 확인하였으며, 이에 대한 결과를 새로운 평가 방법에 적용하였다. 선출력밀도를 초과하는 제한적인 축방향 출력분포를 선정하고, 선출력밀도 이내의 축방향 출력분포와 비교하는 방법을 제시함으로써, 비냉각재상실사고의 유량 제한 사고와 그 외의 사고를 포괄할 수 있는 제한적인 축방향 출력분포 2개를 도출하였다. 도출된 2개의 축방향 출력분포는 신형경수로의 핵비등이탈률 평가에 사용할 수 있다. 만약 열수력 조건이 변경된다면 대표적인 36개의 축방향 출력분포만의 민감도 분석으로 제한적인 축방향 출력분포 도출이 가능하다. 정량적인 평가 결과, 새로운 평가 방법은 기존 방법 대비 2~3배의 핵비등이탈률 분석 시간 절약 효과가 예상된다.
