The International Atomic Energy Agency, IAEA requests several nuclear safeguards for the nuclear non-proliferation and the prevention of diversion of nuclear materials. As a kind of safeguard, the quantity of spent nuclear fuel is verified before it goes to be ‘difficult-to-access’ or be disposed permanently. The criterion of quantity verification is half amount of fuel rods in a fuel assembly. In the case of South Korea, the quantity verification of spent nuclear fuel is carried out every year on a regular and irregular basis.
This research analyzes the detection capability of a scintillator-based partial defect detector(SPDD) which is one of the NDA detectors for the quantity verification of spent nuclear fuel. The maximum performance of the entire SPDD system and the single detector unit is quantified as the minimum detectable number of dummy rods. It is utilized as a performance criterion to confirm whether it is varied after the design optimization.
SPDD is inserted into the guide tubes to receive the gamma dose from the spent fuel and it makes the performance vary with the different distribution of guide tubes. Two different design optimizations are performed to solve a limitation of the previous conceptual design of SPDD. The radial distribution of SPDD system is optimized with deploying additional detector legs in the gap between the spent fuel rack and the fuel assembly. It shows better performance than the previous design for the fuel rods located at the edge of a fuel assembly. The variation of detection capability is also analyzed with different axial height of the SPDD in the guide tube. The SPDD located above the spent fuel assembly can also identify a same amount of the minimum detectable number of dummy rods which is the maximum performance of SPDD located at the center.
Therefore, the variation of the detection capability of SPDD with different types of fuel assembly can be minimized through these design optimizations. Also, it is shown that, through the performance quantification, the SPDD has a constant performance with different operation history of a spent fuel.
국제원자력기구는 핵비확산을 위한 조치로 핵물질의 탈취를 막기 위한 여러 안전조치의 수행을 요구하고 있다. 안전조치의 일환으로 사용후 핵연료가 영구적으로 처분되기 전, 사찰관이 접근하기 어려운 상태가 되기 전에 핵연료 집합체의 절반 수준의 연료봉에 해당하는 수량의 검증을 요구하고 있다. 우리나라의 경우 정기적 혹은 무작위적으로 1년마다 사용후 핵연료 저장조에서의 해당 부분 결손에 대한 수량 검증을 수행하고 있다.
본 연구는 사용후 핵연료 연료봉의 수량검증에 쓰이는 비파괴 기술 중 수동적 감마선을 계측하는 섬광체 기반 계측기의 계측 성능을 정량화하고 이를 통해 기존 개념 설계에서 보였던 한계점을 극복하기 위한 디자인 최적화를 목표로 한다. 웨스팅하우스 표준 17x17 핵연료 집합체를 대상으로, 본 계측시스템과 단일 계측기의 최대 계측 성능을 최소 계측 가능한 결손의 개수로 정량화 하였고, 이를 디자인 최적화 전후의 성능 변화를 확인하기 위한 기준 값으로 활용하였다.
계측기 다발이 가이드 관에 삽입되는 디자인 특성 상 가이드 관 밀집도에 따라 성능이 제약을 받는 현상을 해결하기 위해 두 가지 서로 다른 디자인 최적화를 시도하였다. 사용후 핵연료 저장랙과 집합체 사이의 빈 공간에 단위 계측기들을 추가적으로 배치를 시켜 기존 개념 설계에서 수량 검증이 취약했던 연료봉들에 대한 검증 가능성을 확보할 수 있음을 보였으며, 계측기들을 가이드 관에 삽입할 필요 없이 핵연료 집합체의 상단 고정체 부근에서도 수량 검증이 가능한 지 확인한 결과, 상단부에서도 중심에서의 최소 계측가능한 결손 개수를 포착할 수 있음을 확인할 수 있었다. 이러한 디자인 최적화를 통해 본 계측기를 적용하고자 하는 핵연료 집합체 타입마다 성능이 크게 변화하는 현상을 해결할 수 있었고, 성능 정량화 과정을 통해 본 계측기가 사용후 핵연료 조성 변화에 관계없이 일정한 성능을 보임을 확인하였다.
