A conceptual Soluble-Boron-Free (SBF) Pressurized Water Reactor (PWR) has been investigated on the APR1400 reactor core by introducing innovative Burnable Absorbers (BA). The Centrally-Shielded Burnable Absorber (CSBA), which is the spherical shape of gadolinia (Gd$_2$O$_3$) placed at the center of each fuel pellet, was implemented along with the fuel pin stack. The Burnable Absorber Integrated Guide Thimble (BigT) was additionally utilized, which is a coated B$_4$C in the surfaces of the Guide Thimble (GT). The designs of fuel assemblies (FAs) were optimized by the combination of both BAs to achieve an SBF APR1400 reactor core using two-batch fuel management. Safety parameters such as Coolant Temperature Coefficient (CTC) and Fuel Temperature Coefficient (FTC), and the control rod worth were analyzed from the optimized SBF APR1400 reactor core. It is shown that the SBF APR1400 reactor core can achieve a cycle length of 630 effective full power days with an average discharge burnup of 45.4 MWD/kgU, while the reactivity swing is less than 1,000 pcm with a reasonable power profile with 3D peaking values less than 2.5. The SBF APR1400 reactor core also provides enough shutdown margin at the cold zero-power condition. All of the neutronic calculations were performed using the SERPENT 2 Monte Carlo code with nuclear data library ENDF/B-VI.
본 학위논문은 APR1400 원자로에 혁신적인 가연성흡수체를 도입하여 무붕산 가압경수로 개념을 구현한 내용의 연구이다. 구형의 가돌리니아(Gd$_2$O$_3$)가 각 핵연료소결체 중심에 위치한, CSBA (Centrally-Shielded Burnable Absorber)로 명명된 가연성흡수체가 모든 핵연료소결체에 적용되었다. 또한 안내관 표면에 탄화붕소(B$_4$C)를 코팅한 개념의 BigT (Burnable Absorber Integrated Guide Thimble) 가연성흡수체도 추가적으로 도입되었다. 2 배치 무붕산 APR1400 원자로 노심 개념을 달성하기 위하여, 핵연료집합체는 상기 가연성흡수체들을 조합하여 최적화 되었다. 최적화된 무붕산 APR1400 원자로 노심으로부터 냉각재 온도계수 (CTC) 및 핵연료 온도계수 (FTC)등의 안전인자와 제어봉가가 도출되었다. 무붕산 APR1400 원자로 노심은 합리적인 출력 분포 도출, 3차원 출력첨두인자 2.5 미만, 연소 결손반응도 1,000pcm 미만, 평균 연소도 45.4 MWD/kgU, 그리고 최소 630 유효전출력 운전일의 성능을 달성하였다. 저온영출력(CZP) 환경에서 주기초 (BOC) 및 주기말 (EOC)의 전제어봉 삽입(ARI)의 결과는, 유효증배계수가 각각 0.96, 0.90으로 평가되어 무붕산 APR1400 노심이 미임계 상태에 도달 가능함을 보여준다. 모든 원자로 노심 수치해석은 ENDF/B-VI 핵자료를 바탕으로 확률론적 기반 전산코드인 SERPENT 2에 의해 수행되었다.
