This dissertation appertains to a preliminary investigation of safety characteristics of the Stable Salt Reactor (SSR), which is a fast-spectrum molten salt reactor proposed by Moltex Energy. The reference Moltex fuel composition and other publicly released information have been utilized in this work. Regarding the liquid salt fuel, two more TRU (transuranics) compositions are also considered for improved core performances. Since the SSR concept adopts an on-power refueling scheme, a pseudo-equilibrium state was envisioned based on the linear reactivity model. It was found that reactivity change induced by withdrawal or insertion of fuel assembly could exceed 2 $, which insinuates possible safety or operational issues pertaining to the on-power refueling scheme that has not yet been thoroughly investigated. This work finds that the coolant temperature coefficient (CTC) is clearly positive ~ 2 pcm/K, the Doppler effect of the fuel salt is ~ -0.5 pcm/K and its temperature-dependent expansion coefficient is about -10 pcm/K, leading to fuel temperature coefficient (FTC) of the SSR to be around -10.5 pcm/K. Through point kinetic analyses coupled with a simplified lumped heat balance model, the transient behavior of the SSR system was estimated based on the evaluated temperature coefficients of the reactivity. Although the change in the reactivity is expected to be significant, the feasibility of on-power refueling strategy for the SSR has been found. All of the neutronic calculations were performed using the SERPENT 2 Monte Carlo code with nuclear data library ENDF/B-VII.1.
본 학위논문은 Moltex Energy가 고안한 고속 스펙트럼(fast spectrum) 용융염 원자로 (Molten Salt Reactor)인 Stable Salt Reactor (SSR)의 안전성을 포함한 예비평가에 관한 것이다. 본 연구에선 기본적으로 Moltex사로부터 공개된 SSR 관련 문서를 토대로 용융염 연료 및 냉각재를 선정하여 SSR 노심이 구성되었다. 용융염 TRU (transuranics) 핵연료의 경우, 노심성능 향상을 위해서 두 종류 연료가 추가적으로 고려되었다. SSR 노심 개념에선 핵연료의 실시간 재장전이 고려되기에, 연소(depletion) 계산 및 선형 반응도 모델을 통하여 유사- 평형 상태를 상정하였다. 핵연료 집합체의 삽입 혹은 인출로 야기되는 반응도 변화의 크기는 2$ 이상으로 예상되며, 이는 실시간 핵연료 재장전과 관련된 잠재적인 안전성 문제를 시사한다. 제안된 노심모형에 대하여 냉각제 온도 궤환효과 인자 (Coolant Temperature Coefficient)는 약 2 pcm/K, 핵연료-용융염의 도플러(Doppler) 효과와 축방향 팽창에 의한 궤환효과는 각기 -0.5 pcm/K 과 -10 pcm/K 으로 평가되며, 이를 토대로 핵연료 온도 궤환효과 인자(Fuel Temperature Coefficient)는 약 -10.5 pcm/K 로 예측된다. 상정된 궤환효과 인자들을 토대로 점 동력학 방정식 (point kinetic equation) 및 단순화된 열-평형 모델을 활용하여 비선형 과도해석을 수행하였으며, 상당한 반응도 변화가 발생할 것으로 예측됨에도 SSR에서 실시간 핵연료 재장전의 적용 가능성을 확인할 수 있었다. 모든 전 노심 계산은 몬테칼로 코드 Serpent 2 와 ENDF/B-VII.1 단면적 라이브러리를 통하여 수행되었다.
