The floating absorber for safety at transient (FAST) is a safety system proposed to passively enhance the inherent safety characteristics of a sodium-cooled fast reactor according to the change in coolant temperature. In this study, the physical behavior of the FAST is explained theoretically and numerically, and influential design parameters for the FAST movement are evaluated in detail. The analysis is performed through an experiment and the computational fluid dynamics code. In particular, the FAST analysis code for the velocity, position, resistance, fluid velocity profile was estabilished. The FAST can effectively contribute to the accident mitigation or can cause power and coolant temperature oscillations depending on the accident conditions. Based on the influential design parameters, the damping coefficient, this study suggests and analyzes an oscillation-damped FAST system to reduce the oscillatory behavior of the FAST under anticipated transient without scram (ATWS) events. In addition, the feasibility study for the FAST system application to the fuel assemblies is investigated considering the coolant temperature distribution along the fuel assemblies, and the design optimization of the FAST system is performed to suppress the oscillatory behavior and mitigate an accident.
피동안전흡수체는 냉각재 온도 변화에 따라 피동적으로 고속로의 고유 안전성을 증진시키기 위해 제안된 안전장치이다. 본 학위논문에서는 피동안전흡수체의 물리적인 거동을 이론적, 수치적으로 고찰하고 피동안전흡수체의 거동에 영향을 미치는 중요한 설계 변수들을 평가하였다. 해당 분석은 피동안전흡수체 낙하 실험 및 전산유체해석 코드를 활용하여 수행되었으며, 피동안전흡수체의 속도, 거리, 저항력, 유체의 속도 분포 등을 해석하기 위한 코드 개발 내용을 포함한다. 피동안전흡수체는 사고 조건에 따라 효과적으로 사고를 완화할 수도 있고 출력과 냉각재 온도를 불안정하게 진동시킬 수도 있다. 본 연구에서는 피동안전흡수체의 핵심 설계 변수인 감쇠 계수를 증가시켜 출력 진동을 억제할 수 있는 진동 감쇠 피동안전흡수체를 제안하였다. 진동 감쇠 피동안전흡수체는 원자로 정지 실패 불능 예상 과도조건에서 안정적으로 원자로의 출력 진동을 억제하였고 고속로의 고유 안전성을 크게 증진시켰다. 또한, 핵연료 집합체에 따라 냉각재 온도 분포를 고려하여 다중 핵연료 집합체에 피동안전흡수체 적용에 대한 타당성을 고찰하고, 진동 억제 및 사고 완화를 위한 피동안전장치 최적 설계를 수행하였다.
