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저농축 우라늄 합금 연료를 이용한 잠수함용 무붕산 경수로 노심 설계
In this study, a small reactor for the Korean nuclear propulsion submarine is designed and its performance and safety are verified. The core's output is set at 150 MWt, with the goal of a 7,000 ton nuclear propulsion submarine maneuvering up to 35 kts maximum underwater. And the main design focus is on using LEU(Low Enriched Uranium) to make nuclear reactors longer than 30 years of lifetime. For this purpose, U-10wt%Mo, a low enriched & high density fuel, is applied. As a result, it is possible to design a core that does not require refueling of nuclear fuel for the entire ship life. For the core design, nTRACER, a direct whole core transport calculation code developed by Seoul National University, is used, and the core design is carried out in order from the selection of nuclear fuel material, the determination of the geometry of the fuel rod and assembly, the arrangement of the entire core and control rod assembly. The new core for submarine consists of the total of 332 fuel assemblies. The fuel assembly is 5cm width and 1m height, reducing the size to 1/16 compared to commercial fuel assemblies, which can increase the space utilization of the core. Also, the fuel assembly optimized for 20% low enriched fuel consists of eight fuel rods and one guide tube by the 6x6 array. To control the high excess reactivity, an IFBA(Integrated Fuel Burnable Absorber) is used that coats ZrB2 directly on the nuclear fuel pellets, which can reduces the initial high excess reactivity to the appropriate level. For the performance and safety analysis of the new core, nTRACERs is used as well as the design and it is confirmed that the new core achieves sufficient power of output, lifetime and safety. The core's EFPY(Effective Full Power Year) is 4.54 years, and the total amount of energy produced during this lifetime is more than 5% higher than the total energy required for the operation during the ship life. In addition, the maximum peaking factor of the core is calculated as 2.01546 during the entire core lifetime. Considering that the limit of the core peaking factor is 3.34545, the new core has sufficient thermal stability. Submarine reactors do not use soluble boron to control excess reactivity, so the ability to maintain critical state using control rods is also an important safety requirement. So, in order to confirm the controllability of the control rod, it is checked whether emergency stop is possible by inserting the control rod under the conditions of HFP(Hot Full Power), HZP(Hot Zero Power), and CZP(Cold Zero Power). And it is confirmed that the core can be emergency stopped even if 50% of control rod assembly is not used under all operating conditions. Through these procedures of the research, new submarine reactor is designed which has the thermal output of 150MWt and longer lifetime than ship life. And verify that the reactor not only achieves the goal of design criteria but also has sufficient safety. 한국형 원자력 추진 잠수함에 탑재하기 위한 소형 원자로 노심을 설계하고, 성능과 안전성을 검증하였다. 노심의 출력은 7,000톤급 원자력 추진 잠수함이 수중 최대 속력 35 kts까지 기동하는 것을 목표로 하여 150 MWt로 설정하였으며, 저농축 우라늄을 핵연료를 사용하여 함정 수명 30년을 초과하는 핵연료 교체 주기를 달성하는 데 주안점을 두었다. 이를 위하여 저농축 고밀도 금속 합금 핵연료인 U-10wt%Mo을 사용하였으며, 결과적으로 전체 함정 운용기간 동안 핵연료의 재장전이 필요 없는 노심을 설계할 수 있었다. 노심 설계를 위하여 서울대학교 원자로물리 연구실에서 개발한 직접 전노심 수송계산 코드인 nTRACER를 이용하였으며, 핵연료의 재료 결정부터 핵연료봉과 핵연료 집합체 설계, 전체 노심의 배열 결정, 제어봉 집합체 배치의 순서로 노심 설계를 진행하였다. 설계된 노심은 총 332개 핵연료 집합체로 구성된다. 핵연료 집합체는 가로, 세로 길이 5 cm, 높이 1 m로 상용 핵연료 집합체의 1/16 수준으로 크기를 줄임으로써 노심 내 공간활용도를 높였다. 하나의 핵연료 집합체는 6x6 배열로 20%로 농축된 핵연료에 최적화 되도록 설계 하였으며 32개의 핵연료봉과 1개의 안내관으로 구성된다. 노심의 높은 잉여반응도를 통제하기 위하여 ZrB2을 핵연료봉에 직접 코팅하는 일체형 가연성 독물질(IFBA, Integral Fuel Burnable Absorber)을 사용하였고, 그 결과 초기 노심의 높은 잉여 반응도를 상당히 조절하여 제어봉으로 통제 가능한 수준까지 낮출 수 있었다. 설계된 노심의 성능과 안전성 분석을 위하여 설계와 마찬가지로 nTRACER를 이용하였으며, 결과적으로 설계 노심이 충분한 주기길이와 안전성을 달성하였음을 확인하였다. 설계 노심의 유효 전출력 가동년수 (EFPY)는 4.54년이었으나, 잠수함의 가동률과 운용특성을 고려하여 요구되는 에너지량 보다 약 5% 가량 더 많은 에너지를 생산할 수 있었고, 결과적으로 노심의 핵연료 교체 주기는 설계 목표를 만족하는 35년으로 산출되었다. 또한 전체 연소 주기동안 산출된 노심의 첨두출력계수(Fq)는 2.01546으로 첨두출력계수 제한치(Fq.limit)인 3.34545와 비교하면 충분한 열적 여유도를 가짐을 알 수 있었다. 잠수함용 원자로는 잉여반응도를 제어하기 위하여 붕산을 사용하지 않으므로 제어봉의 충분한 제어능은 매우 중요한 안전 요건이다. 본 연구에서 설계한 원자로는 고온전출력(HFP)과 고온영출력(HZP) 그리고 저온영출력(CZP)의 모든 운전 조건에서 제어봉 삽입만으로 충분히 비상정지가 가능하였다. 또한, 노심이 운전 중인 고온전출력 조건에서는 4개의 제어봉 집합체 중 2개 집합체를 사용하지 못 하더라도 노심을 비상정지 하는 것이 충분히 가능했다. 본 연구에서는 일련의 과정을 통하여 35년의 핵연료 교체 주기를 가지는 150 MWt의 잠수함용 원자로를 설계하였으며, 해당 원자로가 목표한 설계 기준을 달성하였을 뿐만 아니라 충분한 안전성을 가짐을 검증 하였다.
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지르코늄 합금은 열중성자와의 낮은 반응단면적, 높은 열전도성, 우라늄 소결체와의 우수한 화학적인 양립성 등과 같은 특징을 지녀 핵연료 피복관의 재료로 사용된다. 그러나 노심에서 냉각수와의 반응 결과 생성된 수소는 피복관 내부로 일부 장입되는데, 장입된 수소의 농도가 고용한계도를 초과한 상태로 냉각되면 지르코늄 모체에 수소화물 형태로 석출된다. 냉각속도에 따라 상이하지만 수소화물은 통상 FCC구조를 가지는 δ-수소화물 상을 지니며, HCP구조의 지르코늄의 basal plane이 방사방향과 주로 30°를 이루는 집합조직을 형성하도록 하는 제조공정(cold pilgering)으로 인해 특정값 이하의 원주응력 조건에서는 원주방향으로 수소화물 띠 형태를 이루게 된다. 그러나 특정값 이상의 응력이 피복관이 가해지는 환경에서 냉각되어 수소가 석출되면 원주방향 대신 방사방향으로 수소화물이 형성되는데, 이를 수소화물재배열 현상이라고 한다. 이러한 수소화물재배열 현상은 핵분열기체로 인해 피복관의 봉내압이 형성된 채 발전소 부지 내 저장수조에서 사용후핵연료를 건식으로 저장하기 위해 수분을 제거하는 진공건조과정을 거치고 이후 수십년 간 냉각이 됨에 따라 발생가능하며, 건식저장시설(중간저장시설)에서 사용후핵연료의 기계적 건전성을 저해하는 가장 주요한 요인으로 고려된다. 특히 원주응력에 대한 저항성을 낮춰 피복관의 파괴를 유발하기 때문에, 미국을 위시한 각국의 안전규제기관에서는 수소화물재배열 현상을 막기 위해 안전규제인자를 설정하였다 (미국 NRC 기준 : 사용후핵연료 400 ℃ 초과 금지, 원주응력 90 MPa 초과 금지). 안전규제인자를 결정하는 수소화물재배열 문턱응력을 찾기 위한 기계적 실험과 이론적 예측 연구가 많이 진행되었다. 선행연구 결과에 따르면 기계적 실험을 통해 얻은 문턱응력의 범위는 65∼138 MPa이지만, 이상적인 가정을 통해 얻은 이론적 예측값은 실험값을 크게 웃도는 한계점이 있다. 또한, 봉내압에 의해서는 원주응력 뿐만 아니라 축방향 응력, 방사방향 응력도 형성되는데 이러한 다축응력을 반영한 체계적인 실험이 부족한 상황이다. 본 연구는 수소화물재배열 문턱응력 예측의 정확성을 향상시키기 위한 목적을 달성하기 위한 목적으로 진행되었으며, 연구 목적을 달성하기 위해 (1) 기계적 실험을 통해 수소화물재배열 현상을 유도하여 EBSD (Electron Backscatter Diffraction, 후방산란전자 회절패턴 분석기) 분석을 진행하였으며, (2) 수소화물재배열 문턱응력을 이론적으로 예측하는 기존 열역학적 모델에 EBSD 분석결과를 반영하여 예측모델을 발전시켰다. 발전시킨 예측모델로 계산된 예측값과 기존 예측값, 실험값과 비교함으로써 개선된 예측모델의 활용성을 검증하였다. (3) 또한, 다축응력에 의한 수소화물재배열 실험을 진행하여 다축응력이 수소화물재배열에 미치는 영향을 문턱봉내압으로 확인하였으며, (4) 사용후핵연료 피복관의 상태 (수소농도, 봉내압)에 따라 방사방향 수소화물 비율 (RHF)과 방사방향 수소화물 연결 경로 (RHCP)를 예측하는 모델링을 개발하여 그 상관관계를 규명하였다. 본 연구를 통해 수소화물재배열 현상에 대한 이해 증진과 방지 대책을 강구하여 궁극적으로 국내 사용후핵연료 안전규제의 개발과 자립에 활용될 수 있는 이론적 배경이 되기 바란다. Hydride reorientation is a major degradation mechanism of zirconium-based alloys used for nuclear fuel cladding tubes. A previous commonly used thermodynamic model has limited accuracy in predicting the threshold stress for hydride reorientation owing to assumptions that all basal pole of α-Zr is oriented along the radial direction on cross-section of cladding tube and all hydrides precipitate at the prismatic plane of α-Zr. Also, previous and on-going studies conducted mechanical experiments focusing only on uni-axial stress, rather than multi-axial stresses that induced by rod internal pressure of cladding tubes. For more prediction and exploration of threshold for hydride reorientation, we analyzed the texture of zirconium matrix and fractions of each zirconium-hydride interface orientation relationship by EBSD (Electron Backscatter Diffraction). From the microstructural information analyzed with EBSD, the thermodynamic model to predict threshold of hydride reorientation was developed and resulted in a threshold with more accuracy. Also, we found that the typical macroscopic radial hydrides are primarily formed upon aggregation of {101 ̅1}α-Zr // {111}δ-ZrH1.66 and {0001}α-Zr // {111}δ-ZrH1.66 orientation relationships in mesoscale. The former is statistically favored due to the number of available sites, and the latter is energetically favored due to the low strain energy. Using the fraction-weighted average misfit strain and strain energy and the texture information, we demonstrated that the accuracy of the thermodynamic model can significantly increase. This work consummates the present thermodynamic model for hydride reorientation in zirconium-based alloys. Also, experiments reflecting multi-axial stress state on cladding tubes were carried out. A threshold rod internal pressure representing multi-axial stresses, instead of threshold hoop stress, was identified and compared to the previous experimental results and safety regulations. In addition, the correlations between the hydrogen concentration and rod internal pressure and RHF / RHCP were developed so that simulation of how much hydride reorientation occurs and how suspected claddings are to cracking could be possible. Based on the results of this study, the current regulation on hydride reorientation threshold should be revisited. Also, they could be utilized to established independent safety regulations in Korea for spent nuclear fuel management.
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선박용 원자로 열수력 해석을 위한 MARS-KS 동적운동모델 개선
선박용 원자로는 지상의 원자력발전소와는 다르게 해양 조건에 의해서 발생하는 외력의 영향을 받는다. 이러한 외력은 추가적인 가속도를 일으키고 선박용 원자로의 각 시스템 및 계통에 영향을 줄 수 있다. 따라서 선박용 원자로를 설계하고 안전성을 평가하기 위해서는 해양 조건에 의해 발생하는 효과를 고려 할 수 있는 열수력 안전해석 코드가 필요하다. 본 연구는 궁극적으로 선박용 원자로의 안전해석 코드를 이용한 실제적인 안전성 평가의 기반을 수립하고자 진행 되었다. 이를 위한 연구 목표로 안전해석코드인 MARS-KS의 동적운동모델을 확인, 검증하고 일부 문제점을 개선하였다. 원자로 시스템 해석 코드인 MARS는 동적운동모델을 포함하고 있으며, 이 모델은 운동량 방정식에 포함된 체적힘 항을 계산하여 MARS가 선박의 3차원 운동에서 나타나는 열수력 현상을 시뮬레이션 할 수 있도록 한다. 연구 목표 달성을 위해 크게 3가지 분야로 나누어서 연구를 진행하였다. 첫 번째는 MARS 동적운동모델에 대한 확인 및 검증이다. 우선 코드 내에 포함된 물리적 모델에 대해서 파악하였고, 동적운동모델이 해양조건에 따른 유체의 운동을 정확하게 모사할 수 있다는 것을 해석해를 통해 정량적으로 확인하였다. 그리고 열수력 시스템 해석의 검증을 위해 Murata의 횡요동 조건 단상 자연대류 실험에 대한 해석을 수행하였다. 두 번째는 동적운동모델에 대한 3가지 개선이다. 먼저 사용자입력옵션을 구현해서 실제 선박의 운동과 같은 불규칙한 운동을 모사 할 수 있도록 하였다. 다음으로 동적운동모델이 활성화 된 경우 매 시간 단계마다 체적의 경사 정보를 계산해서 유동양식 맵을 결정하는데 반영되도록 알고리즘을 개선했다. 마지막으로 교차유동을 구현하였다. 체적의 면 정보를 이용해 주 유동흐름의 1차원 방향뿐만 아니라 3차원 교차유동의 입력이 가능하도록 하였고, 강수부에 대한 안전해석에 활용될 수 있도록 하였다. 세 번째는 일체형 선박용 원자로를 탑재한 선박을 가정하고 동적운동모델을 적용해 보았다. 이를 위해 단상 자연대류 실험장치인 RTF(REX-10 Test Facility)를 이용하였다. 우선 RTF 정상상태에서 MARS의 해석능력을 검증하였고, 동적운동모델을 적용하기 위해 동적조건 상황을 시뮬레이션 해 보았다. 그리고 발생 가능한 해양 사고 상황 시 선박용 원자로 안전성을 평가할 수 있는 안전해석을 수행하였다. Unlike land-based nuclear power plants, marine or floating reactors are affected by external forces due to ocean conditions. These external forces can cause additional accelerations and affect each systems and equipments of the marine reactor. Therefore, in designing a marine reactor and evaluating its performance and stability, a thermal hydraulic safety analysis code is necessary for the thermal hydrodynamic effects of ship motion. The purpose of this study is to evaluate the safety of marine reactors using safety analysis code. For this purpose, the dynamic motion model in MARS was verified and improved. MARS, which is a reactor system analysis code, includes a dynamic motion model that can simulate the thermal-hydraulic phenomena under three-dimensional motion by calculating the body force term included in the momentum equation. Research was conducted in three major topics to achieve the research objective. The first topic is the verification and validation of the dynamic motion model in MARS. The mathematical formulation contained in the code was confirmed and it was verified that the dynamic motion model can simulate the fluid motion in accordance with ocean conditions with reasonable accuracies. And the system scale validation for the dynamic motion model was performed by comparing the Murata’s experimental results. As a Second topic, three modifications were made to the dynamic motion model; first, a user-supplied table to simulate realistic ship motions was implemented, second, the flow regime map determination algorithm was improved by calculating the volume inclination information at every time step, when the dynamic motion model was activated, and third, revised model for the cross flow was implemented, and it can be used for the safety analysis of the downcomer. In the third topic, The capability of MARS in steady state through a single phase natural circulation experiment of RTF (REX-10 Test Facility)was validated, and the code simulated the motion condition to apply the dynamic motion model for a ship equipped with integral type reactor. And then, safety analysis to evaluate marine reactor safety in case of possible marine accidents was performed.
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This study focuses on the modelling of the film off-take phenomenon in a reactor vessel downcomer based on local flow parameters obtained from experiment and computational fluid dynamics (CFD) analysis. Experiments are conducted in the reduced-scale downcomer annulus of a nuclear reactor pressure vessel to investigate the liquid film behaviors under emergency core coolant (ECC) bypass conditions and to obtain high-fidelity data for the validation of two-phase flow CFD codes. The main instrumentation is an electrical conductance sensor for measuring the local liquid film thickness, which is developed in this study. The fabrication of the electrodes on a flexible printed circuit board enabled the installation of the sensor on the curved surface. The developed sensor is used to measure the time-averaged liquid film thickness, which shows the influence of the lateral air flow on the liquid film flow, and the results are compared with visual observations. As the air velocity increased, a droplet that was created in the thick part of the liquid film appeared, and the wisps generated near the broken cold leg could be observed. In the experiment, qualitative and quantitative analyses of the measurement results showed the reliability of the developed sensor, and helped to understand the liquid film behavior in the ECC bypass phenomenon. Furthermore, the measured film thickness could contribute to film off-take modelling and to validating the CFD codes, which have not been validated sufficiently because of the absence of local measurement data. Recent advances in computational power have resulted in the application of CFD to nuclear reactor safety analyses, which require accurate predictability for two-phase flow with three-dimensional (3D) geometrical effects. Even though the different flow regimes can exist simultaneously in the real flow, the traditional two-phase CFD models have a disadvantage with respect to regime dependency. Therefore, the CFD study used VOF-slip, which is a hybrid model combining volume of fluid (VOF) and mixture model offered by STAR-CCM+ 15.04 was used. This approach enables the large-scale interface to be treated using the VOF method and the subgrid-scale interface to be treated with a mixture model that accounts for a phase slip via the drag law. The key parameters of the VOF-slip model for the film off-take phenomenon were the droplet diameter and the interface turbulence damping coefficient. Therefore, the sensitivity analyses are conducted by varying droplet diameter and damping coefficient and a suitable value was determined based on the film spreading width and ECC bypass fraction. The droplet diameter was determined to be 150 μm for all simulation cases. The interface turbulence damping coefficients ranged from 0 to 30 and mesh-independent damping term ranged from 2.7×10-5m to 5.7×10-5m. From experiment and CFD analysis studies, it was confirmed that the liquid film off-take phenomenon is governed by the air flow rate, water flow rate, and the film boundary position. Considering these three parameters, the normalized film off take rate was correlated with Rela, We, Rfb, and Bo. The concept of the model was to divide the off-take volume into two sections (LEFT and RIGHT) through a virtual boundary so that the model could evaluate the film off-take rate in each section differently. The developed film off-take model was implemented in MARS-multiD, and it was validated with the SNU experiment (1/10 scale) and DIVA test (1/5 scale). The validation results showed that the newly developed film off-take model could improve the predictability of the bypass fraction. In addition, the MIDAS test with steam-water flow was simulated using the developed model, and the results was confirmed that the phenomenon accompanied by condensation should be experimentally investigated in future study to accurately predict the film off-take in the steam-water condition. 본 연구의 목적은 고정밀 실험과 CFD 해석으로부터 얻은 국소 유동 변수들을 기반으로 원자로 강수부 상부에서 발생할 수 있는 액막 견인 현상을 모델링하는 것이다. 먼저 안전주입수 우회 현상에서의 액막 거동에 대한 이해를 제고하고, CFD 해석 검증에 적합한 고정밀 실험 데이터를 확보하기 위해 1/10 스케일로 축소된 강수부에서 실험 연구가 수행되었다. 실험에서의 주요 측정 변수는 액막 두께였으며, 액막 두께 분포를 효율적으로 측정할 수 있는 전기적 기법의 액막 센서가 본 연구에서 개발되었다. 개발 센서는 폴리이미드(polyimide) 필름 기반의 연성회로기판을 이용하여 제작되었기 때문에 강수부와 같은 곡면부에도 쉽게 부착될 수 있었다. 공기 유동에 따라서 변하는 액막 거동에 대해서 시간 평균 액막 두께를 센서로 측정하고 이를 관측 결과와 비교하였다. 공기 유속이 증가할수록 액막이 퍼지는 폭은 파단부 중심으로 좁아졌으며, 두꺼운 액막 경계에서 액적 이탈이 발생하는 것이 관측되었다. 또한 공기 유속이 큰 경우에 파단부 주위에서의 두꺼운 액막으로부터 wisp가 생성되어 파단부로 견인되는 것이 확인되었다. 이와 같은 관측을 통해 액막 센서 측정에 대한 양적, 질적 평가를 수행할 수 있었다. CFD 해석은 3차원 형상 효과가 수반되는 이상유동의 거동을 정확히 예측하고자 할 때 유용하게 활용될 수 있다. 그러나 전통적인 이상유동 모델은 분산상과 연속상이 혼재해 있는 이상유동의 거동을 적절하게 다룰 수 없기 때문에 CFD 해석의 활용에 제한이 있었다. 본 연구에서는 VOF 모델과 Mixture 모델이 결합된 형태의 VOF-slip 모델을 활용하여 강수부에서의 액막견인 현상을 상용 CFD 코드인 STAR-CCM+로 해석하였다. VOF-slip 기법에서는 액막과 wisp와 같은 large-scale interface는 VOF로 해석하고, 액적과 같은 subgrid-scale interface는 Mixture 모델로 해석하는 것이 가능하다. 본 연구에서는 VOF-slip 모델을 활용할 때, 액적 직경값과 계면난류댐핑 계수가 해석 결과에 주요한 영향을 주는 파라미터임을 확인할 수 있었다. 민감도 분석을 통해 합리적인 액막 폭 및 우회율을 도출할 수 있는 액적 직경과 계면난류댐핑 계수를 결정하였다. 고정밀 실험 및 해석연구로부터 액막 견인 현상은 기상 및 액상의 유량과 액막 경계의 위치에 의해 결정된다는 것을 확인할 수 있었다. 따라서 이들의 특성을 대변할 수 있는 파라미터들을 Re_la, We, 그리고 R_fb와 같이 정의하고 정규화된 액막견인률을 예측할 수 있는 상관식을 개발했다. 개발 모델에서는 파단 저온관을 중심으로 off-take 볼륨이 두 섹션(LEFT, RIGHT)으로 구분된다. 그리고 각 섹션에서 예측된 우회율을 합산하여 전체 우회율이 도출된다. 개발된 액막견인률 모델은 MARS-multiD 코드에 삽입되었으며, SNU 실험과 KAERI에서 수행된 DIVA 실험 (1/5 스케일) 해석을 통해 검증되었다. 검증 결과, 개발 모델이 기존 MARS 해석보다 전체적으로 개선된 우회율 예측 성능을 보였다. 추가적으로 개발 모델의 활용이 증기-물 조건으로 확장될 수 있는지 확인해보기 위해 MIDAS 실험에 대한 해석을 수행하였다. 증기-물 조건에서는 모델이 개선될 여지가 있음이 확인되었으며, 모델 개선을 위해서는 응축 현상이 수반된 실험 연구가 추후에 수행되어야 할 것이다. 본 연구에서 수행된 원자로 강수부에서의 액막 견인 현상에 대한 고정밀 실험 및 해석, 그리고 상관식 개발 및 MARS-multiD 코드 적용은 향후 원자로 냉각재상실사고 조건 시, 안전주입수 우회량 예측에 유용하게 사용될 수 있다. 특히, 개발 모델은 재관수 기간 동안 우회율에 따른 노심의 재가열을 예측하는데 중요한 역할을 할 것으로 기대된다.
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