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- 주제어 : 가압경수로 (검색결과 29 건)
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열중성자 영역에서 증식이 가능한 비순환 토륨 핵연료 주기를 이용하여 신형 가압경수로심 핵설계를 하였다. 토륨 핵연료는 핵연료 자원 이용의 극대화, 장수명 액티나이드 핵종 발생량 감소, 핵확산 잠재력 감소와 같은 장점이 있다. 현재 잘 알려진 상업용 원자로 기술하에 토륨이 장전되는 블랭킷 핵연료를 사용하는 신형 가압경수로심을 핵설계 하였다. RTR(Radkowsky Thorium Recator) 설계개념인 씨드(Seed)/블랭킷(Blanket) 개념을 도입하여 핵연료 집합체 설계를 하였다. 씨드 핵연료 집합체와 블랭킷 핵연료 집합체는 서로 다른 재장전 전략을 가지고 있다. 씨드 핵연료 집합체는 3배치로 매년 1/3씩 교체되고 블랭킷은 토륨의 전환특성을 고려하여 노내에 오래 잔류시켰다. RTR의 SBU(Seed Blanket Unit)는 핵연료 집합체 내에 씨드와 블랭킷이 공간적 분할에 의해 함께 존재하지만 본 연구에서는 씨드와 블랭킷 핵연료 집합체로 구분하여 설계하였다. 토륨 핵연료 전환 특성은 블랭킷 핵연료 주변의 중성자 스펙트럼에 매우 크게 좌우된다. 본 연구에서는 전환 특성에 크게 영향을 미치는 중성자 스펙트럼을 여러 설계변수를 변화시켜 조절하였다. 씨드 핵연료는 UO2와 U/Zr 금속 핵연료를, 블랭킷 핵연료는 (ThO2 + UO2) 혼합 핵연료를 고려하였다. 핵연료 집합체 설계는 Pin Pitch 크기, 핵연료 봉 크기, 농축도, 씨드와 블랭킷 노심 구성비등과 같은 설계변수에 대한 변수 해석 연구를 수행하고 설계변수에 따른 전환특성을 고려하여 전환률과 핵확산 저항성이 높도록 하였다. 최적 설계안은 다음과 같다. 씨드 핵연료는 6 w/o U-10Zr 금속핵연료이며 핵연료 반경은 0.33 cm이며 씨드 핵연료 집합체 크기는 일반적인 가압경수로 핵연료 집합체와 동일하다. 블랭킷 핵연료는 20 % UO2(10 w/o) + 80% ThO2 혼합 핵연료이며 소결체 반경은 0.4025 cm이다. 씨드와 블랭킷 노심 구성비는 1:3이다. 최적 설계안은 FIR(Fissile Inventory Ratio)값이 0.6정도이며 일반 가압경수로 0.42보다 큰 값을 가져 전환률이 높다. 안전성 측면에서 MTC, FTC 모두 음의 값을 가져 노심 설계시 요구되는 내재적인 안전성을 확보하였다. 주기초 잉여반응도 조절은 WABA를 사용하여 조절 가능하다. 최적 설계안은 씨드와 블랭킷으로 구분되어 있어 씨드와 블랭킷간의 심한 열적 불균형은 피할 수 없다. 최적 설계안은 가압경수로에 토륨 핵연료를 적용함으로써 사용후 핵연료 취급에 있어 큰 장점을 가지고 있다. 일반적인 가압경수로에 비해 사용후 핵연료 발생량이 57 %까지 줄어들었으며 장수명 핵종 발생량도 크게 줄었다. 또한 핵확산 저항성 측면에서 사용후 핵연료내 플루토늄 량이나 플루토늄내 핵분열성 물질량이 감소하여 일반적인 가압경수로보다 핵확산 저항성이 우수하다. Nuclear core design for advanced PWR was investigated by utilizing the once-through thorium fuel cycle which has a good breeding ratio in thermal region. Thorium fuel has advantages such as : maximization of fuel utilization, reduction of long-lived actinides buildup and significant reduction of fuel cycle proliferation potential. Nuclear core design for the advanced PWR for the thorium blanket fuels was done based on the well proved commercial technologies. Seed-Blanket concept of RTR was applied to the fuel assembly design. Seed fuel assemblies and blanket fuel assemblies should be reloaded with different refueling cycle. Seed fuel assemblies was designed to be replaced annually in 3 batch cycle. Blanket fuel assemblies, however, should stay for about 10 years for the sufficient fissile production. Unlike seed-blanket unit of RTR, seed and blanket fuel assemblies have the same geometry with each other. Conversion characteristics is highly dependent on the neutron spectrum around the fertile rods, in this study they are controlled by design parameters arrangement. The choice of fuel materials were UO2 ceramic and U-Zr alloy for seed, and (ThO2,UO2) MOX fuel for blanket. Assembly designs were tested with the variation of pin pitch, rod size, fissile enrichment and seed-blanket configuration. One of the optimized design option at this stage is as the following. Seed fuel is enriched upto 6 w/o in U-10Zr alloy form with fuel radius of 0.33 cm and the size of assembly is the same with conventional PWR assemblies. Blanket fuel has 20 % UO2 (10 w/o enrichment) and 80 % ThO2. Pellet radius 0.4025 cm. Seed and blanket assemblies are to be loaded in a ratio of 1 to 3 in a checkerboard pattern. Calculated overall core FIR value was about 0.6. This core showed the inherent safety features with negative temperature coefficients in both FTC and MTC. Initial excess reactivity could be controlled effectively by the use of WABA poisoning. Large thermal power tilt along the seed to blanket direction could not be avoided. Potential benefits from the thorium-based cycle in PWR are considerable in spent fuel treatment aspects. The total amount of spent fuel could be reduced up to 57 % to the conventional PWR once-through cycle. The amount of Pu and fissile contents in Pu could be reduced too.
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An Inferential Sensor for Feedwater Flowrate in PWRs Using Support Vector Regression
가압경수로 원전들의 급수유량 측정기는 Venturi 방식을 이용하여 핵연료 주기말로 갈수록 Fouling 현상에 의해 정확도가 많이 떨어져 발전소 출력을 감소하여 운전케 하는 주요 요인이 되며, 이로 인한 출력 감소는 0.5-3%에 이른다. 또한, Venturi 미터의 기본적인 특성상 Fouling 현상을 피할 수 없으므로 기존의 가압경수로 원전들의 설비 변경 없이 급수유량 측정 문제를 해결할 수 있는 유일한 방안은 추론적 센서를 개발하는 것이다. 추론적 센서를 개발하여 Fouling 현상에 의한 열출력 감소분을 정확히 예측할 수 있다면 손쉽게 열출력을 1-2% 증강하는 효과가 있을 것으로 판단되며, 본 연구에서는 급수유량의 추론적 센서 관련 연구와 더불어Support Vector Regression을 이용한 급수유량 추론적 센서의 불확실도를 정량화함으로써 운전원에게 열출력과 관련된 정확한 정보를 제공할 수 있다.
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응축열전달은 상변화를 동반하는 매우 효과적인 열전달 방식이지만, 소량의 비응축성 기체가 존재하는 것만으로도 응축열전달이 크게 저감된다. 원자력발전소의 사고 시 격납용기 내부의 응축현상은 대부분 비응축성 기체 존재 하에 발생한다. 그래서 원자력 안전 분야에서는 비응축성 기체가 응축 열전달에 미치는 영향을 이해하기 위해 실험적, 이론적인 연구가 광범위하게 진행되어 왔다. 응축열전달 모델이 격납용기 열수력 해석에 중요한 역할을 하므로 안전해석 코드의 응축열전달모델에 대한 평가 또한 수행되어 왔다. 본 연구에서는 의 응축열전달모델을 MELCOR 평가하였고, 추가적으로 MELCOR 모델과 비교분석하기 위해 기존 응축열전달모델 중 3개의 모델 (Uchida, Liao, Dehbi)을 추가로 평가하였다. 평가범위는 사고 시 가압경수로의 격납건물 내부에 형성되는 열수력 조건으로 한정된다. 평가를 위해 격납 용기 내부의 열수력 조건에서 수행된 실험 6개 (COPAIN, CONAN, Park, Dehbi, Anderson, Kang)를 선정하였다. 평가결과를 바탕으로 개선된 모델을 제시하였다 해석결과 MELCOR 모델은 일관되게 실험을 약 40% 정도 저 예측하였다. Uchida 모델은 잘 알려진 대로 일부 실험에 대해서 보수적인 예측결과를 보였으나, 국소 열전달을 측정한 실험에 대해서는 실험데이터와 전혀 다른 결과를 보였다. Liao 모델은 대부분의 실험에 대해 약 30% 정도 저 예측하였다. Dehbi 모델은 적용 가능한 범위내의 실험에 대해서는 좋은 결과를 보였으나, 다른 실험에 대해서는 예측성능이 좋지 않았다. MELCOR 모델은 정확도 측면에서 Liao 모델보다 뒤떨어졌으나, 해석결과가 일관되게 도출되어 개선을 위한 기본모델에 가장 적합했다. 따라서 다음과 같은 개선 사항을 MELCOR 모델에 적용하였다. 먼저, MELCOR 모델이 고려하고 있지 않았던 곡률효과를 추가하였다. 그리고 전체적으로 응축열전달량이 증가하도록 적절한 보정계수를 구하였다. 이 보정계수에는 대류열전달과 응축열전달을 강화하는 여러 가지 효과들이 포함된 것으로 가정한다. 또한 과열증기 실험인COPAIN의 해석데이터를 피팅하여 응축량 저하 상관식을 도출하였다. MELCOR 모델에 위의 세 가지 개선사항을 적용한 결과, 대부분의 실험데이터에 대해 오차 ± 30 % 이내의 좋은 예측결과를 보였다.
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