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하창주,Sithisak Thammaluckana 한국에너지학회 2014 에너지공학 Vol.23 No.3
국내 모든 가압경수형 원전에서 원자로기동시험(Nuclear Startup Test) 중 수행하는 제어봉가(Rod Worth) 측정시험은 반응도계산기(DDRCS : Direct Digital Reactivity Computer System)를 이용한다. 반응도계산기는 일점동특성방정식(Point Kinetics Equation)을 이용하여 원자로 평균 중성자속(Neutron Flux)의 변화를 제어봉가로 치환한다. 일점동특성방정식은 원자로 평균 중성자속의 변화를 시간함수로만 표현하므로 제어봉 삽입/인출로 일어나는 3차원 중성자속 분포의 변화를 제어봉가에 적절하게 반영하지 못한다. 특히 국소적인 중성자속 분포의 변화가 노심외곽의 출력에 영향을 끼치지 못할 경우, 다른 의미로 원자로의 반경이 커져 국소적인 중성자속의 변화를 노외계측기가 충분히 감지하지 못할 경우가 이에 해당한다. 따라서 제어봉가 측정값 대비 설계값의 오차가 노심의 크기에 따라 다르다는 가설을 세워 검증한다. 가설 검증을 위해 원자로기동시험에서 취득한 제어봉가 측정값 대비 설계값의 상대오차를 표본 자료로 하여, 노심크기를 3개의 표본 집단(대/중/소)으로 분류하였다. 이에 따라 Kolmogorov-Smirnov test(Goodness-of-fit test)로 표본 집단의 정규분포를 검증하고, F-test와 pooled t-test로 표본 집단 간의 동질성을 검증하였다. 가설 검증 결과, 세 집단은 정규분포를 가지고 동일한 평균과 분산을 가진다는 가설을 지지하였다. 따라서, DCRM(Dynamic Control rod Reactivity Method)이 측정하는 제어봉가 측정값 대비 설계값의 상대오차는 노심의 크기에 무관하다고 추정할 수 있다. 각 집단의 평균오차는 모두 양의 값(설계값이 측정값보다 큰 경향)으로 모의실험에서 얻어진 결과와 부합하였다. 95%의 공차구간(Tolerance Interval)에서 제어봉가 설계값의 공차상한(Upper Tolerance Limit)과 공차하한(Lower Tolerance Limit)은 원자로기동시험에서 적용하는 기준치(제어봉가 측정값 대비 설계값의 상대오차)인 와 같거나 그 이내임을 알 수 있다. 따라서 설계값은 원자로기동시험을 만족할 수 있는 수준의 정밀도(precision)로 설계되었으며, 이 연구에서 구한 공차상한과 공차상한은 제어봉 관련 사고 해석에 적용하고 있는 기존 불확실도를 약 3 % 낮출 수 있어 사고해석의 설계여유도를 증가시킬 수 있다.
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