2004 춘계학술발표회논문집한국원자력학회 VSOP94 를이용한 600MWth 급 Prism 형고온가스로예비개념설계 A Preliminary Conceptual Design for a 600 MWth Prismatic HTGR Core using the VSOP94 Code Package 노재만, 주형국, 이현철, 장종화한국원자력연구소대전광역시유성구덕진동 150 요약 현재까지한국원자력연구소에는 Prism형고온가스로노심을해석할수있는전용설계코드가없었다. 본연구에서는 Pebble형고온가스로전용노심설계체계인 VSOP94 를 Prism형노심설계에적용할수있는지를검증하기위하여 VSOP94를이용하여 Prism형고온가스로노심의예비개념설계를시도하였다. 미국 INEEL에서개발한 600MWth급 Prism형 NGNP의노심과같은사양을가진노심에대하여초기노심부터평형노심까지의예비개념설계를하고설계결과를 INEEL 결과와비교함으로써 VSOP94를 Prism형노심설계에적용할수있음을입증하였다. Abstract There have not been the reactor core analysis systems in the Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI) which are available for the design of the prismatic High Temperature Gas-cooled Reactor (HTGR) cores. In this study, the pebble bed HTGR core analysis system VSOP94 was tested its availability to the design of the prismatic HTGR cores via the preliminary conceptual design for a 600MWth prismatic reactor core which have the same specifications to those of the Next Generation Nuclear Plant (NGNP) of the Idaho National Engineering and Environment Laboratory (INEEL) in America. Comparing the design results with those of INEEL showed the applicability of VSOP94 to the design of the prismatic HTGR cores.
1. 서론 최근에고온가스로를이용한수소생산에대한관심이높아지고있다. 고온가스로는크게 Pebble형과 Prism형의두가지로나누어지는데이두가지형태는노심이나핵연료의형태와핵연료장전전략이완전히다르다. 한국원자력연구소는독일 FZJ(Forschungzentrum Jülich) 가개발하고중국과남아공등에서지금도설계에사용하고있는 Pebble형고온가스로용노심해석체계인 VSOP94[1] 를도입하여 Pebble형노심연구에활용하고있다 [2]. 하지만, 지금당장국내에는 Prism형노심연구에활용할전용전산코드가없다. 향후경수로용노심해석체계를수정하여 Prism형노심해석에적용할계획이다. 본연구에서전용해석코드가완성될때까지 Pebble형전용노심해석코드인 VSOP94를 Prism형노심연구에활용할수있는지를시험하였다. 지금까지 VSOP94를 Prism형원자로에검증한결과가거의없어서설계결과의신뢰성을확보할수없었다. 따라서본연구에서는미국아이다오국립공학및환경연구소 (INEEL) 에서개발한 Prism형차세대원전 (NGNP) 의노심사양 [3] 을그대로채택하여초기노심에서부터평형노심까지의예비설계를수행하였다. 이예비설계결과를 INEEL의결과와비교함으로서전용해석코드가완성될때까지 Prism 형연구에 VSOP94를사용할수있을지를판단하고자하였다. 2. 대상노심구조 출력이 600MWth인이노심에는그림 1에서보는것처럼중심의피치가 36cm이고높이가 79.3cm인육각형핵연료및반사체블록으로구성된 11개의환 (Ring) 이있다. 1번에서 5번까지환은내부반사체영역이고 6번부터 8번까지는핵연료영역, 9번이후는외부반사체영역이다. 단지 8번환모두가핵연료영역은아니며그중 6개핵연료기둥은외부반사체이다. 축방향으로는 10개의핵연료블록층과그위아래로 2 개의상하부반사체불록층으로구성된핵연료기둥이있다. 따라서노심에는모두 102개의핵연료기둥즉 1,020 개의핵연료블록이있게되고활성노심의높이는 793cm가된다. 핵연료블록은각각 72개, 18개, 12개인표준, 예비정지, 기동조절블록의 3가지종류가있다. 각핵연료블록에는그림 2와 3에서보인바와같이직경 1.27cm인핵연료공, 1.5875 cm의대냉각재공, 1.27cm의소냉각재공, 10.16cm의제어봉공, 9.525cm의예비정지봉공, 3.7592cm의블록취급공및 1.27cm의가연성흡수공이뚫려있다. 양쪽이마개로막힌연료공에는직경 1.25cm, 높이 5cm인연료콤팩트가 15개들어있으므로노심내에는이론적으로모두 3,105,000 개의콤팩트가있어야하나실제로는연료고정장치
나취급장치와같은다른구조물때문에 2,919,600 개의콤팩트가있다. 연료콤팩트내는표 1에서보인사양과같은 TRISO 입자가첫주기노심에는 0.289, 재장전주기노심에는 0.279의부피비율로장전되어있다. 핵연료농축도는첫주기가 10.36% 이고재장전주기가 15.50% 이다. 핵연료커널물질로는앞서설명한 Pebble형예비설계에서는독일, 중국및남아공설계와같이 UO 2 를사용하였으나 Prism형예비에서는 10.5g/cc 밀도의 UCO를사용하였다. UCO는분열에의한자유산소를만들지않으므로조사중에일산화탄소를만들지않아서커넬의이동이거의없다고한다. 한주기에전체의반즉 51개의핵연료기둥이새연료로장전되므로각핵연료블록은 2 주기동안노심에체류한다. 매장전시마다 7번환의모든핵연료기둥과 8번환의 15개의핵연료기둥이새연료로교체된다. 이는내부반사체와인접한 6번환의첨두출력을줄이기위함이다. INEEL 계산결과 [3] 에따르면이장전모형이바둑판식장전모형보다더낮은첨두출력을준다고한다. 첨두출력을더줄이기위한연료블록의축방향이동은없다고가정하였으므로모든기둥은한꺼번에다른기둥위치로이동한다. 평형노심의연료장전량은 4,536Kg, 주기길이는 485 전출력일, 방출될때평균연소도는 128,300 MWD/MTU이다. Pebble형과마찬가지로냉각재출구온도는 1,000 이고입구온도는 490 이다. 그림 1. 노심구조
그림 2. 표준핵연료블록 그림 3. 예비정지및기동조절핵연료블록
표 1. TRISO 입자설계사양 변수커널물질커널반경커널밀도 Buffer 두께 Buffer 밀도내부 PyC층두께내부 PyC층밀도 SiC 두께 SiC 밀도내부 PyC층두께내부 PyC층밀도 값 UCO 350 마이크론 10.5 g/cc 100 마이크론 1 g/cc 40 마이크론 1.9 g/cc 35 마이크론 3.2 g/cc 40 마이크론 1.9 g/cc 3. VSOP94 를이용한노심모사 지금까지우리연구소에서는 VSOP94를주로내부반사체가없는 Pebble형인원자로설계에만사용해왔기때문에 VSOP94를이용하여내부반사체가있는 Prism형원자로를모사하는데에는많은어려움이따른다. VSOP94는 r-z 구조의 2차원전산코드로서육각형기둥을취급할수없다. 따라서 Prism형노심의각환을면적이같은도넛기둥으로가정할수밖에없다. 이렇게계산된활성노심은내부유효반경이 148cm, 외부유효반경이 241cm, 높이가 793cm이다. 내외부유효반경사이에반경 180.7 cm와 213.4 cm가 6, 7, 8번환을구분하는경계가된다. VSOP94 내의 Pebble의흐름을취급하는기능을이용하여환별핵연료재장전을모사하기위하여각핵연료환을 VSOP94의한 Channel로, 같은환내의각핵연료블록층을한 Layer로취급하였다. 또한 Layer 내에는 3 개의 Batch를두어서첫 Batch는신연료, 두번째 Batch는전주기에 7번환에서연소하고다시장전되는연료, 세번째 Batch는 8번환에서연소하고다시장전되는연료를취급할수있도록하였다. 따라서노심내에는모두 3개의 Channel과 30 개의 Layer와 90 개의 Batch가있게된다. 다행히 VSOP94 내의세포계산도구인 GAM과 THERMOS는 Pebble 형을위한구형좌표뿐만아니라 Prism 형을위한원주형좌표도취급할수있다. 이때구형 TRISO 입자에의한비균질성도보정할수있다 [1]. 하지만 GAM, THERMOS와 VSOP94의기하구조자료와수밀도자료를생산하는 DATA-2 코드는 UCO 연료를취급할수없다. 본연구에서는 UCO를취급할수있도록코드를수정하여사용하였다. 그림 4는원주형기본세포의모양을보여준다. 핵연료공의크기는실제크기이고흑연영
역과 He 영역은노심전체의부피비율에따라결정되었다. 이때가연성흡수공은따로취급하지않고 He으로차있는것으로모사하였다. 따라서가연성흡수공의주기말잔여반응도정도만큼주기길이가길어질소지가있다. 연료공 r=0.635cm 헬륨영역 r=1.327cm 흑연영역 r=1.175cm 그림 4. 원주형기본세포 연료봉마개부분의콤팩트미장전영역과이론과실제적인콤팩트장전수의차이는콤팩트내의 Triso 입자장전율에보정하였다. 흑연내의불순물은일반적으로 Pebble 형원자로에서고려하는것과같이흑연수밀도의 0.293배의가상불순물원소인 Poison in C 원소를추가함으로서고려하였다. 등온및등연소도로취급되는구역인스펙트럼영역을잡을때, Pebble형의경우한스펙트럼영역내에여러연소도 Batch가섞여있도록정의하나 Prism형의경우는특정공간영역의연소도가고정되는장전모형의특성상신연료와한번탄연료 Batch를구분하여다른스펙트럼영역되도록정의하였다. 노심유체과온도분포계산코드인 THERMIX는 Prism형을취급할수없다. 따라서 Pebble형처럼활성노심에연료구가장전되는형태로밖에모사할수없다. 이렇게모사하는경우 He 유량, 압력강하등에대한계산결과의부정확도는알려져있지않지만연료온도계산결과는 1,000 o C 근처에서 50 o C 정도낮게계산되는것으로나타나있다. 다행히유체계산결과는노심핵계산에영향을주지않으며또출구근처에서 50 o C 정도의낮은온도는불과 100pcm 정도의높은반응도만유발한다. 이정도로는출력분포에는거의영향을주지않으며단지주기길이만몇일길어질뿐이다. 연소계산도중 THERMIX 온도계산은주기초와중간및주기말에서수행하였다. 그사이시간간격에서의연소계산은바로앞 THERMIX 계산온도를그대로사용하였다. THERMIX 계산의빈도가연소계산에미치는민감도계산결과, 이정도의 THERMIX 계산으로도충분히연소계산의정확도를유지할수있는것으로나타났다.
4. 노심예비계념설계의결과와논의 대상노심에대하여초기노심에서부터거의평형에도달하는제 7주기까지노심예비설계계산을수행하였다. 그림 5는초기주기와평형주기의연소도의따른노심의유효증배계수변화이다. 유효증배계수가거의 1.0이되는지점으로정의한주기길이는대략초기주기가 460, 평형주기가 485 유효전출력일 (EFPD) 이다. 이결과는같은노심사양에대해흑연의불순물에따라최고 540일, 최저 420 유효전출력일인 INEEL 의계산결과와잘일치한다. 연소도에따른유효증배계수의감소형태도 INEEL의계산결과의최고값곡선과최저값곡선의거의중간에위치한다. Effective Multiplication Factor 1.30 1.25 1.20 1.15 1.10 1.05 1.00 INEEL First Cycle : Min Impurity INEEL First Cycle : Max Impurity First Cycle Equilibrium Cycle 0.95 0.90 0 100 200 300 400 500 Burnup (EFPD) 그림 5. 연소도에대한유효증배계수변화 표 2는초기주기와평형주기의주기초, 주기중간주기말에서의각환 (Ring) 별상대출력을보여준다. 평형주기의제 7번환의출력이높으므로장전모형을더개량할필요가있을것이다. 하지만 6번환과 8 번환의출력이상대적으로낮아서내외부반사체의중성자조사량을줄여서반사체수명을연장할수있다는장점은있다. 표 2. 각환별상대출력분포 초기주기 평형주기 주기초 주기중간 주기말 주기초 주기중간 주기말 제 6 환 1.126 1.084 1.036 0.938 0.910 0.865 제 7 환 0.951 0.981 1.022 1.084 1.130 1.184 제 8 환 0.944 0.950 0.947 0.968 0.946 0.929
그림 6은평형주기의주기중간에서의출력과핵연료온도분포를나타내었다. THERMIX의열전달계산에서 Pebble형노심으로가정한것이핵연료온도를대략 50 o C 정도낮게계산하는것을감안하면노심의최대핵연료온도는정상운전제한치인 1,250 o C를초과한다. Pebble형과는달리 Prism형은가연성흡수봉이나블록별재장전설계와같은출력분포조절수단과핵연료기둥별로오르피스를설치하는등의 He 유량분포조절수단을가지고있기때문에향후노심의최대핵연료온도는상당히낮출수있을것으로보인다. 하지만최대핵연료온도를낮춘다고하여도출구온도를 1,000 o C로유지하는한국부적으로제한치를넘는경우는발생할것으로보인다. 따라서정상운전핵연료온도제한치를높이는노력이필요할것으로보인다. 그림 6. 평형주기의주지중간에서출력및핵연료온도분포그림 7에는평형주기의주기중간에서핵연료온도가가장높은내부반사체와인접한곳의축방향온도와출력분포를보여준다. 일반적으로축방향출력분포는축방향 Xe 진동과상당한연관이있다. 향후이에대한연구가필요하다.
1.4 1300 1200 1.2 1100 Relative Power 1.0 0.8 Power Temperature 1000 900 800 700 600 Fuel Temperature 0.6 500 0 100 200 300 400 500 600 700 800 Axial Position (cm) 그림 7. 평형주기중간의중심부축방향상대출력및핵연료온도분포표 3에는초기주기와평형주기의연소도에따른등온및핵연료온도계수의변화이다. Pebble형과마찬가지로이계산에서도평균온도변화에따른온도재분포를고려하지않았다. 계산결과는전출력에서 INEEL에서계산한등온온도계수인대략 -5pcm/ o C과잘일치한다. 연소도에따른등온온도계수의차이는주로중핵종구성비의차이에의한핵연료온도계수변화때문일것으로판단된다. 표 3. 등온및핵연료온도계수 초기주기 평형주기 온도계수 (pcm/ o C) 등온 핵연료 주기초 -4.98-4.64 주기중간 -5.44-4.00 주기말 -5.22-3.54 주기초 -5.30-3.96 주기중간 -5.18-3.56 주기말 -4.92-3.16 표 4에는평형주기에대해상 하부및외부반사체에대하여 0.1MeV 이상의속중성자와 1.86eV 이하 (INEEL은 1.4eV이하 ) 의열중성자의주기평균최대중성자속과연간조사량을보였다. 서로계산한위치가정확히일치하지않아서직접적인비교가어렵지만 INEEL 계산결과와같은차원정도의크기를보였다. Pebble형과는달리 Prism형은수명도중에반사체교체가비교적용이하다.
표 4. 반사체의연간중성자조사량 반사체상부하부외부 ( 제 9환 ) 내부 ( 제 5환 ) 중성자속에너지 (n/cm 2 /sec) 연간조사량 KAERI INEEL (n/cm 2 /yr) 0.1MeV 이상 1.856E+13 5.271E+20 1.86eV 이하 8.727E+13 2.479E+21 0.1MeV 이상 1.712E+13 4.863E+20 1.86eV 이하 8.779E+13 2.493E+21 0.1MeV 이상 1.884E+13 2.399E+13 5.352E+20 1.86eV 이하 1.113E+14 8.451E+13 3.162E+21 0.1MeV 이상 2.112E+13 3.040E+13 5.999E+20 1.86eV 이하 1.310E+14 1.298E+14 3.721E+21 Fissile 핵종의소멸율에대한생성율의비로정의되는평형주기의평균전환비는 0.421로계산된다. 5. 결론 Pebble형노심해석체계인 VSOP94로도 Prism형노심을충분히모사할수있었다. 노심유효증배계수, 출력분포, 온도계수등일부계산결과도 INEEL의계산결과와잘일치하였다. 따라서우리연구소만의전용해석코드가완성될때까지 VSOP94 를 Prism형노심설계에충분히활용할수있을것으로판단된다. 다만, 흑연반사체의조사량과같은다양한설계인자에대한검증은더필요할것으로생각된다. 참고문헌 1.E. Teuchert et al., VSOP('94) Computer Code System for Reactor Physics and Fuel Cycle Simulation, FZJ Internal Report, Jül-2897, 1994. 2. 노재만, 유재운, 주형국, 장종화, VSOP94를이용한 150MWth급 Pebble형고온가스로예비개념설계, 한국원자력학회 2003 춘계학술발표논문집, 경주, 2003. 5. 30. 3. P. E. MacDonald, NGNP Point Design - Results of the Initial Neutronics and Thermal-Hydraulic Assessments During FY-03, INEEL Internal Report, INEEL/EXT-03-00870 Rev. 1, 2003.