Criticality Safety Analysis of Spent Fuel Storage Facility for Bo-Ri Unit 1

핵연료 저장시설의 임계 안전성 분석

In 1977, spent fuel storage capacity of Ko-Ri Unit 1 was raised to contain 4-2/3 core, by reducing the center-to-center spacing between fuel assemblies from 53.34cm to 36cm. In this paper the adequacy is discussed in detail by examining the previous design analysis report. According to the analytic method presented by Core Performance Branch, study on credible abnormal moderator density condition is performed by using KENO-IV for the redesigned spent fuel storage facility. Result shows that 36cm for the center-to-center spacing between fuel assemblies is not enough to keep the storage safe at water density of 0.1143g/㎤, which gives the maximum $K_{eff}$ 0.9958$\pm$0.0048, which exceeds the CPB regulation limit 0.98. From sensitivity study regarding to the center-to-center spacing, it should be maintained to space greater than 43cm in order to meet the CPB requirements.s.

1977년 집합체 cell 중심간의 간격을 53.34cm(162 연료 집합체 저장)에서 36cm(562 연료 집합체저장)로 줄임으로 고리 1호기 부속 기사용 연료 저장 용량을 화장하였다. 확장된 저장 시설에 대하여 Monte Carlo방법을 이용한 KENO-IV코드로 Core Performance Branch에서 제시한 비정상적인 냉각수 밀도 조건에 따라 유효증배계수를 구하였다. KENO-IV결과 밀도 0.1143g/cm에서 최대유효 증배계수 0.9958$\pm$0.0048을 얻었고, 이 값은 US NRC 기준과 CPB기준인 0.98을 초과하므로 새로운 집합체 cell중심간의 간격을 구하였다. 이 과정은 KENO-IV보다 보수적인 결과를 나타내는 확산 코드 KIDD를 이용하여 cell중심간의 간격에 따른 상관 연구로부터 새로운 cell중심간의 간격을 얻었다. 이로부터 현재의 집합체 cell중심 간의 간격 36cm를 43cm 이상으로 늘려야 비정상적인 냉각수 밀도의 감소로 인한 사고의 경우에도 안전함을 알았다.