• 제목/요약/키워드: 축방향연소도분포

검색결과 8건 처리시간 0.02초

경수로심의 제논진동 해석 (PWR Core Stability Against Xenon-Induced Spatial Power Oscillation)

  • Ho Ju Moon;Ki In Han
    • Nuclear Engineering and Technology
    • /
    • 제14권2호
    • /
    • pp.51-63
    • /
    • 1982
  • 한국에너지연구소에서 개발한 1차원적 제논과도현상해석 코드 DD1D를 사용하여 가압경수로심의 축방향 제논진동에 대한 안정성을 조사하였다. 노심의 출력준위, 감속재온도계수, 노심 입구온도, 도플러출력 계수 그리고 연소도의 변화가 노심의 축방향 안정성에 미치는 효과를 조사하기 위하여 고리1호기의 설계 및 운전자료를 이용하였으며 본 민감도 분석을 통하여 고리 1호기의 노심은 주기 초에는 축방향 제논진동에 대하여 안정하나 연소도가 증가함에 따라 안정도가 차츰 감소하여 주기 말에는 불안정해진다는 것을 알았다. 이같이 연소도가 증가함에 따라 노심의 안정도가 감소하는 이유는 연소도 변화에 따라 축방향의 출력분포, 감속재온도 계수 및 도플러출력계수가 변하기 때문이다. 본 연구를 통하여 출력밀도가 높은 대형 가압 경수로의 경우 전 주기동안 축방향제논진동에 대하여 안정된 노심을 설계하기 힘들다는 결론에 도달하였다.

  • PDF

CANFLEX-RU(0.9%) 핵연료다발의 예비 열수력 특성 해석

  • 전지수;박주환;민병주;정창준;석호천
    • 한국원자력학회:학술대회논문집
    • /
    • 한국원자력학회 1998년도 춘계학술발표회논문집(1)
    • /
    • pp.526-531
    • /
    • 1998
  • 본 논문은 농축도 0.9%의 순환우라늄 핵연료(CANFLEX-RU)에 대한 축방향 출력분포(AFD) 및 반경방향 출력분포(RFD) 특성을 조사하고 CANFLEX-RU 다발이 장전된 CANDU줄 채널의 예비 열수력 해석을 수행하였다. CANFLEX-RU 다발의 4 bundle shift 핵연료 교체 방법에 따라 AFD 분포 특성은 정점(Peak) 열속이 채널 상류쪽으로 이동하였고 채널 중심 부근에서 평탄하거나 다소 오목한 형상을 보여주었다. RFD 분포를 표현하는 적절한 변수로서 국부 다발열유속비를 정의하고, 이 비와 국부 표면열유속비의 상호 관계식을 도출하였다. 연소도에 따른 최외환봉의 국부 다발열유속비 변화를 조사한 결과로서, CANFLEX-RU 다발의 최대 국부 다발열유속비는 초기 연소도에서 발생되었고 이 값 CANFLEX-NU 다발 보다는 크고 37-핵연료봉다발 보다는 작았다. CCP 계산시에 RFD 분포 효과를 고려하는 방안으로서 최외환봉 열유속을 다발의 국부 열유속으로 가정하였다 이는 임계열유속이 -10.2% 감소한 조건을 사용하여 CCP를 계산하는 결과가 되었다. 다발-블균형 계수를 이용한 CCP 민감도 결과와 본 계산에서 얻은 CCP 결과에 의하면, CANFLEX-RU의 CCP 는 CANFLEX-NU에 비교해서 土1.0% 이내로 근사한 분포가 예상되었으며 이는 AFD 분포 효과가 RFD 분포에 의한 CCP 감소를 보상하기 때문이다. 결론적으로, CANFLEX-RU는 열수력적 설계 관점에서 CANFLEX-NU에 비교해서 열적 성능이 저하되지 않았고 따라서 기존 37-핵연료봉다발에 대한 CANFLEX-NU의 열여유도 증가와 같은 장점을 유지할 것으로 예상되었다.

  • PDF

국내 금속겸용용기의 연소도 이득효과 적용 시 주요영향인자에 따른 정량적 핵임계 평가 (Quantitative Evaluation of Criticality According to the Major Influence of Applied with Burnup Credit on Dual-purpose Metal Cask)

  • 도호석;김태만;조천형
    • 방사성폐기물학회지
    • /
    • 제13권2호
    • /
    • pp.141-154
    • /
    • 2015
  • 경수로 사용후핵연료 수송/저장용기의 핵임계 해석은 사용후핵연료내의 악티나이드핵종 및 핵분열생성물 함유량에 대한 불확실성을 이유로 신연료로 가정된 가상의 연료를 선정하여 평가해오고 있다. 그러나 이러한 평가방법은 용기 설계 시 과도한 임계여유도를 유도하여 경제적 손실을 유발할 수 있는 단점이있다. 이와 같은 단점을 극복하기 위하여 최근 연소도이득효과(burnup credit, BUC)를 반영한 수송저장용기의 설계 및 상용화를 위한 연구가 추진되었다. 이에 본 연구에서는 한국원자력환경공단에서 개발중인 금속겸용용기를 대상으로 연소도 이득효과적용 시 핵임계 안전성(criticality safety)에 영향을 미칠 것으로 예상되는 '노심 운전인자', '축방향 연소도 분포', '오장전 사고상황'에 대하여 핵임계 평가를 수행하였다. 그 결과 노심운전인자 중 저농축, 고연소도일 때 비출력에 따른 핵임계 변화가 크게 평가되었으며, 고연소도 사용후핵연료에서 End effect가 양의 값을 나타내었다. 특히 오장전에 의한 유효증배계수는 최대 0.18467증가하였으므로, 연소도이득효과를 적용 할 경우 필수고려사항임을 확인하였다. 본 연구결과는 국내모델(금속겸용용기)의 연소도 이득효과 적용기술 개발 및 사용 후핵연료 장전 시 일어날 수 있는 오장전 사고를 방지하기 위한 운영절차 개발에 참고자료로 활용될 수 있다.

KOFA 핵연료 $UO_2$ 소결체의 조사후 검사 결과 분석 (Analysis of Post-Irradiation Examination Results of KOFA $UO_2$ Pellets)

  • 이찬복;김기항;김오환;유호식;정진곤
    • 한국원자력학회:학술대회논문집
    • /
    • 한국원자력학회 1996년도 춘계학술발표회논문집(3)
    • /
    • pp.244-250
    • /
    • 1996
  • 고리 2호기에서 2주기 동안 연소된 1개 KOFA 연료봉에 대한 조사후 검사결과, 핵분열기체 방출량 및 소결체 밀도가 연료봉 설계코드의 예측범위내에 있음을 확인하였으며, 소결체의 미세구조 및 연료봉내의 축방향 분포 검사를 통해 $UO_2$ 소결체가 아무 이상이 없이 안정적으로 연소되었음을 확인하였다. 단지 1개 연료봉에 대한 조사후 검사만으로는 KOFA 핵연료 $UO_2$ 소결체의 노내 거동을 검증하였다고는 할수 없기 때문에 연소된 핵연료에 대한 지속적인 조사후 검사가 필요한 것으로 사료된다. 특히 한국형원자로의 핵연료인 영광 3호기 핵연료에 대해 조사후 검사를 수행하고, 또한 일부 시험연료봉을 고연소도까지 연소시킨후 조사후 검사를 수행하면, 핵연료의 성능 검증뿐만 아니라 국내 고유의 핵연료 성능자료를 생산하게됨으로써, 앞으로 국내 고유의 고연소도핵연료개발 및 연료봉성능분석코드 개발에 활용할 수 있다.

  • PDF

사용후핵연료 연소도 측정을 위한 이온 챔버 제작 (Fabrication of Ionization Chamber to Measure the Burnup of Spent Fuel)

  • 박세환;엄성호;신희성;임혜인;하장호;김한수
    • Journal of Radiation Protection and Research
    • /
    • 제35권1호
    • /
    • pp.21-25
    • /
    • 2010
  • 사용후핵연료의 저장 및 이송시 핵임계 안전성 확보를 위하여 연소도를 정확히 결정할 필요가 있다. 특히, 정확한 연소도 결정을 위해서 핵연료 축방향 연소도 분포를 정확하게 측정할 필요가 있다. 본 연구에서는 사용후핵연료 제어봉 안내관에 삽입하여 축방향 감마선 선량 분포를 측정하기 위하여 이온 챔버를 개발하였다. 이온 챔버는 유도부, 가스주입부, 센서부 세 부분으로 구성되었다. 센서부 전극은 cathode와 anode 두 전극만을 가지도록 설계되었으며, 제어봉 안내관에 원할한 삽입을 위하여 guard 전극은 사용하지 않았다. 이온 챔버 내부에 불활성 기체를 충진하고 누설 전류와 포화곡선을 측정하였다. 한국원자력 연구원의 저준위 조사 시설을 이용하여 선량 변화에 따른 이온 챔버 전류 변화를 측정하여 5% 이내의 선형성을 확보하였다. 제작된 이온 챔버는 추가적인 성능 평가를 통하여 한국원자력연구원내 조사후 시험시설에 있는 사용후핵연료 집합체의 연소도분포 측정에 적용될 예정이다.

노외계측기 반응률 계산을 위한 Weighting Function 민감도 분석

  • 이덕중;김윤호;김용배;이상희;하창주
    • 한국원자력학회:학술대회논문집
    • /
    • 한국원자력학회 1997년도 추계학술발표회논문집(1)
    • /
    • pp.50-57
    • /
    • 1997
  • 영광 2호기 9주기 노심을 대상으로 다양한 운전조건에서 노외계측기 weighting function을 계산하고 영향 인자들에 대한 민감도 분석을 수행하였다. Weighting function 계산은 2차원 각분할 수송코드인 DORT 2.8.14를 사용하였고 핵단면적 라이브러리는 ENDF/B-VI에 근거한 BUGLE93 라이브러리를 사용하였다. Weighting function은 축방향 weighting function(R-Z 모델)과 집합체별 weighting function(R- 모델)을 계산하였고, 민감도 분석에 사용한 인자는 출력준위, 연소도, 제어봉 삽입, 붕소농도이다. 민감도 분석결과 노외계측기 weighting function은 출력 준위에 민감하고 그외 모든 인자의 영향은 무시할 수 있을 만큼 작았다. 또한 출력분포와 weighting function으로부터 계산되는 단순노외계측기 교정법의 계측기반응상수는 출력준위와 연소도를 고려하여 생산해야함을 확인하였다.

  • PDF

반 쐐기형 연소실을 채택한 SI 기관에서 포트형상이 정상유동 특성에 미치는 영향 (2) - 유속분포 (2) (Effects of Port Shape on Steady Flow Characteristics in an SI Engine with Semi-Wedge Combustion Chamber (2) - Velocity Distribution (2))

  • 윤인경;엄인용
    • 대한기계학회논문집B
    • /
    • 제41권2호
    • /
    • pp.97-107
    • /
    • 2017
  • 본 논문은 반 쐐기형 연소실에서 포트형상에 따른 정상유동 특성을 비교한 연구의 두 번째로 유동 평가위치의 영향을 고찰한 것이다. 입자영상유속계로 반 쐐기형 연소실에 직선형 포트와 나선형 포트를 적용하여 측정위치를 헤드 밑면부터 하류로 보어의 1,75배 위치 즉 1.75B부터 6배 위치 즉, 6.00B까지 변경하면서 평면유속을 측정하였다. 속도분포 분석 결과 반 쐐기형 연소실을 채택하면 지붕형과 달리 동일 리프트에서 거시적 유속분포와 유선은 스월 거동 중심은 측정위치가 관계없이 거의 일정하다. 직선형 포트에서는 모든 측정위치에서 편심도는 충격식 스월 측정기에서 측정값 왜곡이 발생하는 범위에 들어오고, 나선형 포트에서도 리프트 4mm 이하에서는 모든 측정위치에서 편심의 영향을 무시할 수 없지만, 측정위치가 3.00B 이상이 되면 리프트 5mm 이상에서 편심도가 급격히 감소한다. ISM가정과의 속도분포 차이에 의해 직선형 포트의 리프트 4mm 이하 스월 중심 평가를 제외하고 모든 PIV 평가방법에서 ISM 평가 대비 상대적인 상쇄효과가 있다. 마지막으로 중심 설정과 축 방향 속도분포 가정은 스월 평가에 정성적 영향을 주지 않고, 구체적인 접선속도 분포형태에 따라 절댓값에만 영향을 준다.

연소도이득효과를 적용한 사용후핵연료 수송용기의 방사선원별 차폐영향 분석 (A Study on the Radiation Source Effect to the Radiation Shielding Analysis for a Spent-Fuel Cask Design with Burnup-Credit)

  • 김경오;김순영;고재훈;이강욱;김태만;윤정현
    • 방사성폐기물학회지
    • /
    • 제9권2호
    • /
    • pp.73-80
    • /
    • 2011
  • 한국방사성폐기물관리공단 주관 하에 개념 설계된, 연소도이득효과 적용 대용량 수송용기에 대해 방사선 차폐 안전성을 평가하였으며 여러 방사선원들이 수송용기 주변 선량률 분포에 미치는 영향을 분석하였다. 가능한 모든 방사선원(중성자선원, 감마선원, 방사화선원)들을 고려하였으며 보수적인 가상의 핵연료(너비: WH 17 RFA, 축방향: CE Type)를 선정, 실제 상황과 동일한 조건이 되도록 계산모델을 구축하였다. 모든 조건(정상 및 가상사고 조건)에서 표면선량률과 외부선량률이 법적기준치를 만족하고 있었으며 축방향 높이에 따라 각 선원들의 기여도가 변하고 있었지만 정상조건에서의 최대 표면선량률과 외부선량률은 방사화선원에 의한 영향이 가장 높은 것으로 확인되었다. 가상사고 조건에서는, 중성자선원의 선량률 기여도가 대략 90%에 달하고 있었으나 수송용기 끝단에서는 방사화선원에 의한 선량률이 급격하게 상승함에 따라 BUC 적용 수송용기의 방사선 차폐해석시 충분히 보수적으로 해석되도록 방사화선원을 정밀하게 분석하여 설정하여야 할 것으로 판단되었다.