Thermal Margin Analysis of the Korea Nuclear Unit 1 Reactor Core Consisting of Standard or Optimized Fuel Assemblies

표준 핵연료집합체 또는 최적 핵연료집합체가 장전된 원자력 1호기 원자로심의 열적여유도 분석

Analyzed is the thermal margin of the Korea Nuclear Unit 1 (KNU-1) reactor core consisting of either 14 x 14 standard fuel assemblies (SFA) or optimized fuel assemblies (OFA). Employed for the analysis are two different thermal design methods; traditional and statistical thermal design method. Compared to the traditional design thermal method, the statistical thermal design method improves the core thermal margin utilizing best-estimate values for the core operating parameters combining their uncertainties in a statistical manner. Calculations are performed using a steady state and transient thermal-hydraulic analysis computer program, COBRA-IV-i. Calculated results show that the statistical thermal design method significantly improves the thermal margin and satisfies the core thermal design base of the KNU-1 SFA and OFA core. However, the thermal design base can not be met, if the traditional thermal design method is employed for the OFA role analysis.

표준 핵연료집합체나 최적 핵연료집합체로 구성된 원자력 1호기 원자로심의 열적여유도를 기존 열설계 방법과 통계적 열설계 방법을 이용하여 분석하였다. 통계적 열설계 방법은 노심내 운전변수들의 불확실도를 통계적으로 처리함으로써 기존 방법에 비하여 열적여유도를 증가시킨다. 계산을 위하여 정상상태와 과도시 열수력분석 전산코드인 COBRA-IV-i를 사용하였다. 계산결과 통계적 설계방법은 열적여유도를 크게 증가시키며, 표준 핵 연료집 합체는 물론 최적 핵 연료집 합체가 장전된 원자력 1호기의 열설계기준을 만족시키는 것으로 밝혀졌다. 그러나 기존 열설계 방법은 원자력 1호기 노심에 최적 핵연료집합체가 장전된 경우 열설계기준을 만족시키지 못하는 것으로 밝혀졌다.