KAFEPA: 월성로형 핵연료봉의 정상상태 성능분석용 전산코드

KAFEPA: A Computer Code for CANDU PHWR-Fuel Performance Analysis under Reactor Normal Operating Condition

월성로형 핵연료봉의 정상상태 노내거동 분석용 전산코드인 KAFEPA를 개발하였다. KAFEPA 전산코드는 같은 목적하에서 AECL에 의해 개발되었던 ELESIM 전산코드에 대응하지만, KAPEPA 전산코드는 ELESIM에 비해 보다 이론적이고 정확하게 예측하는 계산모형들, 즉, 핵분열기체방출 모형, 노내고밀화모형 및 중성자속 감소 계산모형들을 내포하고 있다. KAFEPA 전산코드는 핵분열생성물 기체 방출에 대한 22개 노내 실험자료에 그 예측치를 비교함으로써 검증되었다. KAFEPA 전산코드에 의한 예측치는 상기 실험자료와 잘 일치하였다.

A computer code, KAFEPA, for analysing in-reactor behavior of a PHWR-fuel rod under reactor normal operating condition was developed. This code, KAFEPA, corresponds to the ELESIM code that was developed for the same purpose by AECL. Even though the KAFEPA originated from the ELESIM, it contains more accurate and theoretical models in comparison with the ELESIM, such as fission gas release model, in-reactor densification model and a new database for neutron flux depression across the radial direction in a fuel pellet. The KAFEPA code was verified by comparing the predictions with 22 measurements of fission product gas release. The predictions of the KAFEPA was well agreed with the experimental data.