• Nuclear Engineering and Technology
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• 제48권2호
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• pp.351-359
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• 2016

The Korean Prototype Gen-IV sodium-cooled fast reactor (PGSFR) is supposed to be loaded with a relatively-costly low-enriched U fuel, while its envisaged transuranic fuels are not available for transmutation. In this work, the U-enrichment reduction by improving the neutron economy is pursued to save the fuel cost. To improve the neutron economy of the core, a new reflector material, PbO, has been introduced to replace the conventional HT9 reflector in the current PGSFR core. Two types of PbO reflectors are considered: one is the conventional pin-type and the other one is an inverted configuration. The inverted PbO reflector design is intended to maximize the PbO volume fraction in the reflector assembly. In addition, the core radial configuration is also modified to maximize the performance of the PbO reflector. For the baseline PGSFR core with several reflector options, the U enrichment requirement has been analyzed and the fuel depletion analysis is performed to derive the equilibrium cycle parameters. The linear reactivity model is used to determine the equilibrium cycle performances of the core. Impacts of the new PbO reflectors are characterized in terms of the cycle length, neutron leakage, radial power distribution, and operational fuel cost.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제20권1호
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• pp.19-26
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• 1988

저누출 장전 모형은 새 연료를 안에서부터 넣는 in-out 형태를 취하여 격납 용기의 fluence를 줄이고 중성자 경제성을 높이고자 하는 것으로, 이 경우에는 노심내의 전체적인 중성자 경제성은 좋아지지만 노심 중앙부에서의 새연료의 과다 반응도 때문에 안전성 여유를 줄이게 되므로 많은 수의 가연성 독붕봉을 사용하여 첨두 인자를 조절해야만 한다. 본 논문에서는 가연성 독붕봉 연소에 따른 출력 변화를 섭동으로 취급하며, 이를 출력감도 계수(Power Sensitivity Coefficient)로 표시한다. 최적화된 가연성 독붕봉의 분포를 구하기 인하여 알고 있는 주기말상태로부터, 노심 내의 출력과 과다 반응도를 제어하면서 주기초로 추적해 나가는 역연소법(Reverse Depletion Method)의 도입에 대한 타당성을 출력 민감도 계수개념과 선형 계획법을 이용하여 원자력 7호기 제1주기에 응용하여 검증했으며, 가연성 독붕봉의 추정량과 실제량과의 차이는 최대 4.5%의 오차를 보였다.

• 에너지공학
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• 제23권4호
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• pp.256-262
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• 2014

국내 원자력발전소의 주기길이는 전력회사의 전력수급계획에 따라 결정된다. 주기길이는 노심에 장전할 신연료 다발수와 핵연료 농축도를 조정하여 결정할 수 있다. 전력회사에서는 특정 주기길이를 만족시키기 위한 방법으로 신연료 다발수를 정한 후 핵연료 농축도를 결정하는 방법을 적용하고 있다. 그러나 이 방법의 경우 같은 주기길이를 갖는 다른 신연료 다발수와 핵연료 농축도의 조합들 보다 핵연료 주기비 측면에서 가장 경제적인지 판단할 수가 없다. 따라서 본 분석에서는 상용 노심설계 코드인 CASMO/MASTER 코드를 사용하여 OPR1000(Optimized Power Reactor 1000) 발전소를 대상으로 신연료 다발수와 핵연료 농축도 조합에 대한 노심 연소계산을 수행하여 동일한 주기길이를 갖는 최적의 신연료 다발수와 핵연료 농축도 조합은 무엇인지 분석하였다. 천이노심계산에서 발생할 수 있는 불확실도를 최소화하기 위해 노심 특성인자들이 변하지 않는 평형노심(equilibrium cycle)까지 계산을 수행하여 이때의 계산결과를 핵연료 주기비 계산에 사용하였다. 또한 평준화 핵연료 주기비(levelized fuel cycle cost) 계산에 있어 중요한 인자인 할인율(discount rate)에 대해서 국내뿐만 아니라 다른 나라의 실정에도 적용 가능하도록 민감도 분석을 수행하였다. 평준화 핵연료 주기비(levelized fuel cycle cost) 평가 결과 할인율(discount rate)이 낮은 경우 신연료 다발수는 줄이고 대신 핵연료 농축도를 높이는 조합을 통해 특정 주기길이를 만족시키는 방법이 경제적인 것으로 나타났다. 반면 할인율(discount rate)이 높은 경우는 핵연료 농축도는 낮추고 신연료 다발수를 늘리는 조합을 통해 특정 주기길이를 만족시키는 방법이 경제적인 것으로 나타났다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제54권8호
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• pp.3095-3105
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• 2022

Solid Microencapsulated Fuel (SMF) is a type of solid fuel rod design that disperses TRISO coated fuel particles directly into a kind of matrix. SMF is expected to provide improved performance because of the elimination of cladding tube and associated failure mechanisms. This study focused on the neutronics and some of the fuel cycle characteristics of SMF by using OpenMC. Two kinds of SMFs have been designed and evaluated - fuel particles dispersed into a silicon carbide matrix and fuel particles dispersed into a zirconium matrix. A 7×7 fuel assembly with increased rod diameter transformed from the standard NHR200-II 9×9 array was also introduced to increase the heavy metal inventory. A preliminary study of two kinds of burnable poisons (Erbia & Gadolinia) in two forms (BISO and QUADRISO particles) was also included. This study found that SMF requires about 12% enriched UN TRISO particles to match the cycle length of standard fuel when loaded in NHR200-II, which is about 7% for SMF with increased rod diameter. Feedback coefficients are less negative through the life of SMF than the reference. And it is estimated that the average center temperature of fuel kernel at fuel rod centerline is about 60 K below that of reference in this paper.

• Journal of Radiation Protection and Research
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• 제39권4호
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• pp.176-181
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• 2014

The object of this paper is to evaluate the fission product inventories and radiological doses in a non-LOCA event, based on the U.S. NRC's regulatory methodologies recommended by the TID-14844 and the RG 1.195. For choosing a non-LOCA event, one fuel assembly was assumed to be melted by a channel blockage accident. The Hanul nuclear power reactor unit 6 and the CE $16{\times}16$ fuel assembly were selected as the computational models. The burnup cross section library for depletion calculations was produced using the TRITON module in the SCALE6.1 computer code system. Based on the recently licensed values for fuel enrichment and burnup, the source term calculation was performed using the ORIGEN-ARP module. The fission product inventories released into the environment were obtained with the assumptions of the TID-14844 and the RG 1.195. With two kinds of source terms, the radiological doses of public in normal environment reflecting realistic circumstances were evaluated by applying the average condition of meteorology, inhalation rate, and shielding factor. The statistical analysis was first carried out using consecutive three year-meteorological data measured at the Hanul site. The annual-averaged atmospheric dispersion factors were evaluated at the shortest representative distance of 1,000 m, where the residents are actually able to live from the reactor core, according to the methodology recommended by the RG 1.111. The Korean characteristic-inhalation rate and shielding factor of a building were considered for a series of dose calculations.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제26권3호
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• pp.337-344
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• 1994

가압경수형 원자로의 노심장전모형 선정시 제약이 되는 집합체첨두 $F_{{\Delta}H}$$^{N}$ 을 감소시키기 위하여 다중농축도 개념을 적용하여 핵연료봉의 집합체내 출력분포를 평탄화함으로써 첨두봉출력을 감소시키는 방안에 대하여 연구하였다. 다중농축도 핵연료집합체란 기존 집합체의 단일 농축도핵연료봉을 이중농축도 핵연료봉으로 대체한 집합체를 말한다. 농축도의 차이를 변화시켜가며 적절한 배치에 의하여 핵연료봉의 집합체내 배치모형을 최적화 하였고, 이러한 다중농축도 핵연료 집합체에서 첨두봉출력의 감소를 가장 크게하는 농축도의 차이는 약 0.3~0.4w/o 일때가 가장 적절한 것으로 밝혀졌다. 다중농축도 핵연료 집합체의 노심에서의 효과를 알아보기 위하여 고리 4호기를 대상으로 8주기에서 평형주기까지 계산을 수행하였으며 그 결과 약 1.5%의 $F_{{\Delta}H}$$^{N}$ 감소효과를 얻을 수 있었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제48권2호
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• pp.318-329
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• 2016

Reducing critical boron concentration in a commercial pressurized water reactor core offers many advantages in view of safety and economics. This paper presents a preliminary investigation of a reduced-boron pressurized water reactor core to achieve a clearly negative moderator temperature coefficient at hot zero power using the newly-proposed "Burnable absorber-Integrated Guide Thimble" (BigT) absorbers. The reference core is based on a commercial OPR1000 equilibrium configuration. The reduced-boron ORP1000 configuration was determined by simply replacing commercial gadolinia-based burnable absorbers with the optimized BigT-loaded design. The equilibrium cores in this study were directly searched via repetitive Monte Carlo depletion calculations until convergence. The results demonstrate that, with the same fuel management scheme as in the reference core, application of the BigT absorbers can effectively reduce the critical boron concentration at the beginning of cycle by about 65 ppm. More crucially, the analyses indicate promising potential of the reduced-boron OPR1000 core with the BigT absorbers, as its moderator temperature coefficient at the beginning of cycle is clearly more negative and all other vital neutronic parameters are within practical safety limits. All simulations were completed using the Monte Carlo Serpent code with the ENDF/B-VII.0 library.