MCNP 코드 시스템을 이용한 중수로 노심 기포반응도 특성 불확실성 평가에 관한 연구

Abstract

현재 우리나라에서 가동 중인 20기의 원자력 발전소 중 CANDU-6(CANadian Deuterium natural Uranium-6)형 원자로인 월성 1호기는 1983년에 가동 되어 설계수명을 6년 앞두고 있다. 따라서 월성 1호기의 설계수명 이후에도 수명 연장기간동안 안전운전의 타당성을 얻기 위해서는 신뢰성 있는 안전해석의 필요성이 요구된다. 특히, 월성 원전의 노심설계 및 안전성분석은 캐나다 AECL이 개발한 POWDERPUFS-V 및 RFSP를 이용한 노물리 시뮬레이션을 기초로 해석한 것인데, 1990년대에 들어서면서 연소를 거친 핵연료에 대한 POWDERPUFS-V 예측의 신뢰성에 대한 의문이 제기되어 왔다. CANDU-6형 원자로의 기포반응도는 그 값이 양의 값을 갖기 때문에 주된 안전성 쟁점 사안으로 끊임없이 논의 되어왔다. LOCA 발생 시 조기에 운전을 중단하지 못할 경우 급격한 출력 폭주로 이어져서 사건의 결말이 중대 사고로 전환될 위험이 크기 때문이다. 따라서 본 연구는 최신 핵자료 데이터 ENDF/B-VII.0과 MCNP 코드를 이용하여 중수로 노심의 기포반응도 특성에 관한 연구를 통해 기포반응도가 가진 불확실성에 대해 평가해 보고자 하였다. MCNP 코드는 입자의 위치와 에너지에 따른 확률에 따라 반응을 일으키기 때문에 복잡한 3차원 기하 구조와 같이 수송방정식의 해를 구하기 어려운 시스템의 분석에 용이하고 실제 핵연료다발을 시뮬레이션 모델로 구성할 수 있어서 격자구조의 단순화로 발생하는 모델링 에러를 줄일 수 있고, ENDF/B-VII.0 데이터는 미국 BNL에서 제공하는 최신 핵자료이다. MCNP 코드를 이용하여 기포반응도 특성을 평가하기 위해 시뮬레이션 모델을 선정하였다. CANDU-6형 원자로의 Design Manual과 원자로의 냉각재 순환 특징을 참조하여 단일격자 모델, 2x2복수격자, 4x4복수격자 모델 중 2x2복수격자 모델을 시뮬레이션 모델로 선정하였다. 원자로의 운전 온도와 같은 환경을 제공하기 위하여 실제 운전 온도에 해당하는 핵종별 연속 에너지 반응 단면적 라이브러리를 구축하여 KAERI 핵자료연구실에서 제공받은 ENDF/B-VII.0 라이브러리와 비교하므로 신뢰성을 확인하였다. MCNP 코드로는 연소도 계산을 할 수 없으므로, WIMS-IAEA를 이용하여 평형연소도상태와 배출연소도상태에서 핵종 농도를 구하였다. 172군의 ENDF/B-VII.0 라이브러리를 이용하는 WIMS-IAEA와 연속에너지 라이브러리를 사용하는 MCNP는 라이브러리의 스펙트럼구조와 중성자수송 이론에서 오는 차이로 인한 결과 값의 차이를 보일 것으로 예상하였다. 기포반응도 계산 결과 두 코드의 무한증배계수의 값은 차이를 보이나, 기포율에 따른 반응도의 변화는 그 기울기가 일치하는 것을 확인하였다. 핵연료의 온도 변화, 냉각재의 순도 변화, 감속재의 순도 변화, 감속재 붕소 농도의 변화 등 주요 설계변수의 변화에 따른 반응도의 변화와 D/M을 비교하여 시뮬레이션 모델이 CANDU-6형 원자로의 노물리 특성을 잘 모사하고 있는지 확인하므로 기포반응도 평가를 위한 시뮬레이션의 신뢰성을 확인하였다. CANDU-6형 원자로 표준노심격자의 기포율에 따른 각각의 기포반응도를 구하고 지금까지 공개된 선행연구와 본 연구의 계산 값을 비교한 결과 50% 기포율의 경우 기포반응도가 초기 노심에서는 월성 1호기의 설계 값 6.8mk를 제외하면 대부분 7.84에서 8.9mk 사이의 값을 가지고 있고, 평형 노심의 경우 7.09에서 7.63mk 사이의 기포반응도 값을 보이지만 월성 1호기 설계 값은 4.7mk로 크게 낮은 값을 보였다. 100%의 기포율의 경우, 초기 노심에서는 기포반응도가 15.91에서 17.43mk 사이의 값을 가지나 18.34, 18.82 그리고 월성 1호기의 15.66mk로 그 값이 다른 값들의 범위 밖의 값을 보이고, 평형 노심의 경우 대부분의 기포반응도 값이 13.89와 15.0mk 사이의 값을 가지나 월성 1호기 값은 여전히 10.52mk로 낮은 값을 보이고 있었다. CANDU-6형 원자로의 핵연료가 갖는 기포반응도 특성을 분석한 결과 월성 1호기의 Design Manual에 나타난 기포반응도는 실제 값보다 약 27∼34% 낮게 평가되고 있다. 이는 월성 1호기에서 LOCA가 발생한다고 가정할 경우, 사고 해석에 반영된 보수성을 확보하기 위해서는 비상노심냉각계통(ECC)과 운전 정지계통의 수행능력이 현재보다 더 신속하게 이루어져야 할 것으로 예상된다. 앞서 시뮬레이션 하였던 주요 설계변수가 기포반응도에 미치는 불확실성을 확인한 결과 감속재의 순도에 따른 기포반응도의 변화가 기포반응도 변화에 제일 큰 영향을 미치는 것을 확인하였다. 본 연구가 설계수명 이후의 계속 운전의 타당성을 얻기 위한 정확한 안전해석을 수행하는데 기여하기를 기대한다.