기존 원자로가 지닌 문제점에 대한 해결방안으로써 토륨장전 원자로에 대한 관심이 증가하고 있다. 이와 같은 여건에 의해 토륨 원자로에 대한 광범위한 연구가 여러 국가들에 의해 진행되어지고 있다. 최근 Radkowsky에 의해 기존 가압경수로에 적용가능한 새로운 토륨 핵연료 주기 (Radkowsky Thorium Reactor)가 제안되어졌다. RTR의 기본 설계개념은 기존의 핵연료집합체를 토륨이 장전된 seed-blanket 구조를 갖는 새로운 핵연료집합체로 대체하는 것이다. Seed-Blanket ...
기존 원자로가 지닌 문제점에 대한 해결방안으로써 토륨장전 원자로에 대한 관심이 증가하고 있다. 이와 같은 여건에 의해 토륨 원자로에 대한 광범위한 연구가 여러 국가들에 의해 진행되어지고 있다. 최근 Radkowsky에 의해 기존 가압경수로에 적용가능한 새로운 토륨 핵연료 주기 (Radkowsky Thorium Reactor)가 제안되어졌다. RTR의 기본 설계개념은 기존의 핵연료집합체를 토륨이 장전된 seed-blanket 구조를 갖는 새로운 핵연료집합체로 대체하는 것이다. Seed-Blanket Unit (SBU)라 불리우는 핵연료집합체의 사용을 제외한다면, RTR은 기존 원자로와 거의 동일한 구조를 갖는다. 비교적 간단한 변형을 통해 RTR은 기존의 가압경수로에 적용되어질 수 있다. 본 논문에서는 RTR의 설계개념에 의해 토륨장전 원자로를 설계하였으며, 원자로의 전반적인 성능분석을 실시하였다. 분석을 위하여 핵연료집합체 계산용 전산코드인 HELIOS와 중성자 확산방정식 계산용 전산코드인 AFEN이 사용되었다. 또한 원자로의 연소계산을 위하여 두 코드의 연계가 이루어졌다. 토륨장전 원자로의 성능을 기존 원자로와 비교하기 위하여 ABB/CE형 SYSTEM 80$^+$ 원자로를 재구성하여 계산을 o}置璿臼눼?.
기존 원자로가 지닌 문제점에 대한 해결방안으로써 토륨장전 원자로에 대한 관심이 증가하고 있다. 이와 같은 여건에 의해 토륨 원자로에 대한 광범위한 연구가 여러 국가들에 의해 진행되어지고 있다. 최근 Radkowsky에 의해 기존 가압경수로에 적용가능한 새로운 토륨 핵연료 주기 (Radkowsky Thorium Reactor)가 제안되어졌다. RTR의 기본 설계개념은 기존의 핵연료집합체를 토륨이 장전된 seed-blanket 구조를 갖는 새로운 핵연료집합체로 대체하는 것이다. Seed-Blanket Unit (SBU)라 불리우는 핵연료집합체의 사용을 제외한다면, RTR은 기존 원자로와 거의 동일한 구조를 갖는다. 비교적 간단한 변형을 통해 RTR은 기존의 가압경수로에 적용되어질 수 있다. 본 논문에서는 RTR의 설계개념에 의해 토륨장전 원자로를 설계하였으며, 원자로의 전반적인 성능분석을 실시하였다. 분석을 위하여 핵연료집합체 계산용 전산코드인 HELIOS와 중성자 확산방정식 계산용 전산코드인 AFEN이 사용되었다. 또한 원자로의 연소계산을 위하여 두 코드의 연계가 이루어졌다. 토륨장전 원자로의 성능을 기존 원자로와 비교하기 위하여 ABB/CE형 SYSTEM 80$^+$ 원자로를 재구성하여 계산을 o}置璿臼눼?.
Recently, thorium fuel cycle is receiving increasing attention as one of possible ways to solve the problems of existing reactor design. In particular, a competitive thorium fuel cycle for pressurized water reactors of current technology, Radkowsky Thorium Reactor (RTR), was suggested by Radkowsky, ...
Recently, thorium fuel cycle is receiving increasing attention as one of possible ways to solve the problems of existing reactor design. In particular, a competitive thorium fuel cycle for pressurized water reactors of current technology, Radkowsky Thorium Reactor (RTR), was suggested by Radkowsky, et al. Main design concept of RTR is to replace the fuel assemblies of existing reactors with new thorium fueled assemblies with seed-blanket configuration. Except for the use of Seed-Blanket Units (SBUs), RTR has almost the same hardware componens with existing PWR technology. With minor modification, RTR concepts may be adopted to PWR. In this thesis, we designed a thorium fueled reactor according to the design features of RTR and carried out the assessment of its overall performance. For numerical estimation, we used the cell code system HELIOS and the 2-group diffusion nodal code system AFEN. The link of these two code systems was done for depletion calculation. To compare its performance with existing PWRs, the ABB/CE type SYSTEM 80^(+) core was also modeled and calculated. From the preliminary results of performance analysis of an RTR-type thorium reactor, and comparison with the ABB/CE type reactor, we could ascertain some advantages and problems. Although some technical problems still remain, i.e., the need of extensive use of burnable absorbers and other thermo-mechanical problems, we conclude that RTR-type thorium reactor may is one of the effective ways to solve the two main problems of existing nuclear technology, i.e., possible diversion of the spent fuel for weapons and the storage and disposal of the spent fuel (discharged fuel is less in amount and poor in fissile plutonium quality). From RTR-type thorium fuel cycle, we can also achieve economical benefits because it requires much less uranium and thorium than existing PWR to produce the same amount of energy.
Recently, thorium fuel cycle is receiving increasing attention as one of possible ways to solve the problems of existing reactor design. In particular, a competitive thorium fuel cycle for pressurized water reactors of current technology, Radkowsky Thorium Reactor (RTR), was suggested by Radkowsky, et al. Main design concept of RTR is to replace the fuel assemblies of existing reactors with new thorium fueled assemblies with seed-blanket configuration. Except for the use of Seed-Blanket Units (SBUs), RTR has almost the same hardware componens with existing PWR technology. With minor modification, RTR concepts may be adopted to PWR. In this thesis, we designed a thorium fueled reactor according to the design features of RTR and carried out the assessment of its overall performance. For numerical estimation, we used the cell code system HELIOS and the 2-group diffusion nodal code system AFEN. The link of these two code systems was done for depletion calculation. To compare its performance with existing PWRs, the ABB/CE type SYSTEM 80^(+) core was also modeled and calculated. From the preliminary results of performance analysis of an RTR-type thorium reactor, and comparison with the ABB/CE type reactor, we could ascertain some advantages and problems. Although some technical problems still remain, i.e., the need of extensive use of burnable absorbers and other thermo-mechanical problems, we conclude that RTR-type thorium reactor may is one of the effective ways to solve the two main problems of existing nuclear technology, i.e., possible diversion of the spent fuel for weapons and the storage and disposal of the spent fuel (discharged fuel is less in amount and poor in fissile plutonium quality). From RTR-type thorium fuel cycle, we can also achieve economical benefits because it requires much less uranium and thorium than existing PWR to produce the same amount of energy.
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