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ENDF/B-VII기반 MCNP-4C를 이용한 CANDU-6 기포반응도 불확실성 평가(I)
홍성택(S. T. Hong),권태안(T. A. Kwon),이영준(Y. J. Lee),오세기(S. K. Oh),이상규(S. K. Lee),김만웅(M. W. Kim) 한국에너지학회 2008 한국에너지공학회 학술발표회 Vol.2008 No.-
기포반응도는 월성발전소를 비롯한 CANDU형 원자로의 주된 안전성 쟁점사안으로 끊임없이 논의되어 왔다. 이는 설계기준사고가 노심에서 열에너지 불균형이 원인이 되어 기준이상의 핵연료 파손과 방사성물질 누출로 발전할 위험이 있는 사건들로 정의될 때, 사건 진행과정에 기포반응도 증가는 조기에 운전중단을 실패할 경우 출력폭주로 이어지므로 사건의 결말이 중대사고로 전환될 위험이 크기 때문이다. 본 연구는 공개된 최신 핵자료인 ENDF/B-VII.0를 NJOY.99로 처리한 연속에너지 반응단면적 라이브러리를 구축하고 MCNP-4C에 접속하여 37봉 천연우라늄 핵연료다발의 표준노심격자에 대한 기포반응도를 시뮬레이션하여, 지금까지 각종문헌에 제시된 값들과 비교, 종합하므로 내제된 불확실성을 추정하는 내용이다. ENDF/B-VII.0 기반 MCNP-4C의 CANDU 노심격자 모델은 동일한 핵자료와 핵종농도를 사용한 WIMS-IAEA 모델과 비교할 때, 초기 노심의 임계도 오차 약 3.51mk가 연소 진행에 따라 7.5x10<SUP>-4</SUP>mk/MWD/teU의 비율로 감소하는 것으로 나타났다. 또한 MCNP-4C 예측 기포반응도는 초기노심에서 기포율 50% 및 100%에 대해 각각 8.38 및 15.96mk, 평형노심에서 7.68 및 14.72mk로 계산된다. 이는 월성 2,3,4 FSAR의 초기노심 및 평형노심에서 100% 기포상태에 대한 값, 약15.0 및 10.6mk와 비교할 때, 초기노심은 약 1.0mk 평형노심은 약4,1mk 보수적이지만, 다른 연구결과들과는 최대오차 ±1∼2mk 이내에서 잘 일치하는 것으로 평가되었다. 본 연구는 CANDU 노심의 기포반응도 불확실성 요인의 규명 및 영향평가를 위한 노력의 일부로서 앞으로 감속재의 붕산농도 변화, 감속재 및 냉각재의 중수 순도 변화, 기기노화에 의한 격자 구조 및 물성 변화, 중성자속 및 출력 분포 불균형, 반응도조절장치의 위치, 등 주요 설계변수의 변화에 대한 반응도영향 분석연구를 계속할 계획이다.
TWO-Point Reactor Kinetics for Large D$_2$O Reflected Systems
노태완,오세기,김성년,김동훈,Noh, T.W.,Oh, S.K.,Kim, S.Y.,Kim, D.H. Korean Nuclear Society 1987 Nuclear Engineering and Technology Vol.19 No.3
다량의 중수반사체를 가진 조밀한 노심에서는 핵분열시 발생하는r선과 중수소와의 (r,n) 반응에 의해 지발 광중성자가 다량 생성되므로 이러한 계통을 기술하기 위하여 광중성자와 그 모핵종의 공간적 분리에 역점을 두어 2-점노 운동방정식을 정립하였다. 여러 반응도를 주입하여 출력 천이를 모사계산하므로써 노심과 반사체사이의 관련 효과를 조사하였다. 이 모델에 의한 모사계산 결과와 공간 종속 운동방정식에 의한 계산결과를 비교하였다. 반사체 영역에서의 광중성자 효과가 포함되므로써, 이를 포함하지 않은 모델에 비해 출력 천이현상을 감소시켰다. 실제로 출력을 측정하는 계측기는 이러한 공간적 분리영 향을 제거하기 위하여 노심 내부에 위치하여야 한다. Two-point kinetic equations for a compact-core-with-bulky-D$_2$O-reflector system were developed. A unique feature of the system is that certain fission gammas create retarded photoneutrons in the D$_2$O reflector by (r, n) reaction. Coupling effect between the core and the reflector was investigated by simulating power transients with various ramp reactivity insertions. Special attention was paid to the phenomenon associated with spatial separation of photoneutrons and their precursors. Simulations show that accuracy of the two-point model is comparable with that of space-dependent approach. Also it is found that the explicily expressed photoneutron terms in the reflector equation slow down the power transient compared to non-photoneutron expressions. Detectors for reactor power control purpose prefer to be deployed in the core zone to be able to accurately perdict transient power.
Numerical Calculation of λ-Mode of the Diffusion Equation
노태완,오세기,김성년,김창효,Noh, T.W.,Oh, S.K.,Kim, S.Y.,Kim, C.H. Korean Nuclear Society 1987 Nuclear Engineering and Technology Vol.19 No.4
중성자 확산 방정식의λ -mode를 구하는 반복 계산법을 정립하였고, 이 방법을 이용한 2군, 3차원 전산 코드 MOGEN을 개발하였다. 2차원 직각형 균질 원자로에 대해 계산을 수행하여, 생산된 고유치와 고유함수가 해석해에 잘 일치함을 보여 코드의 정확도를 검증하였다. 실제 CANDU형 포준 원자로의 2차원 mode를 생산하였고, 이는 기존의 mode특성을 정확히 나타내었다. 마지막으로, λ-mode의 응용분야에 대하여 간략히 설명하였다. A successive iteration method to calculate the λ-modes of the diffusion equation was developed. The 2-group, 3-dimensional computer code MOGEN was developed to implement this method, The accuracy of the method was demonstrated using 2-dimensional bare homogeneous rectangular reactor. The numerical solution shows good agreement with the analytic solution in terms of eigenvalue and eigenfunction As for the standard CANDU-600 reactor, the 2-dimensional modes were generated and these represent the conventional mode characteristics well. Finally, application of theλ-mode in reactor engineering problems is described briefly.
벤치마크 모델 계산 결과와의 비교를 통한 AMBIKIN2D 검증
이영준(Y. J. Lee),오세기(S. K. Oh) 한국에너지학회 2008 한국에너지공학회 학술발표회 Vol.2008 No.-
코드 개발 후 필수적으로 수행해야하는 코드의 검증과정은 실험결과와 직접 비교하는 방식과 검증된 코드와 비교하는 간접 방식을 사용한다. 현재 아주대학교에서 개발 중인 AMBIDEXTER 원자력 시스템의 동특성 계산을 위해 개발된 AMBIKIN2D의 검증 작업 역시 선행 개발된 코드들의 결과와 MSRE 실험 결과와의 비교를 통해 수행되었다. 선정된 코드는 몬테카를로 방식을 사용하는 용융염 원자로를 위한 MCNP와 AMBIKIN2D와 같은 계산 방식을 사용하나 일차원 및 삼차원 계산을 수행하는 DYN1D-MSR, DYN3D-MSR로 핵연료와 노심 구조가 단순화된 모델에서의 핵연료 유속 및 재유입 시간에 따른 반응도 상실량과 MSRE 초기노심 및 펌프 coast down 계산을 통해 비교 연구를 수행하였다. 모든 계산 결과 비교를 위해 사용된 코드 및 MSRE 실험 결과와 일치된 결과가 AMBIKIN2D로부터 도출되었다. 또한 AMBIKIN2D의 지발중성자 모핵종 농도 계산에 의하면 반응도 상실은 장반감기를 가지는 지발중성자 모핵종 군의 핵연료 이동에 따른 노외 유출에 크게 영향을 받음을 알 수 있었다. 본 연구의 결과 AMBIKIN2D의 유동핵연료 시스템 계산에서의 신뢰성은 검증되었으며 공간에 따른 지발중성자 모핵종 농도 분포, 유속에 따른 물성 변화 계산 등이 가능하므로 용융염원자로 계산에 유익한 도움이 될 것으로 기대된다.