Verification of the Radiation Shielding Analysis of Shipping Cask Using Deterministric and Probabilistic Methods = 결정론적인 방법과 확률론적인 방법을 이용한 수송용기 방사선차폐해석의 비교 및 검증

국문 초록 (Abstract)

본 연구에서는 사용후 핵연료의 안전수송을 위한 수송용기의 설계/해석 항목중 용기 내부에 장전한 핵연료에서 방출되는 중성자의 방사선량률을 효과적으로 평가하는 방법을 구축하기 위하여 수송용기의 방사선차폐해석을 기존의 해석 수행방법인 결정론적인 바법으로 수행하고 확률적인 방법으로 그 결과를 검중하였다. 결정론저 방법을 이용한 해석코드로 Discrete Ordinate방법의 DOT4.2 코드를 사용하였으며, 이에 대한 비교와 검증을 위한 확률론적 방법의 차폐해석코드로는 Monte Carlo 해법의 해석코드인 MCNNP4A을 이용하였다. 동일한 대상물에 대한 방사선량율에 대한 평가를 두 방법으로 수행한 결과 두 방법으로부터의 해석결과는 큰 차이를 보이지 않았다. 이 결과비교를 통하여 사용후 핵연료 수송용기에 대한 방사선량을 평가가 올바르게 수행된 것을 확인할수 있었고 또한 설게 및 해석에관한 품질보증상항이 규정된 10CFR71 appendixH의 설계해석 및 전산코드 검증에 대한 요구조건을 만족시킬수 있었다.

다국어 초록 (Multilingual Abstract)

In this study, to set-up the calculation method of radiationshielding of the KSC-4 shipping cask whcih is being used for spent fuel transportation, the pre-existing two calculation methods, deterministic and probabilistic methods were tested.
For the first, the DOT4.2 computer code aqdopting the determinisstic theory was applied for the calculation of effective neutron shielding under assumption of continuous wall thickness of the cask. To verify the first results the probabilistic theory was used as an alternate dcalculation. In this case MCNP4A computer code adopting the probabilitic theory was used. And same approximation was obtained from the two different shielding calculations.
From the results, it could be confirmed that the design and calculation method used for the radiation shielding of the KSC-4 was sdequate and sufficiently safe to meet the design and QA requirements of 10CFR71 Appendix H.