This thesis introduces two-step pin-resolved macro depletion analysis based on the burnup-dependent GPS (GET Plus SPH) methodology for PWR type reactor cores. In this study, the subject is largely divided into three parts for effectively achieving two-step pin-by-pin macroscopic depletion analysis. First, the Predictor-Corrector model applying the number density correction method in the transient analysis of xenon and samarium was implemented. Second, a burnup-dependent GPS neutron leakage correction method was established to achieve high-performance nodal diffusion depletion analysis. Finally, the developed methodology was proved by solving various benchmark problems. In the transient analysis of xenon and samarium, the fission yield of Xe-135 was corrected based on the ratio of two-group neutron spectra (Spectral Index, SI) that changes with burnup, and macroscopic absorption cross-sections were modified by integrating nuclides that were excluded from evaluation in the Sm-149 decay chain. The neutron leakage effects were corrected using the burnup-dependent GPS method by generating the group-constant dependent SPH factors as a function of the current to flux ratio (CFR) and the spectral index (SI) along with burnup with a color-set model using fresh fuels and depleted fuels. The burnup-dependent GPS function methodology was optimized, then validated with benchmark problems for the UOX nuclear fuel loaded small reactor and its variable reactor models after its optimization process. For the two-step pin-wise macroscopic depletion analysis, the group constants for the lattice models were generated through the DeCART2D transportation calculation, and a series of nodal diffusion analysis were performed based on the NEM (Nodal Expansion Method) in-house code with HCMFD (Hybrid Coarse-Mesh Finite Difference) solver. The two-step pin-by-pin reactor core depletion calculation methodology based on the burnup-dependent GPS neutron leakage correction method is verified to achieve a significantly improved nodal equivalence in terms of the reactivity error and the power distribution.
본 학위논문은 2단계 봉단위 원자로심 거시연소 해석을 위한 연소종속 GPS(GET Plus SPH) 방법론을 정립하여 노심 해석 적용 타당성을 고찰한다. 본 연구에서 봉단위 거시연소 방법이 노달계산에서 효과적으로 수행되기 위한 방법으로 첫째, 제논 및 사마리움의 과도해석 수밀도 보정법을 적용한 Predictor-Corrector 모델을 구현하였고, 둘째, 연소종속 GPS 중성자 누설 보정법을 수립하여 고성능 노달 확산 연소해석을 실현하였으며, 끝으로 다양한 벤치마크 계산을 통하여 도입된 방법론을 입증하고 그 한계점을 고찰하였다. 과도해석 수밀도 보정에서는 연소에 따라 변화하는 2군 중성자 스펙트럼의 비(Spectral Index, SI)를 기반으로 Xe-135의 수율을 보정하였고, Sm-149 연소사슬 내 평가 제외 핵종들을 통합하여 수정된 거시흡수단면적을 적용하였다. 연소종속 GPS 방법으로 중성자 누설 현상을 보정하기 위하여 신연료와 연소연료를 이용한 컬러셋(color-set) 모델을 도입하였고, 이를 기반으로 연소에 따른 중성자류와 중성자속 비(Current to Flux Ratio, CFR)와 중성자 스펙트럼의 비(SI)를 매개변수화 하여 군정수 기반의 SPH 인자를 생성함으로써 연소종속 GPS를 함수화하였다. 최적화 과정을 거친 연소종속 GPS 함수 방법론에 대한 검증은 UOX 핵연료 장전 소형 원자로에 대한 벤치마크 문제로 입증하였다. 봉단위 2단계 거시연소 해석을 위해 DeCART2D 수송 계산을 통해 격자계산의 군정수를 산출하였으며, HCMFD (hybrid coarse-mesh finite difference) solver로 구현된 NEM(nodal expansion method) in-house 코드를 기반으로 노달 연소 해석을 수행하였다. 개발된 연소종속 GPS 중성자 누설 보정법에 기초한 2단계 봉단위 원자로심 연소계산 방법론은 반응도 오차와 출력분포 관점에서 현저하게 개선된 노달등가(nodal equivalence)를 실현할 수 있음을 확인하였다.
