In this research, a study on the depletion analysis in the Monte Carlo neutron transport analysis code iMC was conducted. The iMC code is continuous energy Monte Carlo code developed in the KAIST. Monte Carlo-based depletion approach is considered as a best option for depletion analysis, since the method provides the solution with greater accuracy and precision compared to other depletion methodologies. Conventional Monte Carlo codes therefore developed and validated their own depletion module. Likewise, this study is conducted to implement the Monte Carlo-based depletion capability to the iMC code. In addition, efforts have also been made to optimize the additional computational requirements in the Monte Carlo transport which are originated from the depletion calculations. The depletion module of the iMC code was intended to validate by calculating various benchmark or model problems from the simplest single fuel pin problem to a standard depletion benchmark fuel assembly problem VERA. The validation was attempted by comparing the solutions from the iMC code with the Serpent, which contains the pre-validated depletion module. From this research, the accuracy and the efficiency of the depletion module of the iMC were studied. Also, the study can serve as a foundation for presenting and researching various application plans based on the depletion module.
본 논문에서는 한국과학기술원에서 개발된 몬테카를로 노심 분석 코드 iMC에서의 연소 방법론에 대한 연구를 진행하였다. 몬테카를로 기반 연소 방법론은 타 연소 방법론에 비해 높은 정확도와 정밀도를 가진 결과를 도출할 수 있어 노심 연소 계산에 있어서 필수적이다. 현재 상용화된 몬테카를로 계산 코드들은 익히 연소 계산 기능을 성공적으로 이식 및 검증한 바 있다. 이에 본 연구에서는 연소 계산 모듈의 이식 및 검증이 필수적임을 인지하고, iMC 코드의 연소 모듈 개발을 진행하였다. 또한, 연소 계산을 위해 추가적으로 발생하는 계산 요구량을 최적화하기 위해, 원인을 규명하고 이에 대한 해결책을 찾고자 하였다. 개발된 iMC 코드의 연소 모듈은 단순한 단일 연료봉 문제에서부터 표준적인 연소 계산 검증을 위해 통용되는 집합체 모델인 VERA까지 다양한 문제의 계산 및 기검증된 코드 서펀트와의 비교를 통해 코드의 정확성을 검증하고자 하였다. 본 연구를 통해 몬테카를로 기반 연소 계산의 정확도 및 최적화를 달성할 수 있었으며, 이는 다양한 연소 계산 활용 방안을 제시 및 연구하는 데에 있어 밑거름이 될 것으로 기대된다.
