To describe power distribution and multiplication factor of a reactor core accurately, it is necessary to perform calculations based on neutron transport equation considering heterogeneous geometry and scattering angles. These calculations require very heavy calculations and were nearly impossible with computers of old days.
From the limitation of computing power, traditional approach of reactor core design consists of heterogeneous transport calculation in fuel assembly level and whole core diffusion nodal calculation with assembly homogenized properties, resulting from fuel assembly transport calculation. This approach may be effective in computation time, but it gives less accurate results for highly heterogeneous problems. As potential for whole core heterogeneous transport calculation became more feasible owing to rapid development of computing power during last several years, the interests in two and three dimensional whole core heterogeneous transport calculations by deterministic method are increased.
For two dimensional calculation, there were several successful approaches using even parity transport equation with triangular meshes, S_N method with refined rectangular meshes, the method of characteristics (MOC) with unstructured meshes, and so on. The work in this thesis originally started from the two dimensional whole core heterogeneous transport calculation by using MOC. After successful achievement in two dimensional calculation, there were efforts in three-dimensional whole-core heterogeneous transport calculation using MOC. Since direct extension to three dimensional calculation of MOC requires too much computing power, indirect approach to three dimensional calculation was considered.Thus, 2D/1D fusion method for three dimensional heterogeneous transport calculation was developed and successfully implemented in a computer code. The 2D/1D fusion method is synergistic combination of the MOC for radial 2-D calculation and S_N-like methods for axial 1-D calculation and these two calculations are combined using the results of each other.
In this thesis, MOC for two dimensional whole-core calculation will be described and the some results of calculation will be presented. Then, the description of the 2D/1D fusion method and the results of three dimensional calculation will be followed. The partial current-based coarse mesh finite difference (p-CMFD) acceleration method which was used in this work to reduce computation time will be also described. From the results of benchmark problem, the 2D/1D fusion method provides accurate results and good convergence. But in the large scale problem, it requires huge amount of computer memory and long computation time. To step closer to real reactor design application, it would be necessary to reduce the computer memory requirement and computing time further.
원자로노심내부의 출력분포및 증배계수를 정확히 묘사하기 위해서는, 비균질구조 및 산란각을 고려한 중성자 수송방정식에 입각한 전노심 계산이 필요하다. 여기에는 엄청난 양의 계산량이 요구되어 과거의 컴퓨터에서는 거의 불가능하게 여겨졌다.
컴퓨터의 계산처리야의 한계로 인해 과거의 노심설계방법은 집합체 단위의 비균질 수송계산과 이를 통해 얻어진 집합체별로 균질화된 군정수를 사용한 전노심 노달확산계산으로 이루어졌다. 이런 접근방법은 계산시간에 있어서는 분명히 효과적이나, 매우 심한 비균질문제를 다룰 때 계산결과가 부정확해질수가 있다. 최근 몇 년동안의 빠른 컴퓨터의 발전에 힘입어, 결정론적 방법에 기반한 2차원 및 3차원의 전노심 비균질 수송계산에 대한 관심이 높아졌다.
2차원 계산에 있어서는 임의의 삼각형모양의 격자를 처리할수 있는 even parity 수송방법, 사각형모양의 격자를 처리할수 있는 각분할방법, 임의의 모양의 격자를 처리할수 있는 충돌확률법과 characteristic 방법등을 이용한 시도가 있었고, 성공적인 결과를 얻을수 있었다. 본 연구도 characteristic 방법(MOC)을 이용하여 2차원 전노심 비균질 수송계산을 수행하는것에서 시작되었다. 2차원 계산에서 성공적이 결과를 얻었고, MOC의 3차원 확장에 대한 연구가 있었다. 그러나 직접적인 3차원 확장은 계산량이 매우 많이 증가하므로, 다른 간접적인 방법을 고려하였다. 그 결과 2차원/1차원 퓨전방법이 개발되었고, 전산코드에 적용되었다. 이 2차원/1차원 퓨전방법은 횡방향 2차원계산을 위한 MOC와 축방향 1차원계산을 위한 각분할방법의 상호결합된 방법이다. 각각의 계산은 차례로 수행되며 계산을 위해 다른 쪽의 계산결과가 필요하다.
OECD에서 발표한 3차원 벤치마크문제에 적용한 결과 증배계수에서는 0.02%정도의 오차를 보여주었으며, 출력분포에 있어 최대오차가 1.5%정도로 매우 정확한 결과를제공하는것을 확인하였다. 또한 모든 테스트에서 수렴성에 문제를 보이지 않아 수렴성 또한 좋은 것으로 판단된다. 그러나 계산에 사용된 벤치마크 문제정도의 큰 문제를 푸는데는 많은 계산량과 계산시간이 요구되어 실제 노심설계에 사용되기 위해서는 합리적인 근사를 통한 계산량의 감축 및 뛰어난 가속방법등을 이용한 계산시간 감축이 필요할 것으로 보인다.
