A comparison between depletion calculations of a fuel assembly design by stochastic codes and deterministic codes is presented in this thesis. The calculations are based on a graphite-filled MOX fuel assembly design. The infinite multiplication factors and isotope inventory changes as the function of burnup obtained by MONTEBURNS, SCALE5.1 module TRITON/KENO V.a - stochastic method and SCALE5.1 module TRITON/NEWT - deterministic method are compared with those obtained by the HELIOS code. The calculation using MONTEBURNS is carried out with continuous energy cross section library based on ENDF/B VI, while SCALE5.1 module TRITON uses 238-group ENDF/B VI cross section library, whereas HELIOS uses 89-group ENDF/B V cross section library. The MONTEBURNS results show that the average absolute difference as the function of burnup is less than 0.26% in the eigenvalue with respect to SCALE5.1 module TRITON/KENO V.a and less than 0.32% in the eigenvalue with respect to SCALE5.1 module TRITON/NEWT. The uranium and plutonium depletion rates calculated by MONTEBURNS and SCALE module TRITON/KENO V.a and SCALE module TRITON/NEWT have quite good agreement. However, the absolute difference in the initial multiplication factor between MONTEBURNS results and HELIOS results is quite large, around 1.45% and the isotope inventory changes showed quite differently at the later burnup steps. The cross section library difference (continuous and multi-group energy cross section) and the different decay chains are found to be the reasons which cause that discrepancy between stochastic and deterministic methods.
Additionally, the Monte Carlo depletion calculation with leakage corrected critical spectrum was performed and its results are compared with those of deterministic depletion calculation with critical buckling search. Although critical spectra are obtained using two different methods, the isotope inventory changes from MONTEBURNS leakage correction calculation and SCALE module TRITON/NEWT critical buckling search have small discrepancy.
이 논문에서는 확률론적 방법과 결정론적 방법을 이용하여 연소도 계산을 수행하였고, 그 결과를 비교해 보았다. 연소도 계산은 흑연이 삽입된MOX 핵연료 집합체 모델에 대하여 수행되었다. 유효 전출력운전일 에 따른 무한유효증배율 (infinite multiplication factor) 값과 동위원소 변화량 (isotope inventory change) MONTEBURN 코드와 SCALE 5.1 의 모듈인 TRITON/KENO V.a - 확률론적 방법와SCALE 5.1 의 모듈인 TRITON/NEWT - 결정론적 방법 를 이용하여 계산하고 그것을 HELIOS 코드의 계산 결과와 비교하였다. 이를 위해 MONTEBURNS 코드를 이용한 계산에서는 연속된 에너지 의존적인 ENDF VI 의 핵반응단면적 데이터를 사용했고, SCALE 5.1 모듈 TRITON은 238개의 에너지군 ENDF VI 데이터를, HELIOS 코드는 89개의 에너지군 ENDF V 데이터를 사용했다.
MONTEBURNS 코드의 계산 결과는 SCALE5.1 모듈 TRITON의 계산 결과와 비교했을 때, 유효전출력운전일에 대한 고유치 차이의 절대값이 SCALE5.1 모듈 TRITON/KENO V.a 와는 약 0.26% 이내였고, SCALE5.1 모듈 TRITON/NEWT와 비교했을 때는 0.32% 이내인 것으로 나타났다. 우라늄과 플루토늄의 연소도 계산에서도 MONTEBURNS 코드와 SCALE5.1 코드에서 얻어진 결과가 거의 일치되는 모습을 보였다. 그러나 MONTEBURSNS와 HELIOS의 계산결과를 비교했을 때는 초기 유효증배계수 차이의 절대치가 약 1.5% 정도로 상당한 차이를 보였으며, 높은 연소도 값에서 동위원소의 변화량도 서로 다르게 나타났다.
또한 leakage correction을 통해 얻어낸 임계상태의 중성자 스펙트럼을 적용된 몬테칼로 코드를 이용, 연소도 계산을 실행하였다. 그리고 그 결과를 critical buckling을 적용한 결정론적 방법을 통해 얻어낸 계산 결과와 비교하였다. 연소도에 따른 동위원소의 변화량을 비교했을 때, MONTEBURNS (leakage corrected)코드와 SCALE 모듈 TRITON/NEWT (critical buckling search) 의 계산 결과 차이가 leakage correction을 하지 않았을 때보다 더 줄어드는 것으로 나타났다. 따라서 몬테칼로 방법을 기반으로 하는 코드에 leakage correction을 통한 임계 중성자 스펙트럼 적용이 가능함을 보였다.