In the current practice of reactor design analysis, whole-core diffusion nodal method is used in which nodal parameters are provided by single-assembly lattice physics calculation with net current zero boundary condition. Thus, the inter-assembly transport effect is not incorporated. In this thesis, the overlapping local/global (OLG) iteration framework is described that removes the limitation of the current method. It consists of two-level iterative computations: half-node overlapping local problems embedded in a global problem. The local problem can employ fine-group transport methods, while the global problem is an equivalent coarse-group transport model based on partial current-based coarse-mesh finite difference (p-CMFD) methodology. The method is tested on several highly heterogeneous multi-slab problems and 2-D heterogeneous problem with encouraging results.
현재 노심설계 및 해석에 사용되고 있는 방법은 핵연료집합체 단위를 수치 계산을 통해 균질화 한 후, 노달 확산방법론을 사용하는 것이다. 이 때 각각의 핵연료집합체 단위에 사용하는 수송계산은 핵연료집합체간 접촉면에서의 중성자류가 zero인 경계조건을 사용한다. 이로 인해 노달 확산방법에 의한 해는 핵연료집합체간의 중성자 수송효과를 고려하지 못하게 되고 결과적으로 정확한 해가 되지 못한다. 이 논문에서는 기존 방법론의 이러한 약점을 해결하기 위해서 overlapping local/global (OLG) iteration 방법론을 제시하였다. 이 방법론은 두 단계의 계산이 반복적으로 수행되는데 하나는 half-assembly overlapping 이 적용된 범위에서의 국소 계산이고 다른 하나는 전노심 계산이다. 국소계산에서는 기존의 계산범위인 단일 핵연료집합체 단위에 주의 핵연료집합체의 일부를 포함시켜서 계산범위를 확장, 보다 정확한 수송계산 해를 얻을 수 있도록 하였고 전노심 계산에는 정확한 전노심 수송 해를 구하기 위해서 p-CMFD 방법론을 기반으로 하여 일반적인 등가원리 (Generalized Equivalence Theory)를 만족하는 방법을 적용하였다.
OLG iteration을 다양한 문제에 테스트 한 결과 1차원과 2차원 문제, 단일 에너지군 문제와 150 에너지군 문제 등 다양한 경우에 대해서 잘 적용됨을 알 수 있었다. 또한 OLG iteration이 적은 반복수행으로도 다군 중성자 수송방정식을 전노심에 적용한 해에 접근해감을 알 수 있었으며 이는 기존 방법론이 가지고 있는 해와 비교해서 매우 정확하다는 것을 확인하였다.
이 논문에서 제안된 OLG iteration에서 국소계산에 주로 사용되는 다군 근사 결정론적 방법을 확률론적 방법인 Monte Carlo로 바꾸게 된다면 보다 정확한 수송방정식 해를 얻을 수 있을 것으로 기대되며, 최적화 과정, p-CMFD의 수렴해석 등의 연구가 더 필요하다.
