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Group constants, which are used for reactor analyses by nodal method, are generated by fuel assembly calculations based on the neutron transport theory, since one or a quarter of the fuel assembly corresponds to a unit mesh in the current nodal calculation. The group constant calculation for a fuel assembly is performed through spectrum calculations, a two-dimensional fuel assembly calculation, and depletion calculations.
The purpose of this study is to develop a parallel algorithm to be used in a parallel processor for the fuel assembly calculation and the depletion calculations of the group constant generation. A serial program, which solves the neutron integral transport equation using the transmission probability method and the linear depletion equation, was prepared and verified by a benchmark calculation. Small changes from the serial program was enough to parallelize the depletion calculation which has inherent parallel characteristics. In the fuel assembly calculation, however, efficient parallelization is not simple and easy because of the many coupling parameters in the calculation and data communications among CPU's. In this study, the group distribution method is introduced for the parallel processing of the fuel assembly calculation to minimize the data communications.
The parallel processing was performed on Quadputer with 4CPU's operating in NURAD Lab. at KAIST. Efficiencies of 54.3% and 78.0% were obtained in the fuel assembly calculation and depletion calculation, respectively, which lead to the overall speedup of about 2.5. As a result, it is concluded that the computing time consumed for the group constant generation can be easily reduced by parallel processing on the parallel computer with small size CPU's.
현재 원자로심의 해석에 널리 사용되고 있는 노달기법(Nodal Method)은 하나 또는 $\frac{1}{4}$ 핵연료집합체를 기본단위로 하고 있으며, 이에 필요한 군정수(Group Constant)는 중성자수송이론(Neutron Transport Theory)을 사용한 핵연료다발계산으로부터 얻게 된다. 핵연료다발군정수의 생산과정은 핵연료 다발을 구성하고 있는 단위 핵세포(Cell)를 몇개의 분광구조(Spectrum Geometry)에 따라 분류하고 수개의 중성자 에너지군으로 축약된 군정수를 구하는 분광계산(Spectrum Calculation)과, 핵연료다발의 2차원적 기하구조를 대상으로 각 단위 핵세포별 중성자속을 계산하는 핵연료다발계산 및 핵연료 봉내 핵종의 연소상태를 추적하는 연소계산으로 구성되어 있다. 이러한 과정은 많은 양의 자료처리와 정밀한 계산을 필요로 하므로 대형컴퓨터를 사용한 작업이 불가피하며 많은 계산시간과 비용을 요하게 된다. 본 연구의 목적은 최근 개발되기 시작한 병렬처리(Parallel Processing)용 컴퓨터를 이용하여 군정수 생산과정 중 핵연료다발계산과 연소계산의 병렬알고리듬(Parallel Algorithm)을 개발하고 그의 병렬처리효율을 분석하는데 있다.
이를 위하여 우선, 기존의 직렬(Serial)방식을 사용하여 핵연료다발계산 및 연소계산을 수행하는 프로그램을 작성하였으며, 2차원 핵연료다발에 대한 정확성 확인계산(Benchmarking Calculation)을 수행하여 이 프로그램의 타당성을 확인하였다. 핵연료다발계산에서는 중성자 전도확률법(Transmission Porbability Method)을 사용하여 적분수송방정식(Integral Transport Equation)의 해를 구함으로써 핵연료다발 내의 중성자속 분포를 계산하였으며, 핵연료연소계산은 핵종의 연소사슬(Depletion Chain)을 모사하는 1차 미분방정식의 해를 구함으로써 각 핵종의 수밀도(Number Density)를 계산하였다.
핵연료연소계산은 각 핵연료봉 별로 독립적인 계산을 수행하는 과정이므로 단위 핵세포를 사용 가능한 CPU 수만큼의 그룹으로 나누어 간단한 병렬처리가 가능하다. 그러나, 핵연료다발계산 과정에는 많은 결합요소(Coupling Parameter)가 존재하므로 완벽한 병렬처리가 불가능하다. 또한, 병렬처리효율을 높이기 위해서는 CPU간의 자료전송을 최소로 해야한다. 본 연구에서는 핵연료다발계산의 병렬처리를 위하여 에너지군 분리계산방식(Group Distribution Method)을 도입하여 자료전송에 소요되는 시간을 최소화 하였다. 이와같이 작성된 병렬프로그램을 4개의 CPU로 구성된 Quadputer에 장착하여 병렬처리를 시험한 결과 핵연료다발계산에서는 54.3%, 연소계산에서는 78.0%의 병렬처리효율을 나타내어 전체적으로 약 2.5 배의 계산속도 향상을 얻을 수 있었다.
본 연구의 결과로 소형 CPU로 구성된 병렬컴퓨터를 이용하여 군정수 생산에 필요한 계산시간을 쉽게 단축할 수 있음이 확인되었다.
