The response of ex-core detectors depends on the core power level, power distribution, and reactor configuration. To predict the response of ex-core detectors to the core power level and power distribution, it is thus necessary to know the spatial weighting functions for ex-core detectors which are functions of reactor configurations but are independent of the core power distribution. In this study, two-dimensional discrete ordinates adjoint transport method is introduced and the calculational models are presented to calculate the spatial weighting functions. Two kinds of spatial weighting functions, i. e., assemblywise weighting functions and core heightwise weighting functions, are calculated for individual ex-core detectors which are mounted at different core elevations. The relationship of spatial weighting functions to the major reactor operating parameters is also analyzed and it is found that the soluble boron in the reactor coolant does not affect the spatial weighting functions but the reactor core power level affects the relative core heightwise weighting functions.
It is concluded that the discrete ordinates adjoint transport method is suitable for calculating the spatial weighting functions for ex-core detectors, because the method provides more detailed information and reduces the computing times. The calculated spatial weighting functions for ex-core detectors at a given reactor configurations can be used to predict the response of each ex-core detector to the core power distribution throughout the fuel cycle, but only at a specified power level.
The comparison of calculated spatial weighting functions with the measured plant data on ex-core detector response rates is needed for the validation of the calculation method.
노외 핵계측기의 반응 정도는 원자로심의 출력, 출력 분포및 원자로의 형태에 따라 변화하는 것으로 알려져있다. 원자로심의 출력과 출력 분포에 따른 노외 핵계측기의 반응정도를 예측하기 위해서는, 출력 분포와는 무관하며 원자로의 형태에 따라 결정되어지는 노외 핵계측기의 공간 가중 함수를 아는 것이 필수적이다.
노외 핵계측기의 공간 가중 함수를 계산하는 방법으로써, 이 논문에서는 원자로 구조물질에서의 중성자의 비등방성 산란을 고려할 수 있으며 전산계산 시간을 절약할 수 있는 2차원 각분할 중성자 수송 계산코드를 이용한 adjoint 계산방식을 도입하여 이 계산방식에 의한 계산 모형의 설정 및 계산절차를 제시하였다. 또한 기존의 계산방법으로는 분석에 많은 제약이 있어 거의 수행되지 않았던 원자로의 운전조건이 공간 가중 함수에 미치는 영향을 분석하였다.
각기 다른 노심 높이에 위치한 노외 핵계측기에 대해서 노심 높이별 공간 가중 함수 및 핵연료 집합체별 공간 가중 함수 등 2종류의 공간 가중함수의 계산을 수행하여 다음과 같은 결과를 얻을 수 있었다. 원자로 냉각수내의 붕산 농도는 공간 가중 함수에는 영향을 미치지 않으나, 노심의 출력 준위에 변화에 따라서는 노심 축방향에 따라 냉각수의 온도 분포가 변화하여 노심 높이별 공간 가중 함수가 변화함을 알 수가 있었으며 이로부터 노외 핵계측기의 공간가중 함수는 노심의 연소도에는 관계없이 사용이 가능하나 정해진 출력 준위에 대해서만 적용이 가능하다는 것을 추론할 수가 있었다.
결론적으로, 이 연구에서 적용한 adjoint 계산방식은 기존의 forward 계산방식보다 원자로심을 세분화하여 공간 가중 함수를 계산하므로 보다 정확한 계산결과를 얻을 수 있을 뿐 아니라 전산시간 또한 약 $\frac{1}{5}$ 정도로 감소가 가능하며, 구조물이 복잡한 경우에 있어서는 point kernel 방법을 사용할 경우에 발생하는 불확실성을 감소시킬 수 있는, 노외 핵계측기의 반응도 분석에 사용하기에 매우 적합한 계산 방식이라 할 수 있다. 또한 노외핵계측기의 공간가중 함수는 노심의 연소도와는 무관하게 적용이 가능하지만 이는 정해진 출력 준위에의 적용만이 가능한 노심 출력 준위의 함수이다.
이 계산결과는 원자로 및 핵계측기를 2차원 모형으로 단순화하여 얻어진 것이므로 이 계산결과에 의한 노외 핵계측기의 반응도는 원자로의 시운전 시험시에 측정치와의 비교를 하는 작업이 추후에 보완되어야 할 것이다.
