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Core simulations using actual detector readings for CANDU reactors = CANDU 원자로의 실제계측치를 이용한 노심분석
서명 / 저자 Core simulations using actual detector readings for CANDU reactors = CANDU 원자로의 실제계측치를 이용한 노심분석 / Bong-Ghi Kim.
저자명 Kim, Bong-Ghi ; 김봉기
발행사항 [대전 : 한국과학기술원, 1991].
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8001726

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DNE 9102

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초록정보

For operating CANDU reactors using on-power fuelling, the simulation results, which predict neutron flux and power distribution, are very important for economic and safe operations. To obtain better simulation results for operating CANDU reactors, a new simulation method is developed by using detector readings as a correction factor. The detector readings of CANDU reactors are directly used to correct the calculated flux distribution during iterations of core calculation. To describe the relationship between the flux at a detector position and the fluxes of mesh points around the detector, a suitable function is found, which is inversely proportional to the distance between the detector and the mesh point. The new simulation method is tested for the Wolsung reactor(CANDU-600) using the fine mesh model through numerical calculations. The results show that the new simulation method can predict the core state more accurately with reduction of iterations than the present method. The new method improves simulation results by more than 50\% on the average compared to the present method, which does not use detector readings. To reduce computing time, the coarse mesh model is introduced. Also, boundary conditions representing reflectors are applied for CANDU reactors. The attempt is successful and produces better simulation results than PMCR which has been used for operating CANDU reactor. The simulation results using the coarse mesh model are improved by more than 70\% in comparison with those of PMCR. Since the new simulation method produces the excellent estimates of flux and power distributions, it can make lots of contribution to more operating margin of reactors and to optimization of fuel management. It can be also used to check detector readings of operating reactors.

ON-POWER FUELLING 방법을 사용하는 CANDU 원자로에서 중성자 속 및 출력 분포를 예측하는 노심분석 결과는 경제적이고 안전한 원자로 운전을 위하여 매우 중요하다. 운전중인 CANDU 원자로의 노심분석 결과를 향상시키기 위하여 중성자 계측기의 계측치를 수정인자로 이용하는 새로운 노심분석방법이 개발되었다. 중성자 계측치가 노심계산중 중성자 속 분포 계산의 반복과정에서 계산된 중성자 속 분포를 수정하는데 직접 이용된다. 중성자 계측치와 중성자 계측기 근처 격자점에서의 중성자 속과의 관계를 묘사하기 위한 계측기와 격자점과의 거리에 반비례하는 적절한 함수를 찾았다. 새로운 노심분석방법이 세밀한 간격모델에 의한 월성 원자로에 대한 계산을 수행함으로써 시험되었으며, 계산결과는 새 방법이 반복계산 횟수를 줄이면서 노심의 상태를 좀 더 정확하게 묘사하고 있음을 보여 주었다. 새 방법에 의한 계산 결과는 중성자 계측치를 이용 안하는 기존 방법 보다 평균치에 있어서 50\% 이상 향상 되었다. 계산시간을 줄이기 위하여 간격이 큰 모델이 시도되었고, 원자로의 반사체를 경계조건으로 대체하는 방법이 시도되었다. 이 시도는 성공적이었으며, 현재 CANDU 원자로에 사용중인 PMCR 코드에 의한 결과보다 훨씬 좋은 결과를 보여 주었다. 간격이 큰 모델에서의 결과는 현재 사용하는 PMCR 의 결과 보다 70% 이상 향상 되었다. 새로운 노심분석 방법은 중성자 속 및 출력 분포를 정확히 예측하기 때문에 원자로의 운전 여유 및 핵연료 관리의 최적화에 공헌을 할 것이며, 또한 운전중인 원자로의 중성자 계측치의 타당성을 조사하는데 이용될 수 있을 것이다.

서지기타정보

서지기타정보
청구기호 {DNE 9102
형태사항 vii, 86 p. : 삽도 ; 26 cm
언어 영어
일반주기 저자명의 한글표기 : 김봉기
지도교수의 영문표기 : In-Sup Kim
공동교수의 영문표기 : Seong-Yun Kim
지도교수의 한글표기 : 김인섭
공동교수의 한글표기 : 김성년
학위논문 학위논문(박사) - 한국과학기술원 : 핵공학과,
서지주기 Reference : p. 77-81
주제 Heavy water reactors.
원자로 노심. --과학기술용어시소러스
중성자 선숙. --과학기술용어시소러스
Neutron flux.
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