A computer code, named KAIS-KORI for simulating the reactor core, has been developed on the basis of the transient code TWINKLE.
KAIS-KORI solves the three-dimensional two-group time dependent diffusion equations using the implicit finite-difference technique.
The code containes a detailed six region fuel-clad-coolant transient heat transfer model at each spatial mesh for calculating doppler and moderator feedback effects.
The mesh scheme is structured in KAIS-KORI with one mesh per assembly and 12 axial mesh for fuel region in octant core.
KAIS-KORI calculates assembly-wise power, axial offset, point-wise temperature distribution for the steady state and/or transient state.
Moderator and doppler coefficients, control rod and boron worths can also be predicted with the present code.
Comparison between the measured values and the predicted values of the present computer code for cycle-1 of KNU1 shows that there is relatively a large difference depending on the local region. However, the predicted results are in good agreement with the general trend of the transient phenomena of the core.
TWINKEL Code를 기초로 하여 원자로심의 정상상태 또는 전이상태를 해석하기 위한 Computer Code KAIS-KORI를 개발하였다.
이 Code는 inplicit 유한 차분법을 사용하여 시간에 따른 3차원, 2군, 중성자 확산 방정식을 풀고 있으며 doppler와 moderator의 궤환을 고려해 주기 위하여 핵연료봉에서 감속재까지 열전달을 계산하는 model을 포함하고 있다.
중요하게 계산하는 결과는 핵연료 집합체별 출력과 온도 분포, doppler와 감속재 온도계수, 제어봉과 붕산의 반응도가 이다.
고리 1호기의 1주기초에 대해서 계산을 하고 측정된 값과 비교를 한 결과, 핵연료 집합체별 출력과 제어봉 반응도가는 비교적 큰 차이를 보이나 doppler와 감속재 궤환 현상은 상당히 잘 일치하였다.