The conventional KINS2 model combined TRILUX model and response matrix method with the Becker type thermal leakage correction model has been found to be inefficient in the computing time and accuracy when applied to the realistic PWR's core analysis. It is attributed to the fact that the analytical algorithms for the transport parameter evaluation requires the effective multiplication factor isolation and the parameter transformation and thus causes to increase the computing time as the system size becomes larger. The other fact is that the thermal transients by the Becker type model at the interface of a three dimensional node tend to be overestimated due to the simple summation of leakage effects evaluated in one dimensional calculation using the asymptotic thermal-to-fast flux ratios in a node center.
Two methods to overcome these flaws were investigated and developed in this thesis. In order to reduce the computing time, the compact response matrix formalism was developed by introducing the method of variable separation and an assumption into the analytical algorithms. To improve the calculational accuracy, the effect of transverse neutron leakage across the surface perpendicular to the calculational direction was accounted for more accurate thermal-to-fast flux ratios at the node center in the one dimensional calculation.
These two methods developed in this thesis has been incorporated into KINS2 and applied to various test problems and to Korea Nuclear Unit 1 and 7 (KNU-1 KNU-7). All the results except for the case of thermal transients being negligible show that these methods rapidly predicts core design parameters in an more efficient manner, especially in case of checker-board geometry such as power reactors. In KNU case, the computing time is saved by a factor of two and the relative power distribution is more accurately predicted by about two in terms of standard deviation of % difference compared to the conventional KINS2 method.
1 군, 3차원 노달코드인 KINS2 는 반응행열법을 기초로한 중성자 평형방정식과 TRILUX의 중성자 평형방정식을 연결한 중성자 평형방정식의 해를 구하는 전산코드로 Becker형의 열중성자누출 모형을 갖고 있으나 가압경수로형 로심분석시 계산시간과 정확도 측면에서 불충분한 점이 발견되었다. 이것은 수송인자를 구하기 위하여 유효증배계수를 분리시켜야하고 로심분석에 사용되는 여러 인자를 변환시켜야하기 때문에 계산시간이 증가하게 되었다. 또한 KINS2 에 내재되어 있는 Becker형에 의하여 구하여진 열중성자 천1 차원 계산결과로 구한 6 개의 값들을 단순합간하고 노드중심에서 열중성자와 속중성자의 비를 간단히 군정수의 비로 나타낸 값을 사용하기때문에 열중성자와 속중성자의 비를 과대평가한다.
이러한 단점을 보완하기 위하여 이 논문에서는 두 가지 방법이 사용되었다. computer의 계산시간을 단축시키기 위하여 변수분리법과 하나의 가정을 사용하여 compact 반응행렬법이 계산의 정확성을 증진시키기 위하여 1 차원 중성자확산 방정식을 계산하는 방향에 직각이되는 방향으로의 중성자의 누출을 고려하여 노드 중심에서 좀 더 정확한 열성자와 속중성자의 비를 구하는 열중성자누출 보정모형을 개발하였다.
이러한 두 가지 방법을 증명하기위하여 KINS2 코드에 이 방법들을 적용하여 원자력 1 호기(KNU-1)를 포함한 여러가지 시험계산이 수행되었으며 지금까지의 결과로는 이 두 가지 방법은 원자로심 설계인자를 효과적으로 예측함을 알 수 있었다. 특히, 얼룩 무늬형의 핵연료집합체 배열을 갖는 상용 원자로심에 대하여 더 좋은 결과를 얻을 수 있었다. KNU의 경우에 계산시간은 약 1/2 정도로 감소하였으며 출력분포에서는 % 출력분포차이의 표준편차가 2 정도 감소하였다.