In the conventional nuclear reactor analysis, the whole-core diffusion method is used in which nodal parameters are provided by a single-assembly lattice calculation with the zero net current boundary condition. Thus, the whole-core solution is not transport, because the inter-assembly transport effect is not incorporated. In recent years, three-dimensional (3-D) whole-core neutron transport calculation has been drawing increasing interest due to the demand for an accurate solution, especially since computing power has increased. However, a direct 3-D transport calculation without spatial homogenization still imposes a huge computational burden.
To resolve these problems, this dissertation presents a novel approach: nonoverlapping local/global (NLG) iteration. In NLG, a whole-core domain is decomposed into nonoverlapping local problems, with local problem transport solutions then embedded within the partial current-based coarse-mesh finite difference (p-CMFD) methodology in a two-level iterative scheme to provide a whole-core transport solution.
On the other hand, two two-dimensional/one-dimensional (2-D/1-D) methods, fusion and hybrid, have been developed and reported in the literature to deal with 3-D heterogeneous reactor problems and to avoid direct 3-D transport calculation. The 2-D/1-D fusion method transforms a 3-D transport problem into 2-D and 1-D transport problems that have a smaller computational burden than the original problem. The hybrid method uses, in the axial direction, an additional diffusion (or $SP_3$) approximation to enhance the efficiency of the calculation. This dissertation performed the stability and accuracy analysis of the two aforementioned methods. The results indicate that the fusion method is stable and it is more accurate than the hybrid method. Hence the 2-D/1-D fusion method is chosen as the local transport solver kernel in NLG iteration.
NLG iteration with 2-D/1-D fusion kernel was applied to three configurations of the C5G7 OECD/NEA 3-D benchmark problem and to a modified C5G7 benchmark problem with explicitly modeled cladding in this dissertation. From the numerical results, it can be concluded that NLG iteration with the 2-D/1-D fusion kernel will be a useful computational framework for efficient and accurate reactor core design analysis.
기존 원자로 노심해석 방법론은 전반사 경계조건하에 단일핵연료집합체 단위로 군축약 및 균질화를 통해 얻은 핵단면적으로 전노심 확산 노달 계산을 수행하는 것으로 이는 핵연료집합체간의 수송효과를 고려하지 못하기 때문에 정확한 결과를 얻을 수가 없다. 따라서 최근에는 3차원 전노심 수송계산이 주목을 받고 있다. 그러나 여전히 직접 3차원 전노심 수송계산을 수행하기 위해서는 거대한 계산 비용이 요구된다.
이러한 문제점을 해결하기 위해서 본 논문에서는 새로운 방법으로 비중첩 국소/전체 반복기법을 제시하였다. 이 기법에서는 전체 노심을 비중첩 국소영역으로 분할하고 국소영역의 수송계산 결과들은 부분중성자류 소격격자 유한차분 방법론을 이용하여 전노심을 결합한다. 이를 반복적으로 수행함으로써 전노심 수송해를 얻을 수 있다.
한편 최근 십 여년 사이에 3차원 수송계산의 거대 계산 부하를 줄이면서 3차원 노심문제를 풀기 위해서 두 종류의 2차원/1차원 방법들(융합방법, 혼합방법)이 개발되었다. 본 논문에서는 두 방법을 비교하여 융합방법이 보다 더 안정성과 정확성을 갖춘 것임을 확인하였다. 따라서. 3차원 국소영역의 수송계산 기법으로 융합방법을 확립하였다.
본 논문에서는 2차원/1차원 융합방법을 국소영역 계산기법으로 한 비중첩 국소/전체 반복기법을 여러 3차원 비균질 문제에 적용한 결과, 이 방법으로 효율적이고 정확한 수송계산을 수행할 수 있음을 확인하였다.
