Thermomechanical effects, irradiation, and structural restrictions result in tangled behavior of assemblies in sodium-cooled fast reactors (SFRs). Reactivity feedback caused by the assembly behavior (deformation or distortion) is one of the key parameters in the inherent safety analysis of fast reactor systems. Indirect analyses such as perturbation theory and limited reactivity coefficient application have been used because the conventional neutronics codes are mainly applicable only to regular mesh. Therefore, this study evaluates the feasibility of applying the multi-group neutron diffusion analysis based on Galerkin finite element method (GFEM) to the estimation of the reactivity changes due to core deformation, in a fast reactor that has hexagonal assemblies, using direct core modeling. GMSH has been used for whole core modeling and a 3-D GFEM solver has been developed for this study. To replicate assembly deformations in SFRs, 1-layer and 2-layer assembly modeling has been introduced. The reference reactivity changes were calculated by using the Monte Carlo code (Serpent2) based on continuous energy, and the reactivity changes from GFEM analysis were compared to the reference. The key idea of this study is that the neutron diffusion analysis based on low-order approximation can accurately evaluate the reactivity change sufficiently close to the result of the high-fidelity Monte Carlo simulation by appropriately using the error cancellation effect for the estimation of reactivity change due to core deformation. The numerical results show that diffusion analysis based on the GFEM using direct core modeling has a good feasibility to accurately estimate the reactivity changes caused by geometrical deformations in sodium-cooled fast reactor.
소듐냉각고속로의 집합체는 노심 내의 열적/기계적 효과와 방사선 조사에 따라 매우 복잡한 거동을 보인다. 집합체의 거동에 의해 발생된 노심 변형은 주로 음의 반응도 변화를 야기하며, 이는 고속로 시스템의 고유안전성 해석에 있어 주된 인자이다. 일반적인 노심해석 코드들은 정규 격자에 대하여 해석이 가능하기 때문에 노심의 변화를 직접적인 방식으로 모델링 하기 보단 섭동이론이나 제한적 반응도 계수 적용 등의 근사를 통하여 노심의 변화에 따른 반응도 변화를 계산한다. 본 연구에서는 육각혁 핵연료 집합체로 이루어진 노심의 변형을 직접적으로 모델링할 수 있는 고속로용 노심 해석 전산 코드를 개발하고 다양한 노심 변형에 따른 반응도 변화에 대해 적용 및 평가를 수행하였다. 직접적인 노심의 모델링과 효율적인 계산을 위해 갤러킨 Galerkin 유한요소해석법에 기반 다군 중성자 확산방정식을 채택하여 전산 코드로 구현하였다. 3차원에서의 노심 모델링을 위해 GMSH를 활용하였고, 집합체의 변형을 모사하기 위해 1-layer 및 2-layer 모델링이 제안되었다. 동일한 노심 모델링을 활용한 연속에너지 기반 몬테칼로 (Serpent2) 기준해와 비교 검증을 수행하였다. 본 연구의 핵심은 반응도 변화 계산에서 발생하는 오차 상쇄 효과를 적절하게 활용하면 저차 근사 기반의 중성자 확산이론으로도 충분히 고정밀 몬테칼로 계산 결과에 근접한 반응도 변화를 얻을 수 있다는 것이다. 결론적으로 본 연구에서는 직접적인 노심 변형 모델링이 가능한 유한요소해석기반 다군 중성자 확산방정식 해석으로 고정밀 몬테칼로 기준해에 근접한 정확한 반응도 변화를 평가할 수 있음을 확인하였다.
