Despite a lot of progress in high-fidelity transport-based analysis of nuclear reactors, the conventional two-step method is expected to continue to play a key role in commercial pressurized water reactor (PWR) design due to its merits of having acceptable accuracy and cost. However, it is well known that the popularly-used neighbor- and spectrum-irrelevant leakage correction in the conventional method causes some errors in prediction of the core reactivity and power distribution. First, the intrinsic limitations of the conventional two-step methods are discussed by analyzing a two-dimensional small modular reactor (SMR) core with the DeCART2D/MASTER code system. This thesis suggests a new two-step method that could improve solution accuracy by overcoming the inherent drawbacks of the conventional 2-step method. The new method adopts the albedo-corrected parameterized equivalence constants (APEC) method to correct the lattice-based raw cross-sections (XSs) and discontinuity factors (DFs) by accounting for the actual neutron leakage. For a full-scope development and implementation of the APEC correction, the MASTER nodal code was modified so that the group constants can be corrected in the middle of a microscopic core depletion. The color-set models are defined to determine the APEC functions for burnup-dependent XS and DF corrections. Then the new two-step method was applied to depletion analyses of the SMR without thermal feedback, and its validity was evaluated in view of the prediction capability of the reactor eigenvalue and nodal power profile. In addition, four variants of the original SMR core and a large PWR core were analyzed for a further evaluation of the APEC-assisted depletion. In this study, several combinations of the burnup-dependent and -independent XS and DF corrections were also considered. The numerical results show that this advanced method could enhance the nodal equivalence significantly with inexpensive additional costs. Therefore, it is expected that affordable sufficient-fidelity diffusion-based analysis may be possible for PWRs.
높은 정밀도를 제공하는 수송 해석 방법의 많은 진척에도 불구하고, 기존의 2단계 노심해석 방법은 정확도와 비용 측면의 장점 덕분에 상용 가압경수로 설계에서 여전히 중요한 역할을 할 것으로 예상된다. 그러나 기존 방법에서 주로 사용되는 주변 및 스펙트럼에 무관한 누설 보정은 반응도와 출력분포 예측에서 오류를 유발하는 것으로 익히 알려져 있다. 먼저 DeCART2D/MASTER 코드체계를 사용해 2차원 소형 노심을 대상으로 기존 2단계 방법의 본질적인 한계를 제시한다. 이 학위논문은 이런 내재된 2단계 방법의 단점을 극복함으로써 정확도 개선을 꾀할 수 있는 새로운 2단계 방법을 제안한다. 새로운 방법은 알베도(albedo) 기반 등가상수 보정 방법을 채택하며, 이를 통해 실제 중성자 누설을 고려해 격자 기반의 단면적과 불연속 인자를 보정한다. 미시 노심연소계산에 사용되는 군정수를 보정할 수 있도록 MASTER 노달 코드를 수정하였다. 2군 단면적 및 불연속 인자의 연소도 의존 보정 함수를 결정하는 데 필요한 컬러셋(color-set) 모델에 대해 설명한다. 새로운 방법의 유효성을 확인하기 위해 단일 온도 조건의 소형 노심 연소계산에 적용하였고, 원자로 증배계수와 집합체 출력을 정확하게 예측할 수 있는지를 평가하였다. 아울러 4개의 변형된 소형 노심과 대형 노심에 대한 연소계산을 추가로 수행하였다. 이 연구에서는 단면적과 불연속 인자를 보정함에 있어 연소도 의존성을 몇 가지 조합에 대해서도 타당성을 시험하였다. 일련의 계산 결과는 약간의 추가 노력을 필요로 하는 새로운 2단계 방법을 사용할 경우 노달 등가성이 상당히 향상됨을 보여준다. 따라서 적절한 비용으로 충분한 정밀도의 확산 해석이 가능할 것으로 기대된다.
