A novel Monte Carlo reactor analysis code iMC is developed, proposing a high-fidelity time-dependent Monte Carlo neutron transport analysis framework coupled with nuclear fuel performance analysis. The iMC adopts three-dimensional unstructured mesh to tally detailed thermal power distribution and perform thermo-mechanical finite element analysis for geometrically complex fuel elements, such as a recently proposed advanced fuel element called CSBA. From the steady-state coupled analysis, we found the conventional uniform power assumption significantly overestimates the fuel centerline temperature compared to the analysis based on the high-fidelity detailed intra-pin power distribution. For the reactor transient analysis, the predictor-corrector quasi-static Monte Carlo (PCQS-MC) method and the dynamic Monte Carlo (DMC) method are both implemented in the iMC and compared their numerical characteristics in different time conditions. We also suggested a refined uncertainty quantification method for the PCQS-MC against its significant uncertainty underestimation caused by the Monte Carlo tallied PK parameters’ stochastic oscillation used in the corrector step. We suggested applying the correction step at each active cycle to evaluate the effect of PK parameter uncertainty from the distribution of corrected power and found it cheap and reliable. Lastly, we combined the time-dependent neutron transport and the fuel performance analysis into a coupled analysis framework, demonstrated the negative reactor temperature feedback effect in a reactivity insertion transient scenario, and verified the implementation by comparing it with a Serpent/ SUBCHANFLOW analysis result.
핵연료 해석과 연계된 원자로 정상상태 및 과도상태 해석에서의 기준해를 제시할 수 있는 몬테칼로 중성자 수송해석 체계를 제안하였으며, 해당 방법론이 적용된 iMC 코드 개발을 통해 중성자 수송 및 핵연료 성능 연계 해석을 검증 및 시연하였다. 최근 개발된 CSBA 핵연료와 같은 복잡한 기하구조를 가진 신개념 핵연료의 정상상태 및 과도상태의 열-기계적 해석을 위하여 3차원 비균질 격자를 활용한 핵연료 상세 열출력 분포 및 유한요소해석의 연계 해석을 수행하였으며, 통상 사용되는 균일 출력 가정의 경우에 비하여 상당한 온도 예측 마진을 확보할 수 있음을 입증하였다. 과도상태 원자로 중성자 수송해석을 위하여 예측-수정 준 정적 몬테칼로법 (PCQS-MC) 및 동적 몬테칼로법 (DMC)을 구현하였으며, 각 방법의 계산 특성에 기인하여 DMC 방법은 매우 짧은 과도 해석, PCQS-MC는 상대적으로 긴 과도 해석에 적절함을 제안하였다. 또한, PCQS-MC에서 출력의 불확실도가 과소평가되는 현상에 대하여, 불확실도 유발 인자가 통제된 비교 계산을 통하여 이 같은 현상이 점근사 동특성 방정식의 해법에서 동특성 인자들의 불확정성에서 기인한다는 것을 확인하였으며, 각 활성주기마다 보정된 출력값의 분포를 통하여 동특성인자들이 가진 불확실도로 인한 출력 섭동을 효과적으로 계산할 수 있음을 확인하였다. 마지막으로, 이러한 방법론들을 종합하여 복잡한 형태의 신형 핵연료가 장전된 핵연료 집합체에 반응도가 삽입되는 상황에서 다물리 과도해석을 통하여 원자로의 음의 출력궤환효과가 성공적으로 모사될 수 있음을 확인하였고, iMC 다물리 해석 결과를 Serpent/SUBCHANFLOW 해석 체계와의 비교 검증을 통하여 방법론 적용의 타당성을 확인하였다.
