새로운 연소계산기법을 사용한 사용후핵연료 선원항 평가코드 개발

Abstract

핵종량예측은 독립형 점연소계산코드 (point depletion code)와 수송-연소 연계코드 모두에서 베이트만 연소 방정식(Bateman depletion equations)의 해를 구함으로써 이루어진다. 일반적으로 수송-연소 연계코드는 연소계산 시 시간 및 공간에 따른 반응단면적의 변화를 고려하여 더 신뢰성 있는 결과를 도출할 수 있다. 그러나, 독립형 연소 코드는 여전히 선원항 평가에서 널리 사용되며, 특히 대량의 사용후핵연료와 같이 많은 건의 연소계산을 수행할 때 효과적으로 사용된다. 본 논문은 자기적응형 연소도 의존 유효일군 반응단면적을 사용하는 독립형 일점연소계산 기반 선원항 코드 BESNA(Bateman Equation Solver for Nuclear Applications)의 개발에 중점을 둔다. 본 연구에서는 예측계산단계 (Predictor Calculation Step)에서 방사성붕괴 요소를 제외할 수 있도록 새롭게 수정된 예측–수정계산 (Predictor-Corrector (PC)) 방법이 개발되었다. 이 수정된 방법은 연소계산에서 CRAM (Chebyshev Rational Approximation Method)과 TEM (Talyor Expansion Method)을 결합하여 CRAM 만를 사용한 기존 체계에 비해 무시할 수 있는 정확도 손실을 가지며 연소 계산의 효율성을 향상시키는 것을 목표로 하였다. BESNA 코드는 중성자 및 감마방출 스펙트럼뿐만 아니라 붕괴열 및 방사선 방출률과 같은 사용후 핵연료의 선원항과 핵종 재고량을 추정하기 위해 개발되었다. 본 연구에서 BESNA의 결과는 다른 코드 및 측정된 데이터 결과와 비교를 통해 BESNA의 연소 계산 및 선원항 평가 능력을 몇 가지 문제를 통해 확인하고 검증하였다. 비교 결과, BESNA 결과와 참조기준 결과 사이에 양호한 일치성을 보였으며, 핵종량 예측과 선원항 평가 모두에서 BESNA의 신뢰성을 입증하였다. 또한, BESNA에 사용된 수정된 예측-수정계산 방법의 성능을 기존 체계의 연소 결과 및 계산 시간 결과와 비교하여 평가하였다. 비교 결과, 수정된 체계가 특히 부시간단계(substep) 계산을 수행할 때 현저한 계산 시간 감소 효과를 보이며 신뢰할 수 있는 결과를 제공한다는 것을 보여주었다. |The isotopic predictions are performed by solving Bateman depletion equations in both stand-alone depletion codes and transport-depletion coupled codes. Generally, transport-depletion coupled codes can provide more reliable results by accounting for the change of cross sections during depletion. However, stand-alone depletion codes are still widely used in source term estimations, where a huge number of cases need to be considered. This thesis focuses on the development of a stand-alone point depletion-based source term code BESNA (Bateman Equation Solver for Nuclear Applications) using self-adaptive burnup-dependent effective one-group cross sections. A new modified Predictor – Corrector (PC) scheme that can exclude the decay components from the corrector calculation is developed in this study. This modified scheme aims to improve the computational efficiency of the depletion calculations by combining the Chebyshev Rational Approximation Method (CRAM) and the Talyor Expansion Method (TEM) in the depletion solver with a negligible accuracy loss compared to the conventional scheme with the CRAM solver. The BESNA code is developed to estimate nuclide inventories and source terms from spent nuclear fuels, such as decay heat and radiation emission rate as well as spectra. In this study, the depletion calculation and source term estimation capabilities of BESNA are verified and validated through several problems, where results from BESNA are compared with those calculated by other codes and measured data. The comparison results show good agreements between BESNA results and the reference results, demonstrating the reliability of BESNA in both isotopic predictions and source term estimations. Furthermore, performances of the modified predictor-corrector scheme used in BESNA are evaluated by comparing the depletion results and computing times with those using the conventional scheme. The comparison results showed that the modified scheme provides reliable results with remarkable computational savings, especially when substep calculations are performed.