KR101153049B1 - Source term characterization method and the system for ex-core structural components in a reactor - Google Patents

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Abstract

PURPOSE: An apparatus and a method for evaluating the source-team of the ex-core structure of a nuclear reactor are provided to easily evaluate source-team by automating all parts. CONSTITUTION: A method for evaluating the source-team of the ex-core structure of a nuclear reactor is as follows. Neutrons are generated in the in-core of a nuclear reactor. The neutron fluxes at the in-core and the boundary area of the in-core and an ex-core structural component are calculated(S100). The reduction rate of the neutron fluxes at the ex-core structural component is calculated(S110). The actual neutron flux of each area of the ex-core structural component is calculated(S120). The source-team of each area of the ex-core structural component is calculated(S130).

Description

원자로 외곽구조물 방사화선원항 평가장치 및 그 방법{Source term characterization method and the system for ex-core structural components in a reactor}Source term characterization method and the system for ex-core structural components in a reactor}

본 발명은 원자로 외곽구조물 방사화선원항 평가 시스템 및 그 방법에 관한 것이다. 상세하게는 수명이 종료된 원자력 발전소 해체시 발생하는 방사성 폐기물의 특성을 정량화하는 시스템 및 그 방법에 관한 것이고, 더욱 상세하게는 특성상 상단한 계산시간을 요구하는 외곽 구조물의 방사선원항 해석을 정확도를 유지하면서도 단시간 내에 도출하는 해석방법론에 관한 것이다. The present invention relates to a system and method for evaluating the outer radiation source terminology of the reactor envelope. More specifically, the present invention relates to a system and method for quantifying the characteristics of radioactive waste generated at the end of the dismantling of a nuclear power plant at the end of its service life. It also relates to an interpretation methodology that can be derived in a short time.

일반적으로 원전 해체 방사화 폐기물이라 함은 수명이 종료된 원자로를 해체할 때 발생하는 폐기물 중 중성자가 구조재에 흡수됨으로써 방사능을 띄는 폐기물을 의미한다.In general, nuclear dismantling radioactive waste refers to wastes that are radioactive due to the absorption of neutrons into structural materials.

이와 같은 원전 해체 방사화 폐기물을 정량화하여 설계에 활용하기 위해서는 노심 내부와 외부를 구성하고 있는 구조물에 대하여 방사선원항(핵종량, 방사능 세기, 붕괴열, 위해지수 등)을 도출하여야 한다. In order to quantify and dismantle such decommissioned radioactive waste in nuclear power plants, radiation source terms (nuclide amount, radioactivity intensity, decay heat, hazard index, etc.) must be derived for the structures constituting the interior and exterior of the core.

방사화선원항을 평가하기 위해서는 우선 노심으로부터 중성자를 발생시켜 노심 내외곽 구조물에서의 중성자속 및 핵반응 단면적을 산출하고, 이를 방사화에 따른 핵종 생성?소멸 평형식에 적용하여 조사시간에 따른 핵종량 변화를 유추하여야 한다.In order to evaluate the radiation source term, first, neutrons are generated from the core to calculate the neutron flux and nuclear reaction cross-sectional area in the inner and outer structures. Change should be inferred.

방사화에 따른 핵종 생성?소멸 평형식은 다음과 같다.The radionuclide generation and extinction equilibrium following radiation is as follows.

Figure 112010087066822-pat00001
Figure 112010087066822-pat00001

여기서, Ni = 핵종 i의 수밀도, λi = 핵종 i의 붕괴상수, σi = 스펙트럼이 가중된 핵종 i의 중성자 흡수단면적, δij = 핵종 j에서 i로의 방사성 붕괴분율, fik= 핵종 k의 중성자흡수로 인한 i로의 변환 분율, φ = 스펙트럼 및 공간에 대해 평균된 중성자속을 의미한다. Where N i = number density of nuclide i, λ i = decay constant of nuclide i, σ i = neutron absorption cross section of spectrum-weighted nuclide i, δ ij = radionuclide j to i, f ik = nuclide k The fraction of conversion to i due to neutron absorption of φ = neutron flux averaged over spectrum and space.

따라서, 방사화선원항 평가를 위해서는 우선 노심을 구성한 후, 노심 내외곽을 구성하는 있는 구조물에서의 중성자속 및 중성자흡수 단면적을 평가해야 하며, 이 값을 상기 수학식 1의 중성자속 및 중성자흡수단면적 항에 적용함으로써 시간에 따른 구조물의 방사화 정도를 도출하게 된다.Therefore, in order to evaluate the radiation source term, first, after constructing the core, the neutron flux and the neutron absorption cross-sectional area of the structure constituting the inner and outer cores of the core must be evaluated. Application to the term derives the degree of radiation of the structure over time.

노심 내부를 구성하고 있는 구조물에 대한 방사선원항 평가는 중성자가 대부분 노심 내에서 거동하므로 쉽게 중성자속 및 핵반응단면적을 도출할 수 있고, 따라서 이를 이용한 방사선원항 평가값도 비교적 짧은 시간 내에 도출할 수 있다.Since most of the neutrons act in the core, the radiation source term evaluation for the structure constituting the core can easily derive the neutron flux and the nuclear reaction cross-section. Therefore, the radiation source term evaluation value can be derived within a relatively short time.

그러나, 노심 외곽 구조물에 대한 방사선원항을 도출하기 위해 몬테카를로 방법론을 이용하여 중성자속 및 핵반응단면적을 도출할 경우에는, 노심 내부에서 중성자를 발생시키고 발생된 중성자가 외곽으로 진행하는 것을 순차적으로 시뮬레이션 해야 노심 외곽구조물에서의 중성자속 및 핵반응 단면적을 도출할 수 있다. 따라서, 외곽구조물에서의 방사화선원항을 도출하기 위해서는 상당한 컴퓨터 계산시간이 걸리며, 심지어는 계산시간의 제약으로 인하여 원하는 결과값을 얻지 못하는 문제점도 있었다.However, in order to derive the neutron flux and nuclear reaction cross-section using Monte Carlo methodology to derive the radiation source term for the core outer structure, the neutrons must be generated inside the core and the generated neutrons must be simulated sequentially. Neutron flux and nuclear reaction cross sections can be derived from the outer structure. Therefore, it takes considerable computational time to derive the radiation source term from the outer structure, and even there is a problem that the desired result is not obtained due to the limitation of computation time.

본 발명의 목적은 정확도가 높은 몬테카를로 방법을 사용하면서도, 해석시간이 획기적으로 감소하는 원자로 외곽구조물 방사화선원항 평가 시스템 및 그 방법을 제공하는 것에 있다. SUMMARY OF THE INVENTION An object of the present invention is to provide a nuclear reactor outer radiation source evaluation system and a method for significantly reducing the analysis time while using the Monte Carlo method with high accuracy.

본 발명에 의한 원자로 외곽구조물 방사화선원항 평가 시스템은, 노심 내부에서의 중성자속 및 노심 내외곽 경계에서의 중성자속을 구하는 전체모델 해석부; 노심 외곽에서 영역별로 중성자속 감소비 및 핵반응단면적을 구하는 단순모델 해석부; 및 상기 전체모델 해석부에서 구한 중성자속 및 노심 내외곽 경계에서의 중성자속과 상기 단순모델 해석부에서 구한 중성자속 감소비 및 핵반응단면적을 이용하여 조사시간에 따른 핵종량 변화를 계산하는 상호결과 연계부를 포함한다.A system for evaluating a radiation source term of a reactor outer structure according to the present invention includes: an overall model analysis unit for obtaining neutron flux inside a core and neutron flux at an inner and outer boundary of the core; Simple model analysis unit for calculating neutron flux reduction ratio and nuclear reaction cross-sectional area for each region outside the core; And the neutron flux obtained from the whole model analysis section and the neutron flux at the inner and outer boundaries of the core, the neutron flux reduction ratio and the nuclear reaction area obtained from the simple model analysis section. Contains wealth.

또한, 본 발명에 의한 원자로 외곽구조물 방사화선원항 평가 방법은, 전체 노심 모델을 이용하여 노심 내부 및 노심 내외곽 경계영역에서의 중성자속을 계산하는 단계; 단순 모델을 이용하여 노심 외곽에서의 중성자속 감소비 및 핵반응 단면적을 계산하는 단계; 상기 노심 외곽에서 각 영역별로 실제 중성자속을 계산하는 단계; 및 상기 노심 외곽의 각 영역별로 방사선원항을 계산하는 단계를 포함한다.In addition, the method for evaluating the nuclear radiation source term of the reactor outer structure according to the present invention comprises the steps of calculating the neutron flux in the inner core and inner core outer boundary region using the whole core model; Calculating neutron flux reduction ratio and nuclear reaction cross-sectional area at the outer periphery using a simple model; Calculating actual neutron flux for each region outside the core; And calculating a radiation source term for each region of the outer periphery of the core.

본 발명에 의하면, 원자로 해체시 발생하는 방대한 외곽 구조물의 방사선원항을 계산시간을 획기적으로 감소시켜 구할 수 있다. According to the present invention, the radiation source term of the vast outer structure generated during the dismantling of the reactor can be obtained by drastically reducing the calculation time.

또한, 노심 외곽의 각 영역별로 핵반응단면적 세트(set)를 미리 구비하였다가, 이를 방사화 핵종 변화량 계산시에 적용하는 방법을 사용하여 외곽 구조물의 각 영역별로 일련의 계산이 수행되게 함으로써 모든 영역을 자동화하여 쉽게 방사선원항을 평가할 수 있다. In addition, a set of nuclear reaction cross-sectional areas is provided for each area of the outer core in advance, and then a series of calculations are performed for each area of the outer structure by using a method of applying this to the calculation of radionuclide change. The source of radiation can be evaluated easily by automation.

도 1는 원자로 노심 전체모델의 상부 단면도.
도 2는 원자로 노심 전체모델의 측면도.
도 3은 도 1의 A부분의 확대도.
도 4은 본 발명의 실시예에 따른 중수로 외곽 구조물 방사화선원항 평가 시스템을 나타내는 블록도.
도 5는 본 발명의 실시예에 따른 중수로 외곽 구조물 방사화선원항 평가 방법의 순서도.1 is a top cross-sectional view of the reactor core full model.
2 is a side view of the entire reactor core model.
3 is an enlarged view of a portion A of FIG. 1.
Figure 4 is a block diagram showing a system for evaluating radiation source terminus the outer structure of the middle waterway according to an embodiment of the present invention.
Figure 5 is a flow chart of the method for evaluating the radiation source source structure of the outer middle waterway structure according to an embodiment of the present invention.

이하에서는 도면을 참조하여 본 발명의 구체적인 실시예를 상세하게 설명한다. 다만, 본 발명의 사상이 그와 같은 실시예에 제한되지 않고, 본 발명의 사상을 실시예를 이루는 구성요소의 부가, 변경 및 삭제 등에 의해서 다르게 제안될 수 있을 것이나, 이 또한 본 발명의 사상에 포함되는 것이다.Hereinafter, with reference to the drawings will be described in detail a specific embodiment of the present invention. However, the spirit of the present invention is not limited to such an embodiment, and the idea of the present invention may be differently proposed by adding, changing, and deleting the elements constituting the embodiment. It is included.

도 1는 원자로 노심 전체모델의 상부 단면도이고, 도 2는 원자로 노심 전체모델의 측면도이며, 도 3은 도 1의 A부분의 확대도이고, 도 4은 본 발명의 실시예에 따른 중수로 외곽 구조물 방사화선원항 평가 시스템을 나타내는 블록도이다.1 is a top cross-sectional view of the entire reactor core model, FIG. 2 is a side view of the entire reactor core model, FIG. 3 is an enlarged view of a portion A of FIG. 1, and FIG. A block diagram showing a system for evaluating ship origin terms.

도 1 내지 도 4를 참조하면, 본 발명의 실시예에 의한 원자로 외곽구조물 방사화선원항 평가 시스템(1)에는, 전체모델 해석부(10)와, 단순모델 해석부(20)와, 상호결과 연계부(30)와, 데이터베이스부(40)가 포함된다. 또한, 상기 원자로 외곽구조물 방사화선원항 평가 시스템(1)에는 중성자 발생부(50) 및 제어부(60)가 더 포함될 수 있다.1 to 4, the reactor outer structure radiation source term evaluation system 1 according to an embodiment of the present invention, the overall model analysis unit 10, the simple model analysis unit 20, mutual results The link unit 30 and the database unit 40 are included. In addition, the reactor outer structure radiation source term evaluation system 1 may further include a neutron generator 50 and the control unit 60.

상기 전체모델 해석부(10)는 원자로 노심 전체를 해석한다. 상세히, 상기 전체모델 해석부(10)는 원자로 노심 내부 및 내외곽 경계부에의 중성자속을 해석한다. The whole model analysis unit 10 analyzes the entire reactor core. In detail, the whole model analysis unit 10 analyzes the neutron flux at the inner and outer boundary portions of the reactor core.

상기 전체모델 해석부(10)가 원자로 노심 내부 전체를 해석하기 위해서는, 먼저 상기 노심 내부에 중성자를 발생시켜야 한다. 상기 중성자 발생부(50)는 노심 내부에 중성자를 발생시키는 역할을 한다.In order for the entire model analysis unit 10 to analyze the entire inside of the reactor core, first, a neutron must be generated inside the core. The neutron generator 50 serves to generate neutrons in the core.

상기 중성자 발생부(50)에서 발생되는 중성자는 노심 내부에서 내외곽 경계영역까지 쉽게 진행한다. 즉, 중성자는 노심 내부의 일단에서 타단까지 쉽게 진행하므로 빠른 시간 내에 노심 내부에서의 중성자속의 절대값, 즉

Figure 112010087066822-pat00002
을 3차원적으로 구할 수 있다.The neutrons generated by the neutron generator 50 easily proceed from the core to the inner and outer boundary regions. In other words, neutrons easily move from one end of the core to the other, so the absolute value of the neutron flux inside the core in a short time, ie
Figure 112010087066822-pat00002
Can be obtained in three dimensions.

상기 전체모델 해석부(10)에는 노심 내부의 중성자속을 해석하는 노심 내부 해석부(11)와, 노심 내외곽의 경계에서의 중성자속을 해석하는 경계 해석부(12)가 포함된다.The overall model analysis unit 10 includes a core internal analysis unit 11 for analyzing neutron flux inside the core and a boundary analysis unit 12 for analyzing neutron flux at the boundary between the inner and outer cores.

상기 노심 내부 해석부(11)는 노심 내부에서의 중성자속의 산출하기 위하여 몬테카를로 방법론을 사용한다. 상세히, 상기 노심 내부에서의 중성자속의 산출은 몬테카를로 방법론을 사용하는 코드를 이용하고, 원자로 조사에 따른 핵종량 변화는 일점연소계산(Point depletion) 코드를 체계를 채택하고 있다. 이에 따라, 상기 몬테카를로 방법론을 이용하여 각 영역의 중성자속을 산출하고 기하학적 구조물도 있는 그대로 묘사할 수 있어, 과거 체계가 해석 방법 시에 불가피하게 채택하던 근사방법에 의한 오차를 줄일 수 있다.The core internal analysis unit 11 uses the Monte Carlo methodology to calculate the neutron flux inside the core. In detail, the calculation of the neutron flux inside the core uses a code using the Monte Carlo methodology, and the nuclear quantity change according to the nuclear reactor irradiation uses a point depletion code system. Accordingly, the neutron flux of each region can be calculated using the Monte Carlo methodology and the geometric structure can be described as it is, thereby reducing the error due to the approximation method inevitably adopted in the analysis method.

상기 경계 해석부(12)는 노심 내외곽의 경계부에서의 중성자속을 도출하는 기능을 갖고 있다. 상기 노심 내외곽의 경계부에서의 중성자속은 후술할 단순모델 해석부(20)에서 외곽 구조물에서의 중성자속의 절대값을 구하는데 중요하게 사용될 수 있다.The boundary analyzer 12 has a function of deriving the neutron flux at the boundary of the inner and outer cores. The neutron flux at the boundary of the inner and outer cores can be used to calculate the absolute value of the neutron flux in the outer structure in the simple model analysis unit 20 to be described later.

또한, 상기 노심 내부 해석부(11)에는 상기 노심 내부의 수평 방향으로의 중성자속의 분포 및 변화를 해석할 수 있는 수평방향 해석부(13)와, 상기 노심 내부의 수직 방향으로의 중성자속의 분포 및 변화를 해석할 수 있는 수직방향 해석부(14)가 포함될 수 있다.In addition, the core internal analysis unit 11 includes a horizontal analysis unit 13 capable of analyzing the distribution and change of the neutron flux in the horizontal direction inside the core, and the distribution of the neutron flux in the vertical direction inside the core. A vertical analysis unit 14 capable of analyzing the change may be included.

상기 수평방향 해석부(13)는 상기 노심 내부를 도 1에 도시된 X1, X2, X3,..과 같이 수평방향으로 평행하게 배열된 다수개의 구역으로 나누고, 상기 X1, X2, X3,..의 각각에서의 중성자속의 분포 및 변화를 해석할 수 있다.The horizontal analysis unit 13 divides the inside of the core into a plurality of zones arranged in parallel in the horizontal direction, as shown in FIG. 1, X1, X2, X3, .. The X1, X2, X3, .. Analyze the distribution and change of neutron flux in each of

상기 수직방향 해석부(14)는 상기 노심 내부를 도 2에 도시된 Y1, Y2, Y3,..와 같이 수직방향으로 평행하게 배열된 다수개의 구역으로 나누고, 상기 Y1, Y2, Y3,..의 각각에서의 중성자속의 분포 및 변화를 해석할 수 있다.The vertical analysis unit 14 divides the inside of the core into a plurality of zones arranged in parallel in the vertical direction, as shown in FIG. 2, Y1, Y2, Y3, .. The Y1, Y2, Y3,. Analyze the distribution and change of neutron flux in each of

상기 노심 내부 해석부(11)는 상기 수평방향 해석부(13) 및 수직방향 해석부(14)에 의해 상기 노심 내부의 중성자속의 분포 및 변화를 빈틈없이 해석할 수 있다. The core internal analysis unit 11 may seamlessly analyze the distribution and change of neutron flux inside the core by the horizontal direction analysis unit 13 and the vertical direction analysis unit 14.

물론, 상기 노심 내부 해석부(11)가 상기 노심 내부를 해석하는 방향은 상기 수평방향 및 수직방향에 한정되는 것은 아니며, 상기 노심 내부를 3차원적으로 해석하기 위한 어떠한 방향이라도 관계없다. 일례로, 상기 노심 내부 해석부(11)는 대각선 방향으로 상기 노심 내부의 중성자속의 분포 및 변화를 해석할 수도 있다.Of course, the direction in which the core internal analysis unit 11 analyzes the interior of the core is not limited to the horizontal direction and the vertical direction, and may be in any direction for three-dimensional analysis of the interior of the core. For example, the core internal analysis unit 11 may analyze the distribution and change of neutron flux inside the core in a diagonal direction.

한편, 상기 단순모델 해석부(20)는 노심 내부영역의 일부분과 노심 외부영역을 대표하는 단순모델을 이용하여 노심 외곽 구조물에서의 중성자속의 감소비 및 핵반응단면적 도출을 위한 계산을 수행한다. On the other hand, the simple model analysis unit 20 calculates the ratio of neutron flux reduction and nuclear reaction cross-sectional area in the core outer structure by using a simple model representing a portion of the inner core region and the outer core region.

먼저, 상기 단순모델 해석부(20)는 노심외곽 구조물의 각각의 영역별로 하기의 수학식 2와 같이 중성자속의 감소비를 구할 수 있다.First, the simple model analysis unit 20 may obtain the reduction ratio of the neutron flux for each region of the core outer structure as shown in Equation 2 below.

Figure 112010087066822-pat00003
Figure 112010087066822-pat00003

여기서, rn = 노심 내외부 경계영역에서의 중성자속에 대한 각 구조물에서의 중성자속 비율을 의미하고, 이는 도 2에 도시된 단순모델에서 A1 영역에 대한 다른 영역에서의 중성자속 비율을 의미한다. 일례로, A1 영역에 대한 A2 영역에서의 중성자속 비율은

Figure 112010087066822-pat00004
가 된다.Where r n = Ratio of neutron flux in each structure to neutron flux in the inner and outer boundary regions of the core, which means the ratio of neutron flux in another region to the region A 1 in the simple model shown in FIG. For example, the ratio of neutron flux in the A 2 region to the A 1 region is
Figure 112010087066822-pat00004
Becomes

상기 노심 외부영역에서는 상기 노심과 멀어질수록 중성자속이 점점 감소하므로, 상기 노심 내외곽 경계부분의 중성자속을 구한 후에 상기 단순모델 해석부(20)를 이용하여 구한 노심 내부에서의 중성자속의 감소비를 상기 노심 내외곽 경계부분의 중성자속에 적용하여, 노심 외부영역에서의 중성자속의 분포를 구할 수 있다. In the outer region of the core, the neutron flux gradually decreases as the distance from the core increases. Therefore, after the neutron flux of the inner and outer boundary parts of the core is obtained, the reduction ratio of the neutron flux inside the core obtained using the simple model analysis unit 20 is calculated. The distribution of neutron flux in the outer region of the core can be obtained by applying the neutron flux at the inner and outer boundary portions of the core.

다음으로, 상기 단순모델 해석부(20)는 각 영역별로 중성자스펙트럼을 계산하여 수학식 1에서 필요로 하는 핵반응단면적에 대한 데이터를 구할 수 있다. Next, the simple model analysis unit 20 may calculate the neutron spectrum for each region to obtain data on the nuclear reaction cross-sectional area required by Equation (1).

도 2에는 핵반응 단면적을 나타내는

Figure 112010087066822-pat00005
이 도시된다. 상기
Figure 112010087066822-pat00006
는 핵종 변화를 해석하기 위해 상기 수학식 1에서 필요로하는 n번째 영역의 핵반응 단면적 세트(set)를 의미한다. Figure 2 shows the nuclear reaction cross section
Figure 112010087066822-pat00005
This is shown. remind
Figure 112010087066822-pat00006
Denotes the set of cross section of the nuclear reaction of the n-th region required by Equation (1) to analyze the nuclide change.

노심에서 벗어날수록 중성자 스펙트럼이 변하므로 상기 핵반응단면적 세트를 각 영역별로 미리 준비하여, 각 영역별로 상기 상호결과 연계부에서 상기 수학식 1이 해석될 때마다 상기 핵반응단면적 세트가 순차적으로 불리워지게 된다.Since the neutron spectrum changes as the core moves away from the core, the nuclear reaction cross-sectional area set is prepared in advance for each region, and the nuclear reaction cross-sectional area set is called sequentially each time the equation 1 is interpreted in the cross-linking unit for each region.

노심 내외부 경계영역에서의 중성자속 및 노심 외곽 구조물에서의 중성자속 상대 감소비가 도출되면, 노심 외곽영역의 각 구조물에서의 중성자속 절대값은 아래의 수학식 3을 이용하여 계산할 수 있다.When the neutron flux in the inner and outer boundary regions and the relative decrease in the neutron flux in the core outer structure are derived, the absolute value of the neutron flux in each structure of the outer core region can be calculated using Equation 3 below.

Figure 112010087066822-pat00007
Figure 112010087066822-pat00007

여기서,

Figure 112010087066822-pat00008
는 3차원 각 외곽구조물 각 영역별 중성자속의 최종값이 된다. 상기 최종값은 3차원 각 외곽구조물 각 영역별로 방사화선원항을 계산할 때, 상기 수학식 1에 적용되게 되며, 이 때 앞에서 언급한 바와 같이 이에 상응하는 핵반응단면적 세트도 수학식 1에 적용되게 된다. here,
Figure 112010087066822-pat00008
Is the final value of the neutron flux for each region of each 3D outer structure. The final value is applied to Equation 1 when calculating the radiation source term for each region of each of the three-dimensional outer structures, and as described above, the corresponding nuclear reaction cross-sectional set is also applied to Equation 1. .

상기 단순모델 해석부(20)에서 해석된 노심 외곽 각 영역별로 핵반응단면적 세트는 미리 구비되어 상기 데이터베이스부(40)에 저장되어야 하며, 이와같이 함으로써 외곽 구조물 각 영역별로 계산이 이루어질 때마다 이에 상응하는 핵반응 단면적이 자동으로 불리워지게 되며, 일련의 계산이 순차적으로 진행될 수 있고, 결과적으로 쉽게 모든 영역을 자동화하여 방사선원항을 평가할 수 있다.A set of nuclear reaction cross-sectional areas for each core outer region analyzed by the simple model analysis unit 20 should be prepared in advance and stored in the database unit 40. Thus, whenever a calculation is made for each region of the outer structure, a corresponding nuclear reaction is performed. The cross-sectional area is called automatically, a series of calculations can be carried out sequentially, and as a result, the radiation source term can be easily assessed by automating all areas.

한편, 상기 상호결과 연계부(30)는 상기 전체모델 해석부(10) 및 상기 단순모델 해석부(20)에 연결되어, 상기 전체모델 해석부(10)에서 구한 노심 내외곽 경계부에서의 중성자속 및 상기 단순모델 해석부(20)에서 구한 각각의 영역에서의 중성자속의 감소비 및 핵반응단면적의 값을 이용하여 조사시간에 따른 핵종량 변화를 구할 수 있다.On the other hand, the mutual result linkage unit 30 is connected to the full model analysis unit 10 and the simple model analysis unit 20, the neutron flux at the inner and outer boundaries of the core obtained from the full model analysis unit 10 And a change in nuclear mass according to the irradiation time using the values of the reduction ratio of the neutron flux and the nuclear reaction cross-sectional area in each region obtained by the simple model analysis unit 20.

상기 핵종량의 변화는 수학식 1의 방사화에 따른 핵종 생성 및 소멸 평형식을 이용하여 구할 수 있다. The change in nuclide amount can be obtained by using the nuclide generation and extinction equilibrium according to the radiation of equation (1).

상기 데이터베이스(40)에는 상기 단순모델 해석부(20)에서 구한 상기 노심 외곽 영역에서의 중성자속의 감소비 및 핵반응단면적 세트에 대한 정보가 영역별로 저장되어 있다. The database 40 stores information about a reduction ratio of neutron flux and a set of nuclear reaction cross sections in the outer region of the core obtained by the simple model analysis unit 20.

즉, 상기 데이터 베이스(40)에는 수학식 1에서 사용되는 중성자속의 감소비 및 핵반응단면적 세트가 노심 외곽의 각 영역별로 미리 구비되어 있다. 일례로, 상기 데이터 베이스(40)에는 A1 영역, A2 영역, A3 영역별로 중성자속의 감소비 및 핵반응단면적에 관한 데이터가 미리 구비되어 있다. That is, the database 40 includes a reduction ratio of neutron flux and a set of nuclear reaction cross-sectional areas used in Equation 1 in advance for each region of the core. For example, the database 40 is provided with data regarding a reduction ratio of the neutron flux and a nuclear reaction cross-sectional area in advance for each of A 1 , A 2 , and A 3 regions.

한편, 상기 제어부(60)는 상기 중성자 발생부(50)에서의 중성자의 발생 및 상기 상호결과 연계부(30)에서의 연산작용에 대한 제어를 하는 역할을 할 수 있다. On the other hand, the control unit 60 may play a role of controlling the generation of neutrons in the neutron generator 50 and the operation of the interaction result linking unit 30.

도 5는 본 발명의 실시예에 따른 중수로 외곽 구조물 방사화선원항 평가 방법의 순서도이다.5 is a flowchart of a method for evaluating the radiation source term of the outer structure of the middle waterway according to an embodiment of the present invention.

도 5를 참조하면, 본 발명에 의하여 원자로 외곽구조물 방사화선원항을 평가 하기 위해서는, 먼저 전체노심 모델을 이용하여 노심 내부 및 노심의 내외곽 경계에서의 중성자속의 분포 및 변화를 계산한다(S100). 이때, 몬테카를로 방법론을 이용하여, 상기 노심 내부 및 노심 내외곽 경계영역에서의 중성자속의 분포 및 변화를 계산할 수 있다. Referring to FIG. 5, in order to evaluate the nuclear radiation source term of the reactor outer structure according to the present invention, first, the distribution and change of neutron flux at the inner and outer boundaries of the core are calculated using the entire core model (S100). . In this case, using the Monte Carlo methodology, it is possible to calculate the distribution and change of neutron flux in the inner and outer core boundary area.

그 다음에, 단순 모델을 이용하여 노심 외곽 구조물에서의 중성자속의 감소비 및 핵반응 단면적을 계산한다(S110). 이때, 상기 중성자속의 감소비는 노심내부의 중성자 거동특성과 외곽 구조물에서의 중성자 거동 특성을 대표하는 단순 모델을 이용하여 구할 수 있다.Next, a reduction ratio of neutron flux and a nuclear reaction cross-sectional area of the core outer structure are calculated using a simple model (S110). In this case, the reduction ratio of the neutron flux can be obtained using a simple model representing the neutron behavior of the core and the neutron behavior of the outer structure.

상기 단순 모델을 이용하여 계산한 중성자속의 감소비 및 핵반응 단면적에 대한 데이터는 상기 데이터 베이스부(40)에 저장된다.Data on the reduction ratio of the neutron flux and the nuclear reaction cross-sectional area calculated using the simple model are stored in the database unit 40.

그 다음에, 노심 외곽 구조물에서의 각각의 영역별로 실제의 중성자속을 계산한다(S120). 상기 실제의 중성자속은 노심 외곽 경계부에서의 중성자속의 절대값에 각 영역에서의 중성자속 감소비를 곱하여 구할 수 있다.Next, the actual neutron flux is calculated for each region in the core outer structure (S120). The actual neutron flux can be obtained by multiplying the absolute value of the neutron flux at the core outer boundary by the neutron flux reduction ratio in each region.

그 다음에, 상기 노심 외곽 구조물에서의 각각의 영역별로 방사선원항을 계산한다(S130). 상기 방사선원항은 상기 수학식 1과 같은 방사화에 따른 핵종 생성 및 소멸 평형식에 적용하여 계산할 수 있다. 이때, 상기 데이터 베이스부(40)에 저장된 각 영역에서의 핵반응단면적을 순차적으로 불러서 상기 방사화에 따른 핵종 생성 및 소멸 평형식에 대입할 수 있다. Next, the radiation source term is calculated for each region in the core outer structure (S130). The radiation source term may be calculated by applying the radionuclide generation and extinction equilibrium due to radiation as shown in Equation 1 above. At this time, the nuclear reaction cross-sectional area in each region stored in the database unit 40 may be sequentially called and substituted into the radionuclide generation and extinction equilibrium according to the radiation.

본 발명에 의하면, 몬테카를로 방법론을 이용하더라도 노심 내외곽 경계영역에서의 중성자속 도출은 노심 전체모델을 통해서도 쉽게 구할 수 있는 특성과, 노심 외곽 구조물 영역의 중성자속 및 핵반응단면적을 대표할 수 잇는 단순모델을 이용할 경우 외곽 영역에서의 중성자 감소비율 및 핵반응단면적 세트를 쉽게 구할 수 있다는 특성을 이용함으로써, 현재 난제로 존재하는 외곽 구조물에서의 방사화선원항을 쉽게 구할 수 있다.
According to the present invention, even when using the Monte Carlo methodology, the derivation of neutron flux in the inner and outer boundary regions of the core can be easily obtained through the entire core model, and a simple model that can represent the neutron flux and nuclear reaction cross-sectional area of the core outer structure region. In this case, it is possible to easily find the radiation source term in the outer structure, which is currently a difficult problem, by using the property that the neutron reduction ratio and the nuclear reaction cross-sectional area can be easily obtained in the outer region.

10 : 전체모델 해석부 11 : 노심 내부 해석부
12 : 경계 해석부 20 : 단순모델 해석부
30 : 상호결과 연계부 40 : 데이터 베이스부
50 : 중성자 발생부 60 : 제어부 10: whole model analysis unit 11: core internal analysis unit
12: boundary analysis unit 20: simple model analysis unit
30: mutual result linkage 40: database portion
50: neutron generator 60: control unit

Claims (10)

원자로 노심 내부에서 중성자를 발생시키는 중성자 발생장치;
상기 중성자 발생장치에서 발생된 중성자를 이용하여 상기 노심 내부에서의 중성자속(
Figure 112012021988173-pat00014
), 상기 노심 내외곽 경계에서의 중성자속(
Figure 112012021988173-pat00015
)을구하는 전체모델 해석장치;상기 노심 내부에서의 중성자속 감소비(
Figure 112012021988173-pat00016
)를 이용하여 상기 노심 외곽을 노심 내외곽 경계로부터 다수의 가상 영역으로 나누었을 때 형성되는 영역별로 중성자속을 구하고, 상기 영역별로 각각 중성자 스펙트럼을 계산하여 핵반응 단면적(
Figure 112012021988173-pat00017
)을 구하는 단순모델 해석장치;
상기 전체모델 해석장치 및 상기 단순모델 해석장치와 연결되어, 상기 전체모델 해석장치에서 구한 상기 노심 내외곽 경계에서의 중성자속과 상기 단순모델 해석장치에서 구한 중성자속 감소비(
Figure 112012021988173-pat00018
) 및 핵반응단면적(
Figure 112012021988173-pat00019
)을 이용하여 조사시간에 따른 핵종량 변화를 계산하는 상호결과 연계장치; 및
상기 단순모델 해석장치에서 구한 중성자속 감소비 및 핵반응 단면적에 대한 데이터가 상기 영역별로 각각 저장되는 데이터베이스장치;
를 포함하고,
상기 전체모델 해석장치는 상기 노심 내부의 수평 방향으로의 중성자속의 분포 및 변화를 해석하는 수평방향 해석장치, 및 상기 노심 내부의 수직 방향으로의 중성자속 분포 및 변화를 해석하는 수직방향 해석장치를 포함하며,
상기 단순모델 해석장치는 상기 전체모델 해석장치에서 구한 상기 노심 내부에서의 중성자속 감소비(
Figure 112012021988173-pat00020
) 및 상기 노심 내외곽 경계에서의 중성자속(
Figure 112012021988173-pat00021
)을
Figure 112012021988173-pat00022
의 식에 대입하여 n번째 영역에서의 중성자속(
Figure 112012021988173-pat00023
)을 구하고,
상기 상호결과 연계장치는,
상기 노심 외곽영역에서의 중성자속 절대값을
Figure 112012021988173-pat00024
의 식에 의하여 계산하고, 상기 노심 외곽영역에서의 중성자속 절대값(
Figure 112012021988173-pat00025
) 및 상기 핵반응단면적(
Figure 112012021988173-pat00026
) 을
Figure 112012021988173-pat00027
의 계산식에 대입하여 핵종량 변화를 계산하고,
상기 데이터 베이스에 저장되는 중성자속 감소비(
Figure 112012021988173-pat00028
) 및 핵반응단면적(
Figure 112012021988173-pat00029
)에 대한 데이터는 상기 상호결과 연계장치에서 실제 중성자속을 계산할 때, 순차적으로 불리워지는 원자로 외곽구조물 방사화선원항 평가장치.
(여기서, Ni = 핵종 i의 수밀도, λi = 핵종 i의 붕괴상수, σi = 스펙트럼이 가중된 핵종 i의 중성자 흡수단면적, δij = 핵종 j에서 i로의 방사성 붕괴분율, fik= 핵종 k의 중성자흡수로 인한 i로의 변환 분율, φ = 스펙트럼 및 공간에 대해 평균된 중성자속)A neutron generator for generating neutrons inside the reactor core;
Neutron flux inside the core by using neutrons generated by the neutron generator (
Figure 112012021988173-pat00014
), Neutron flux at the inner and outer boundaries of the core (
Figure 112012021988173-pat00015
Whole model analysis device for obtaining the neutron flux reduction ratio
Figure 112012021988173-pat00016
Neutron flux is calculated for each region formed when the outer periphery of the core is divided into a plurality of virtual regions from the inner and outer boundaries of the core, and the neutron spectrum is calculated for each of the regions to determine the nuclear reaction cross-sectional area (
Figure 112012021988173-pat00017
Simple model analysis device to find
The neutron flux at the inner and outer boundaries of the core obtained by the full model analyzer and the neutron flux reduction ratio obtained by the simple model analyzer are connected to the overall model analyzer and the simple model analyzer.
Figure 112012021988173-pat00018
) And nuclear reaction cross section (
Figure 112012021988173-pat00019
Reciprocal result linkage device for calculating the change in nuclear mass with time of irradiation; And
A database device for storing data about the neutron flux reduction ratio and the nuclear reaction cross-sectional area obtained by the simple model analyzer for each of the regions;
Including,
The overall model analyzer includes a horizontal analyzer for analyzing the distribution and change of neutron flux in the horizontal direction inside the core, and a vertical analyzer for analyzing the distribution and change of neutron flux in the vertical direction inside the core. ,
The simple model analysis device has a neutron flux reduction ratio inside the core obtained from the overall model analysis device.
Figure 112012021988173-pat00020
) And neutron flux at the inner and outer boundaries of the core
Figure 112012021988173-pat00021
)of
Figure 112012021988173-pat00022
The neutron flux in the nth region can be substituted by
Figure 112012021988173-pat00023
),
The mutual result linkage device,
Absolute value of neutron flux in the outer region of the core
Figure 112012021988173-pat00024
The absolute value of the neutron flux in the outer region of the core
Figure 112012021988173-pat00025
) And the nuclear reaction cross section (
Figure 112012021988173-pat00026
)
Figure 112012021988173-pat00027
Substituting into the equation for, calculates the change in nuclear mass,
Neutron flux reduction ratio stored in the database
Figure 112012021988173-pat00028
) And nuclear reaction cross section (
Figure 112012021988173-pat00029
) Is an apparatus for evaluating the radiation source term of the reactor outer structure which is called sequentially when calculating the actual neutron flux in the cross-linking device.
Where N i = number of nuclides i, λ i = decay constant of nuclide i, σ i = neutron absorptive area of spectrum-weighted nuclide i, δ ij = radionuclide j to i, f ik = nuclide fraction of conversion to i due to neutron absorption of k, φ = neutron flux averaged over spectrum and space) 삭제delete 삭제delete 삭제delete 삭제delete 원자로 노심 내부에 중성자를 발생시키는 단계;몬테카를로 방법론을 이용하여 상기 노심 내부에서의 중성자속(
Figure 112012039541830-pat00030
) 및 노심 내외곽 경계영역에서의 중성자속(
Figure 112012039541830-pat00031
)을 계산하는 단계;
상기 노심 외곽에서의 중성자속 감소비(
Figure 112012039541830-pat00032
)를 계산하는 단계;
상기 노심 내부에서의 중성자속 감소비(
Figure 112012039541830-pat00033
) 및 상기 노심 내외곽 경계에서의 중성자속(
Figure 112012039541830-pat00034
)을
Figure 112012039541830-pat00035
의 식에 대입하여 상기 노심 외곽을 노심 내외곽 경계로부터 다수의 가상 영역으로 나누었을 때 형성되는 영역별로 각각 중성자속(
Figure 112012039541830-pat00036
)을 계산하고, 상기 영역별로 각각 중성자 스펙트럼을 핵반응 단면적(
Figure 112012039541830-pat00037
)을 계산하는 단계;
상기 중성자속 감소비(
Figure 112012039541830-pat00038
) 및 핵반응 단면적(
Figure 112012039541830-pat00039
)에 대한 데이터가 상기 영역별로 각각 데이터 베이스에 저장되는 단계;
상기 데이터 베이스에 저장되는 중성자속 감소비 및 핵반응단면적에 대한 데이터는 상호결과 연계장치에서 실제 중성자속을 계산할 때, 순차적으로 불리워지는 단계;
상기 노심 외곽영역에서의 중성자속 절대값을
Figure 112012039541830-pat00040
의 식에 의하여 계산하고, 상기 노심 외곽영역에서의 중성자속 절대값(
Figure 112012039541830-pat00041
) 및 상기 핵반응단면적(
Figure 112012039541830-pat00042
)을
Figure 112012039541830-pat00043
의 계산식에 대입하여 핵종량 변화를 계산하는 원자로 외곽구조물 방사화선원항 평가 방법.
(여기서, Ni = 핵종 i의 수밀도, λi = 핵종 i의 붕괴상수, σi = 스펙트럼이 가중된 핵종 i의 중성자 흡수단면적, δij = 핵종 j에서 i로의 방사성 붕괴분율, fik= 핵종 k의 중성자흡수로 인한 i로의 변환 분율, φ = 스펙트럼 및 공간에 대해 평균된 중성자속)Generating neutrons inside the reactor core; using monte carlo methodology
Figure 112012039541830-pat00030
And neutron flux at the inner and outer boundary of the core
Figure 112012039541830-pat00031
Calculating;
Neutron flux reduction ratio outside the core
Figure 112012039541830-pat00032
Calculating;
Neutron flux reduction ratio inside the core
Figure 112012039541830-pat00033
) And neutron flux at the inner and outer boundaries of the core
Figure 112012039541830-pat00034
)of
Figure 112012039541830-pat00035
By substituting the equation, the neutron fluxes are formed for each region formed when the outer edge of the core is divided into a plurality of virtual regions from the inner and outer boundaries of the core.
Figure 112012039541830-pat00036
) And calculate the neutron spectra for each of these regions.
Figure 112012039541830-pat00037
Calculating;
The neutron flux reduction ratio (
Figure 112012039541830-pat00038
) And nuclear reaction cross section (
Figure 112012039541830-pat00039
Data stored in the database for each area;
Neutron flux reduction ratio and nuclear reaction cross-sectional data stored in the database are sequentially called when calculating the actual neutron flux in the cross-linking device;
Absolute value of neutron flux in the outer region of the core
Figure 112012039541830-pat00040
The absolute value of the neutron flux in the outer region of the core
Figure 112012039541830-pat00041
) And the nuclear reaction cross section (
Figure 112012039541830-pat00042
)of
Figure 112012039541830-pat00043
A method for evaluating the radiation source term of a reactor outer structure that calculates the change in nuclear mass by substituting the equation of.
Where N i = number of nuclides i, λ i = decay constant of nuclide i, σ i = neutron absorption cross-section of spectrum-weighted nuclide i, δ ij = radionuclide j to i, f ik = nuclide fraction of conversion to i due to neutron absorption of k, φ = neutron flux averaged over spectrum and space) 삭제delete 삭제delete 삭제delete 삭제delete
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