KR20180125255A - 경수로 원자로 분석을 위한 하이브리드 연소 방법 - Google Patents

Abstract

몬테칼로 방법과 결정론적 방법을 융합하여 핵연료 연소량을 계산하는 방법에 관한 것으로서, 보다 구체적으로 72 군의 중성자속 및 핵반응 단면적을 계산하고, 이를 1 군으로 축약하여 연소 계산을 수행하는 새로운 핵연료 연소량 계산 방법을 개시한다.

Description

경수로 원자로 분석을 위한 하이브리드 연소 방법{HYBRID DEPLETION METHOD FOR LIGHT WATER REACTOR ANALYSIS}

원자로 물리학 분야에 연관되며, 보다 특정하게는 원자로의 핵연료의 연소량 분석을 제공하는 방법에 있어서, 몬테칼로(Monte Carlo) 방법을 응용하여 핵연료 연소량을 분석하는 방법에 연관된다.

핵연료 연소량 분석을 수행하는 방법으로는 몬테칼로(Monte Carlo) 방법에 기반한 몬테칼로 코드와 결정론적 방법에 기반한 결정론적 코드를 활용하는 방법이 종래에 존재했다. 각 예로 MCS 코드와 STREAM(Steady state and Transient REactor Analysis code with Method of Characteristics) 코드 등이 있다. 몬테칼로 연소계산은 연속에너지 핵반응 단면적을 사용하고 기하학적 근사를 하지 않으므로 정확한 모델을 구성하여 계산 할 수 있다는 장점이 존재한다.

상용 3차원 전노심 해석의 경우에는 일반적으로 결정론적 방법에 의한 집합체별 다군 핵반응 단면적을 생산하여 집합체 단위의 노달계산을 수행하는 2 단계 계산 방식을 사용해왔다. 최근 컴퓨터 성능의 발전으로 결정론적 방법과 몬테칼로 방법을 이용하여 3차원 전노심을 1 단계로 직접 해석하는 방식이 대두되고 있다. 3차원 전노심 해석 방법과 결과 검증을 위한 BEAVRS(Benchmark for Evaluation And Validation of Reactor Studies) 벤치마크가 2013년 MIT(Massachusetts Institute of Technology)에 의해 발표되었다.

관련 선행문헌으로는 사용후 핵연료의 핵연료봉별 축방향 감마선량 및 연소도 분포 측정 방법에 관한 KR 10-1406881 B1 및 열수력 안전해석코드를 이용한 원자로 노심 평가방법에 관한 KR 10-2009-0102323 이 존재한다

일실시예에 따르면, 다군 중성자속을 계산하는 단계, 상기 다군 중성자 핵반응 단면적을 계산하는 단계, 상기 다군 중성자속과 핵반응 단면적을 단일 군 중성자속과 핵반응 단면적으로 축약하는 단계, 상기 축약되는 단일 군 중성자속과 핵반응 단면적을 이용하여 핵연료 연소 계산을 수행하는 단계 및 상기 핵연료 연소에 사용되는 각 핵종 별 수밀도를 계산하는 단계를 포함하는 핵연료 연소 계산 방법이 개시된다.

다른 일실시예에 따르면, 상기 다군 중성자속을 계산하는 단계는 몬테칼로 방법의 MCS 코드를 이용할 수 있고, 상기 다군 중성자 핵반응 단면적을 계산하는 단계는 결정론적 방법의 STREAM(Steady state and Transient REactor Analysis code with Method of Characteristics) 코드를 이용하는 방법일 수 있다.

또 다른 일실시예에 따르면 상기 다군 핵반응 단면적은 공명 처리 된 핵반응 단면적을 이용하는 방법이 개시된다. 또한 상기 다군 중성자 속은 72 군 구조로써 핵연료 연소 계산에 활용될 수 있다.

도 1은 일실시예에 따른 원자로의 핵연료봉을 도시한다.
도 2는 일실시예에 따른 복수의 핵연료봉 다발로 구성된 핵연료 집합체의 모습을 도시한다.
도 3은 일실시예에 따른 하이브리드 핵연료 연소 계산을 수행하는 과정을 도시한다.
도 4는 일실시예에 따른 하이브리드 핵연료 연소 계산 방법의 흐름도이다.
도 5는 일실시예에 따라 각 계산 방법의 경우에 스레드(thread)의 수에 대응하는 스레드(thread) 당 메모리 사용량을 나타낸다.
도 6은 일실시예에 따라 스레드의 수에 대응하는 총 메모리 감소량을 도시한다.

이하에서, 실시예들을 첨부된 도면을 참조하여 상세하게 설명한다. 그러나, 권리범위는 이러한 실시예들에 의해 제한되거나 한정되는 것은 아니다. 각 도면에 제시된 동일한 참조 부호는 동일한 부재를 나타낸다.

아래 설명에서 사용되는 용어는, 연관되는 기술 분야에서 일반적이고 보편적인 것으로 선택되었으나, 기술의 발달 및/또는 변화, 관례, 기술자의 선호 등에 따라 다른 용어가 있을 수 있다. 따라서, 아래 설명에서 사용되는 용어는 기술적 사상을 한정하는 것으로 이해되어서는 안 되며, 실시예들을 설명하기 위한 예시적 용어로 이해되어야 한다.

또한 특정한 경우는 출원인이 임의로 선정한 용어도 있으며, 이 경우 해당되는 설명 부분에서 상세한 그 의미를 기재할 것이다. 따라서 아래 설명에서 사용되는 용어는 단순한 용어의 명칭이 아닌 그 용어가 가지는 의미와 명세서 전반에 걸친 내용을 토대로 이해되어야 한다.

원자로 노심(Reactor)이란 원자로 내부에서 핵연료 집합체가 장착되어 핵분열 반응 및 제어가 일어나는 3 차원 공간을 의미한다. 일반적으로 노심에는 핵연료 집합체 177 다발, 제어봉 집합체 73 개, 노심 내의 상태를 감시하는 노내계측기 45 개 및 중성자 원봉 2 개가 설치될 수 있다.

핵반응 단면적은 한 개의 중성자가 핵과 반응하는 확률을 나타내는 핵의 유효 표면 면적을 의미한다. 보다 구체적으로 핵반응 단면적에는 미시적 단면적과 거시적 단면적이 존재한다 핵반응이 일어나는 빈도는 한 개의 중성자가 한 개의 핵에 충돌하는 확률에 비례하기 때문에, 한 개의 중성자가 한 개의 핵에 충돌하는 확률을 나타내는 지표가 미시적 단면적이다. 반면에 거시적 단면적은 매질 내 모든 핵의 미시적 단면적의 합으로 정의한다. 즉, 중성자의 단위 이동 거리 당 매질 내 핵종과 중성자 반응 확률을 나타낸다. 따라서 핵종이 가지고 있는 미시적 단면적에 그 핵종의 수밀도(Number density)를 곱한 것으로 구할 수 있다.

핵반응률은 표적 핵종의 수밀도, 단면적 및 중성자속의 곱으로 정의되며, 단위 부피에서 1 초 동안 일어나는 핵반응의 수를 의미한다. 따라서 상기 핵반응률을 보면 핵반응이 얼마나 활발하게 일어나는지 알 수 있다.

몬테칼로(MC) 방법을 이용하는 연소량 계산의 경우에는, (흡수), (n, γ), (n, α), (n, 2n), (n, 3n), (n, p) 및 (n, f)를 포함하여 7 가지 반응 유형이 연소량 계산 중에 고려된다. 상기 몬테칼로 방법은 3 군 핵분열 수율을 고려하여 3 군 핵분열 반응도가 필요하기 때문에 총 9 개의 반응 속도를 계산한다. 이러한 반응도는 모든 연소 지역의 모든 핵종(Nuclides)에 대하여 계산되어야 한다. 따라서 상용원자로 설계에 이용하기 위한 몬테칼로(MC) 연소 계산의 조건은 하나의 핵연료봉을 400개의 축 방향 메시(Axial mesh)와 10개의 방사 영역(Radial ring)으로 나누어 분석하는 것이 필요하다. 이 경우에 2 억 개의 연소 지역에 하나의 연소 지역에서 고려하는 핵종(Nuclides)은 보통 300 여개로써, 이를 계산할 시 약 5 Tb 이상의 메모리가 필요하다.

상기 몬테칼로 방법에서는 연소계산을 수행하기 전에 다수의 핵종에 대한 다양한 반응 유형(reaction type)을 고려한 핵반응율을 계산한다. 따라서 연소계산 수행 전 수송계산에서 모든 연소 지역의 다수의 핵종에 대한 다양한 핵반응율을 계산하는 데에만 4.3 Tb의 메모리가 필요하다. 반면에 하이브리드 연소계산 방법은 핵종 및 반응 유형에 대한 계산을 수행하지 않는 대신 다군 중성자속에 대한 계산만 수행한다. 따라서, 몬테칼로 수송계산 시에 필요한 메모리를 줄일 수 있게 된다.

또한 상기 몬테칼로 방법을 이용하는 경우에는 연속에너지 핵반응 단면적 자료 (continuous energy cross-section data)을 가지고 단일 군 핵반응 단면적을 계산하기 때문에 정확한 계산이 가능하다. 반면에 결정론적 방법을 이용하는 경우에는 연속에너지 핵반응 단면적 자료를 사용할 수 없고, 핵반응 단면적을 다군으로 축약하여 반응 확률에 대해 이산적(discrete) 분포를 사용한다. 모든 결정론적 코드에서는 다군 축약된 핵반응 단면적을 공명 처리를 통해 축약에 의한 정확도 손실을 보정한다. 다군 공명 처리된 유효 핵반응 단면적을 사용하더라도 그 정확도는 여전히 몬테칼로 방법에 비해 상대적으로 낮다.

또한 몬테칼로 방법에서는 연속에너지 구조로부터 단일군 혹은 다군 중성자속을 계산하는 반면 결정론적 방법에서는 다군 에너지 구조를 중성자속 계산에 그대로 사용함으로써, 이로 인한 정확도 손실이 발생한다.

따라서 이러한 문제를 해결하기 위하여 하이브리드 연소계산 방법을 이용하게 되면, 몬테칼로 방법에 의한 연속에너지 구조로부터 계산된 다군 중성자속과 결정론적 방법에 의해 공명 처리된 다군 유효 핵반응 단면적을 가지고 단일 군 축약을 하게 됨으로 계산 메모리를 크게 줄일 수 있다. 이러한 하이브리드 연소계산 방법이 몬테칼로 방법과 상응하는 정확도를 내기 위해서는, 높은 정확도의 유효 핵반응 단면적이 필요하다. 이는 공명 처리 방법의 개선과 발전에 의존한다. 상기 하이브리드 연소계산에서는 세계 최고 수준의 공명 처리 방법을 적용한 STREAM 코드가 활용되었다. 결론적으로 상기 핵연료 연소계산 방법은 몬테칼로 방법과 결정론적 방법을 융합하는 새로운 계산 방식이다.

도 1은 일실시예에 따른 원자로의 핵연료봉을 도시한다. 원자로 내에 위치하는 핵연료봉은 일반적으로 우라늄이 피복관으로 둘러 쌓인 지름 1cm, 길이 400cm 정도의 원형 막대를 가리킨다. 도 1에서 110은 연료봉, 120은 클래딩(Cladding), 130은 상기 연료봉(110)과 클래딩(120) 사이의 틈(Gap)을 가리킨다. 그리고 140은 핵연료봉 주위를 둘러싸고 있는 붕산수(Borated Water)를 나타낸다.

도 2는 일실시예에 따른 복수의 핵연료봉 다발로 구성된 핵연료 집합체의 모습을 도시한다. 원자로(200)에는 복수의 연료봉(210)과 안내관(220)이 존재한다. 다수의 상기 연료봉(210) 사이에 안내관(220)이 일부 배열된 형태로 구성될 수 있다.

상기 연료봉(210)은 도 1에서와 마찬가지로 클래딩(Cladding)으로 둘러쌓여 있으며, 상기 클래딩의 외부에는 붕산수(Borated Water)가 존재한다. 그리고 상기 안내관(Guide Tube, 220)은 물로 차 있다.

도 2는 예시적으로 상기 연료봉 및 안내관이 17 X 17 형태로 배열되어 있는 총 289 개의 봉의 모습을 도시하고 있으나, 반드시 289 개로 구성되어야 하는 것은 아니다.

일반적인 핵연료 집합체는 16 X 16 격자형으로 배열되는 236개의 핵연료봉 및 가연성 독물질봉과 핵연료 골격체로 구성될 수 있다. 상기 핵연료 골격체는 상기 핵연료봉 및 독물질봉을 지지하고, 제어봉이 노심 내로 삽입되는 안내 경로를 제공할 수 있다.

제어봉 집합체는 안내관(220)을 따라 삽입될 수 있는 거미발 형태의 묶음 다발로서, 제어봉 4개 또는 12개로 구성될 수 있고, 각각 41개 및 32개가 노심에 설치될 수 있다.

도 3은 일실시예에 따른 하이브리드(Hybrid) 핵연료 연소 계산을 수행하는 과정을 도시한다. 300은 핵연료 연소계산 수행의 전체 과정을 가리킨다. 310은 수송 계산 단계, 320은 다군 핵반응 단면적의 공명 처리를 위해 보정 인자(Dancoff factor)를 생산하는 고정 중성자 선원 계산 단계, 330은 세부적인 고정 중성자원 계산(Fixed source calculation)의 단계를 의미한다. 그리고 340은 모든 연소 구역의 수를 총 계산 프로세서로 나누어 각 프로세서에 연소계산을 수행할 연소구역을 분배하는 단계를 가리키고, 350은 핵연료 연소계산을 수행하고 다음 수송계산에 사용될 핵종의 수밀도를 계산하는 단계를 의미한다. 마지막으로 360은 공명처리를 통한 72 군 유효 핵반응 단면적을 계산하는 단계이다.

수송 계산 단계(310)는 복수의 스레드(thread)를 이용하여 72 군 중성자속(Flux)을 계산한다. 도 3에서는 예시적으로 72 군으로 한정하여 설명하였으나, 이에 한정되는 것은 아니며 경우에 따라서 그룹의 수는 변경될 수 있다. 복수의 스레드(thread)는 다군 중성자속(Flux)을 병렬 계산을 통해 계산한다. 또한 상기 복수의 스레드가 72 군의 중성자속을 계산하는 방법은 몬테칼로 코드(MCS)를 이용할 수 있다.

고정 중성자 선원 계산 단계(320, 330)에서는 STREAM 코드에서 72 군의 핵반응 단면적의 공명 처리를 위해 필요한 보정 인자(Dancoff factor)를 계산하기 위한 과정을 보여준다. 먼저 다군 핵반응 단면적 자료(Multigroup cross section data)와 포인트와이즈 핵반응 단면적 자료를 불러온다. 다음으로 특성곡선법(Method of Characteristics)을 이용하여 고정 중성자 선원 계산을 수행하고, 72 군의 핵반응 단면적의 공명 처리를 위한 보정 인자(Dancoff factor)를 계산한다.

복수의 스레드(thread)에 연소지역을 분배하는 단계(340)에서는 병렬 연소계산을 위해 총 연소지역 개수를 총 스레드(thread)의 개수로 나누어 각 스레드(thread) 별로 연소계산을 수행할 수 있도록 한다.

각 스레드(thread)에서 연소계산을 수행하는 단계(350)에서는 1 군 핵반응 단면적으로 각 연소지역에 대한 연소계산 수행하고 각 핵종의 수밀도를 계산한다. 이에 필요한 1 군 핵반응 단면적은 72 군 유효 핵반응 단면적과 몬테칼로 수송 계산에서 계산된 72 군 중성자속을 가지고 축약하여 생산한다. 상기 계산된 수밀도는 다음 몬테칼로 수송 계산에 이용된다.

마지막으로 72 군 유효 핵반응 단면적 계산하는 단계(360)에서는 공명 처리를 위해 단위 핵연료봉 기반 감속 계산법(Pin-based pointwise energy slowing down method)을 이용한다. 연소 계산에 사용되는 각 핵종의 수밀도를 계산한다.

도 4는 일실시예에 따른 하이브리드(Hybrid) 핵연료 연소 계산 방법의 흐름도이다. 일실시예에 따른 핵연료 연소 계산 방법은 72 군 중성자속 계산 단계(410), 72 군 핵반응 단면적 계산 단계(420), 1 군으로 축약하는 단계(430), 연소 계산 수행 단계(440) 및 각 핵종별 수밀도 계산 단계(450)로 구성될 수 있다.

도 4에서는 다군 중성자속 및 핵반응 단면적 계산을 72 군 중성자속 및 핵반응 단면적 계산으로 예시하였다.

72 군 중성자속 계산 단계(410)는 몬테칼로 수송 계산으로부터 72 군 각각의 중성자속을 계산한다. 이에 복수의 스레드를 이용하여 병렬적 계산을 수행하는 것이 가능하다.

72 군 핵반응 단면적 계산 단계(420)는 STREAM으로부터 72 군 각각의 핵반응 단면적을 계산한다. STREAM은 방법론 상으로 에너지 군별로 나누어진 핵반응 단면적의 계산이 필요하다. 따라서 430 단계에서 1 군으로의 축약을 위해 72 군의 중성자속을 계산하는 단계(410)가 함께 필요하다.

STREAM 코드는 단위 핵연료봉 기반 감속 계산법을 사용하여 핵반응 유효 단면적을 높은 정확도로 생산할 수 있다.

1 군으로 축약하는 단계(430)는 72 군의 중성자속 및 핵반응 단면적의 계산 단계(410, 420)로부터 계산되는 다군 중성자속 및 핵반응 단면적은 단일 군으로 축약한다. 다시 말해 72 군 중성자속 및 핵반응 단면적을 이용하여 1 군 중성자속 및 핵반응 단면적을 생성한다.

연소 계산 수행 단계(440)는 상기 1 군으로 축약된 중성자속 및 핵반응 단면적을 이용하여 직접 연소 계산을 수행하는 단계이다.

각 핵종별 수밀도 계산 단계(450)는 상기 연소 계산 수행 단계(440)의 결과 로서 연소에 의한 각 핵종별 수밀도의 증가와 감소를 의미한다.

상기 하이브리드 핵연료 연소계산 방법에 따르면, 연소 지역(burnup region)당 연소계산에서 고려하는 모든 핵종의 수밀도 저장해야 한다. 상기 계산에서는 1,374개의 핵종이 고려되었다. 그러나 수밀도의 정보는 병렬적 계산에 의해 각 스레드에 분배하여 저장할 수 있기 때문에, 계산 스레드의 수에 따라 수밀도를 저장하기 위한 메모리의 사용이 감소된다.

일실시예에 따르면 상기 하이브리드 핵연료 연소계산 방법은 몬테칼로 수송 계산으로부터 계산되는 핵반응 단면적을 사용하는 대신에, STREAM의 다군 핵반응 단면적 생성 루틴에서 공명 처리된 유효 핵반응 단면적을 사용할 수 있다. STREAM은 다군 핵반응 단면적을 생성하기 위한 다군 에너지 구조를 가질 수 있으며, 예시적으로 72 개의 다군 에너지 구조를 가질 수 있다. 상기 STREAM의 에너지군 구조에 따라 몬테칼로 코드(MCS)는 72 군의 공명 처리된 핵반응 단면적을 가지고 연소 계산을 수행하기 위해 72 군의 중성자속을 계산하여 축약된 1 군 핵반응 단면적을 생산한다.

도 5는 일실시예에 따라 각 계산 방법의 경우에 스레드(thread)의 수에 대응하는, 연소계산을 위해 추가적으로 필요한 메모리 사용량을 나타낸다. 상기 연소계산을 위해 추가적으로 필요한 데이터는 연소계산에서 고려되는 1,374개의 핵종들의 수밀도와 연소계산을 위한 핵종 별 1 군 핵반응 단면적을 일컫는다. 수송계산에서 필요한 구조 정보, 물질 정보, 연속에너지 핵반응 단면적 정보는 여기에서 고려하지 않는다. 1 군 핵반응 단면적 데이터에 대하여 몬테칼로 방법은 1 군 핵반응 단면적 그 자체를 가리키고, 하이브리드 방법은 1 군 핵반응 단면적을 생산하기 위해 사용되는 72 군 중성자속 또는 72 군 핵반응 단면적 데이터를 가리킨다. 하지만 72 군 핵반응 단면적 데이터는 결정론적 방법에 의해 각 연소지역에 대한 연소계산이 실시될 때 생산되고 종료와 함께 소멸되기 때문에, 72 군 핵반응 단면적에 필요한 메모리 요구량은 무시할 수 있다. 따라서 하이브리드 방법에서는 72 군 중성자속 계산에 필요한 메모리 요구량만 고려한다.

실선은 연소계산에서 고려되는 1,374개의 핵종들의 수밀도를 저장하기 위해 필요로 하는 메모리 요구량을 나타낸다. 원 표시되는 실선은 몬테칼로(MC) 방법의 메모리 요구량을 나타내고, 사각형 표시되는 실선은 하이브리드(Hybrid) 방법의 메모리 요구량을 나타낸다.

먼저 수밀도 저장에 필요한 메모리 요구량을 살펴보면 스레드의 수가 증가할수록 감소하는 것을 알 수 있다. 이는 병렬 연소계산에 의해 연소계산에 사용되는 수밀도 정보는 각 스레드 별로 나누어 저장될 수 있기 때문이다. 1개의 스레드를 사용했을 때 몬테칼로 방법과 하이브리드 방법을 비교하는 경우에, 몬테칼로 수송 계산 시 필요한 메모리를 비교하게 되면 몬테칼로 방법은 9,127Gb 정도인 반면에 하이브리드 방법은 4,843Gb가 요구된다. 하지만 20개의 스레드를 사용한 경우 각각 88,281Gb 와 2,584Gb 가 요구되는 것을 확인할 수 있다. 이는 각 스레드 수가 증가함에 따라 수밀도 정보를 저장하는데 필요한 메모리 요구량이 줄고, 1 군 핵반응 단면적 데이터 계산에 필요한 메모리 요구량이 스레드 수만큼 증가하기 때문이다.

도 6은 일실시예에 따라 스레드의 수에 대응하는 메모리 감소 인자(Memory reduction factor)를 도시한다. 스레드의 수가 증가할수록 메모리 사용량에 대한 메모리 감소 인자는 점차 증가하다가 일정 수준에서 수렴해가는 것을 확인할 수 있다. 그 효과는 30배 이상의 메모리 감소로 나타난다.

하이브리드(Hybrid) 방법을 이용하는 경우와 몬테칼로 방법을 이용하는 경우에 연소계산에 필요한 1군 핵반응 단면적 또는 중성자속 계산에 필요한 메모리의 양은 아래의 표 1에서 살펴본다.

연소량 계산 방법	몬테칼로(MC) 방법	하이브리드(Hybrid) 방법
Reaction Type	9	X
Flux group	1	72
Fuel rod	50952	50952
Axial mesh	400	400
Radial ring	10	10
Nuclides	300	X
Data type(byte)	8	8
Total memory(Gigabyte)	4402.3	117.4

위 표 1의 예시에서, 제안되는 하이브리드 방법을 이용하는 경우에 반응 유형(Reaction type)과 핵종의 수(Nuclides)를 고려하지 않는다. 대신 72 군의 중성자속을 고려하게 되고 나머지 핵연료봉(Fuel rod), 축방향 메시(Axial mesh), 방사형 영역(Radial ring)에 대한 계산은 기존 몬테칼로 방법과 공통된다. 또한 데이터 타입(Data type)은 8 bytes로 동일하다.

이러한 계산상의 차이점이 존재하고, 상기 하이브리드 방법을 이용하여 계산을 수행하면 1군 핵반응 단면적 생산에 필요한 메모리의 요구량을 약 117.4 Gigabyte로 줄일 수 있다. 또한 몬테칼로 수송계산 시 각 연소지역의 모든 핵종들에 대한 핵반응 단면적 계산을 수행하지 않으므로 계산 시간이 줄어들게 된다. 상기 계산 시간의 경우에는 MCS 코드로 평가 하였을 때 수송 계산에 있어서 10% 적게 소요된다. 이러한 계산에 사용되는 시간이 많이 소요될수록 하이브리드 방법으로 인한 계산 시간의 절감은 커지게 된다. 또한 하이브리드 방법에서 연소계산 시 다군 핵반응 단면적 계산에 따른 시간 소요를 이를 통해 보완하게 되므로 계산 시간에서의 손실은 발생하지 않는다.

이상에서 설명된 장치는 하드웨어 구성요소, 소프트웨어 구성요소, 및/또는 하드웨어 구성요소 및 소프트웨어 구성요소의 조합으로 구현될 수 있다. 예를 들어, 실시예들에서 설명된 장치 및 구성요소는, 예를 들어, 프로세서, 콘트롤러, ALU(arithmetic logic unit), 디지털 신호 프로세서(digital signal processor), 마이크로컴퓨터, FPA(field programmable array), PLU(programmable logic unit), 마이크로프로세서, 또는 명령(instruction)을 실행하고 응답할 수 있는 다른 어떠한 장치와 같이, 하나 이상의 범용 컴퓨터 또는 특수 목적 컴퓨터를 이용하여 구현될 수 있다. 처리 장치는 운영 체제(OS) 및 상기 운영 체제 상에서 수행되는 하나 이상의 소프트웨어 애플리케이션을 수행할 수 있다. 또한, 처리 장치는 소프트웨어의 실행에 응답하여, 데이터를 접근, 저장, 조작, 처리 및 생성할 수도 있다. 이해의 편의를 위하여, 처리 장치는 하나가 사용되는 것으로 설명된 경우도 있지만, 해당 기술분야에서 통상의 지식을 가진 자는, 처리 장치가 복수 개의 처리 요소(processing element) 및/또는 복수 유형의 처리 요소를 포함할 수 있음을 알 수 있다. 예를 들어, 처리 장치는 복수 개의 프로세서 또는 하나의 프로세서 및 하나의 콘트롤러를 포함할 수 있다. 또한, 병렬 프로세서(parallel processor)와 같은, 다른 처리 구성(processing configuration)도 가능하다.

소프트웨어는 컴퓨터 프로그램(computer program), 코드(code), 명령(instruction), 또는 이들 중 하나 이상의 조합을 포함할 수 있으며, 원하는 대로 동작하도록 처리 장치를 구성하거나 독립적으로 또는 결합적으로(collectively) 처리 장치를 명령할 수 있다. 소프트웨어 및/또는 데이터는, 처리 장치에 의하여 해석되거나 처리 장치에 명령 또는 데이터를 제공하기 위하여, 어떤 유형의 기계, 구성요소(component), 물리적 장치, 가상 장치(virtual equipment), 컴퓨터 저장 매체 또는 장치, 또는 전송되는 신호 파(signal wave)에 영구적으로, 또는 일시적으로 구체화(embody)될 수 있다. 소프트웨어는 네트워크로 연결된 컴퓨터 시스템 상에 분산되어서, 분산된 방법으로 저장되거나 실행될 수도 있다. 소프트웨어 및 데이터는 하나 이상의 컴퓨터 판독 가능 기록 매체에 저장될 수 있다.

실시예에 따른 방법은 다양한 컴퓨터 수단을 통하여 수행될 수 있는 프로그램 명령 형태로 구현되어 컴퓨터 판독 가능 매체에 기록될 수 있다. 상기 컴퓨터 판독 가능 매체는 프로그램 명령, 데이터 파일, 데이터 구조 등을 단독으로 또는 조합하여 포함할 수 있다. 상기 매체에 기록되는 프로그램 명령은 실시예를 위하여 특별히 설계되고 구성된 것들이거나 컴퓨터 소프트웨어 당업자에게 공지되어 사용 가능한 것일 수도 있다. 컴퓨터 판독 가능 기록 매체의 예에는 하드 디스크, 플로피 디스크 및 자기 테이프와 같은 자기 매체(magnetic media), CD-ROM, DVD와 같은 광기록 매체(optical media), 플롭티컬 디스크(floptical disk)와 같은 자기-광 매체(magneto-optical media), 및 롬(ROM), 램(RAM), 플래시 메모리 등과 같은 프로그램 명령을 저장하고 수행하도록 특별히 구성된 하드웨어 장치가 포함된다. 프로그램 명령의 예에는 컴파일러에 의해 만들어지는 것과 같은 기계어 코드뿐만 아니라 인터프리터 등을 사용해서 컴퓨터에 의해서 실행될 수 있는 고급 언어 코드를 포함한다. 상기된 하드웨어 장치는 실시예의 동작을 수행하기 위해 하나 이상의 소프트웨어 모듈로서 작동하도록 구성될 수 있으며, 그 역도 마찬가지이다.

실시예들이 비록 한정된 도면에 의해 설명되었으나, 해당 기술분야에서 통상의 지식을 가진 자라면 상기의 기재로부터 다양한 수정 및 변형이 가능하다. 예를 들어, 설명된 기술들이 설명된 방법과 다른 순서로 수행되거나, 및/또는 설명된 시스템, 구조, 장치, 회로 등의 구성요소들이 설명된 방법과 다른 형태로 결합 또는 조합되거나, 다른 구성요소 또는 균등물에 의하여 대치되거나 치환되더라도 적절한 결과가 달성될 수 있다.

그러므로, 다른 구현들, 다른 실시예들 및 특허청구범위와 균등한 것들도 후술하는 특허청구범위의 범위에 속한다.

Claims (9)

1. 복수의 다군 중성자속을 계산하는 단계;
   복수의 다군 핵반응 단면적을 계산하는 단계;
   상기 복수의 다군 중성자속과 상기 복수의 다군 핵반응 단면적을 단일 군의 중성자속과 유효 핵반응 단면적으로 축약하는 단계;
   상기 축약되는 단일 군 중성자속과 유효 핵반응 단면적을 이용하여 핵연료 연소 계산을 수행하는 단계; 및
   상기 핵연료 연소에 사용되는 각 핵종 별 수밀도를 계산하는 단계
   를 포함하는 핵연료 연소계산 방법.
   
2. 제1항에 있어서,
   상기 복수의 다군 중성자속을 계산하는 단계는 몬테칼로 코드(MCS)를 이용하는 방법.
   
3. 제2항에 있어서,
   상기 복수의 다군 핵반응 단면적을 계산하는 단계는 STREAM(Steady state and Transient REactor Analysis code with Method of Characteristics)를 이용하는 방법.
   
4. 제3항에 있어서,
   상기 복수의 다군 핵반응 단면적은 공명 처리된 유효 핵반응 단면적을 이용하는 방법.
   
5. 제4항에 있어서,
   상기 복수의 다군 중성자속 계산 단계는, 72 개의 중성자군을 사용하는 핵연료 연소계산 방법.
   
6. 복수의 다군 중성자속과 복수의 핵반응 단면적을 계산하는 프로세서; 및
   핵연료 연소에 사용되는 각 핵종의 정보를 저장하는 저장소
   를 포함하고,
   상기 프로세서는 상기 복수의 다군 중성자속과 복수의 핵반응 단면적을 단일 군의 중성자속과 유효 핵반응 단면적으로 축약하고, 상기 축약되는 단일 군 중성자 속과 유효 핵반응 단면적을 이용하여 핵연료 연소 계산을 수행하고, 상기 핵연료 연소 계산에 따라 연소된 핵연료의 각 핵종 별 수밀도를 계산하는
   핵연료 연소계산 장치.
   
7. 제6항에 있어서,
   상기 프로세서는 몬테칼로 코드(MCS)를 이용하여 상기 복수의 다군 중성자속을 계산하는 핵연료 연소계산 장치.
   
8. 제7항에 있어서,
   상기 프로세서는 STREAM(Steady state and Transient REactor Analysis code with Method of Characteristics)를 이용하여 상기 복수의 다군 핵반응 단면적을 계산하는 핵연료 연소계산 장치.
   
9. 제1항 내지 제5항 중 어느 한 항의,
   핵연료 연소계산 방법을 수행하는 프로그램을 수록한 컴퓨터 판독 가능 기록 매체.

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