가압경수로의 핵연료관리 정책 결정에 사용될 간편한 해석제재를 수립하기 위한 시도로서 TDCORE 및 RELOAD-II 전산코드를 채택했다. TDCORE전산코드는 고리 1호기에서 제 5주기까지의 노심내 출력 및 연소도이력과정을 묘사하는데 사용했으며, 이 코드의 타당성은 노심내 측정치와의 비교를 통해 입증했다. RELOAD-II 전산코드는 고리 1호기의 중요한 핵연료관리 정책사항중의 하나인 연료집합체의 최적 재장전모형을 선정하는데 이용했다. 핵연료관리 해석에 대한 두 전산코드의 용도 및 응용에 관해 기술했다.
The TDCORE and the RELOAD-II codes are adopted in an attempt to establish a simplified computational system for the in-core fuel management decisions of a PWR. The TDCORE is being used to simulate the power and burnup behavior of the Gori unit 1 PWR during the fuel cycle 1 through the cycle 5. The validity of the TDCORE code is also presented by comparing the TDCORE prediction with the in-core measurements. The RELOAD-II code is used to determine the optimum fuel loading pattern which is one of the most important decisions of the Gori unit 1 reactor. The utility and applicability of two codes for the fuel management analyses are described.
