현대 nodal code는 원자로의 출력분포와 임계도를 정확하면서도 매우 효율적으로 계산해낸다. 그러나 이 경우 핵연료 집합체내의 세세한 출력분포는 알 수가 없게 되는데 본 논문에서는 이러한 것을 nodal 계산결과로부터 재생하는 방법에 대해서 연구해 보았다. 본 연구에서는 핵연료 집합체의 표면부근에서 열중성자속의 분포가 급격히 변하는 현상을 고려한 개선된 form function 방법을 개발하였다. 새 방법을 몇 개의 가압경수로 benchmark problem에 응용해본 결과 기존의 방법에서 초래되었던 열 중성자속의 큰 재생오차가 속 중성자 속의 재생오차와 비슷하게 줄었으며 따라서 출력분포의 재생오차도 크게 감소하였다. 또한 중성자속의 분포변화가 매우 큰 baffle과 인접한 집합체에서의 출력분포 재생오차도 크게 줄일 수 있었다.
This paper is a study on an accurate and computationally efficient method for reconstructing pointwise power distributions from coarse-mesh nodal calculations. The modern nodal codes can calculate global reactor power shapes and criticality very efficiently and accurately. But inherent in the nodal procedures, there is inevitable loss of information on local heterogeneous quantities. In this study, an improved form function method which reflects the exponential transition of the thermal flux near the assembly surface is developed for the reconstruction of the heterogeneous fluxes. Use of the new form function method in several pressurized water reactor (PWR) benchmark problems reduces the maximum errors in the reconstructed thermal flux to those in the reconstructed fast flux. Even for assemblies adjacent to the steel baffle in realistic PWR cores, use of this method also results in improved pointwise power reconstruction.
