보고서 정보
주관연구기관 |
울산과학기술원 Ulsan National Institute of Science and Technology |
연구책임자 |
이덕중
|
참여연구자 |
이현석
,
김원경
,
박진수
,
조윤기
,
정은
,
장준경
,
최수영
,
최지원
,
박혜민
,
정상걸
,
박민용
,
김한주
,
김기호
,
Azamat Khassenov
,
Peng Zhang
,
Jiankai YU
,
Farrokh Khoshahval
,
Dos Vutheam
,
Ebiwonjumi Bamidele
,
Matthieu Lemaire
,
심형진
,
김창효
,
강수민
,
이동혁
,
최성훈
,
장상훈
,
방빈규
,
김동훈
,
이시도
,
서건호
,
Nadeem Shaukat
|
보고서유형 | 1단계보고서 |
발행국가 | 대한민국 |
언어 |
한국어
|
발행년월 | 2017-07 |
과제시작연도 |
2016 |
주관부처 |
미래창조과학부 Ministry of Science, ICT and Future Planning |
등록번호 |
TRKO201800003801 |
과제고유번호 |
1711040920 |
사업명 |
원자력기술개발사업 |
DB 구축일자 |
2018-04-28
|
키워드 |
몬테칼로.전노심해석.가압경수로.봉출력.핵단면적.노심설계.H-M 벤치마크.BEAVRS 벤치마크.Monte Carlo Method.Whole Core Analysis.PWR.Pin Power.Cross Section.Reactor Core Design.BEAVRS Benchmark.H-M Benchmark.
|
DOI |
https://doi.org/10.23000/TRKO201800003801 |
초록
▼
본 과제에서는 가압경수로 설계용 고효율 고성능 몬테칼로 코드개발을 목표로 새로운 몬테칼로 코드 MCS를 개발하였다. 개발 목표로 설정하였던 전산시간 목표치는 모두 초과달성하였으며, 세계최초로 핵연료봉 연소계산과 열수력 피드백을 고려하여 가압경수로 1주기 계산 결과를 도출하였다.
전산시간 목표
- 기존 상용 몬테칼로 코드 대비 성능 (FOM) 100배 향상
전노심 계산 시 핵연료봉 단위 tally 수가 33개인 경우 상용 몬테칼로 코드 MCNP보다 4,000배 빠른 전산속도를 확인하였다.
- 1시간내 봉출
본 과제에서는 가압경수로 설계용 고효율 고성능 몬테칼로 코드개발을 목표로 새로운 몬테칼로 코드 MCS를 개발하였다. 개발 목표로 설정하였던 전산시간 목표치는 모두 초과달성하였으며, 세계최초로 핵연료봉 연소계산과 열수력 피드백을 고려하여 가압경수로 1주기 계산 결과를 도출하였다.
전산시간 목표
- 기존 상용 몬테칼로 코드 대비 성능 (FOM) 100배 향상
전노심 계산 시 핵연료봉 단위 tally 수가 33개인 경우 상용 몬테칼로 코드 MCNP보다 4,000배 빠른 전산속도를 확인하였다.
- 1시간내 봉출력 1% 통계오차 (95/95) 계산
BEAVRS 벤치마크 전노심 계산 시 1% 통계오차 (95/95)달성을 위하여 필요한 시간은 14분으로 목표치 1시간을 초과 달성하였다.
1세부 UNIST에서는 가압경수로 해석을 위하여 전노심 해석용 3차원 몬테칼로 코드 개발,OTF 핵단면적 자료 생산 기능, 열수력 코드 커플링, 임계붕소 농도 추정 기능 등을 개발하였고, 전산시간 향상을 위하여 고성능 핵단면적 라이브러리 개발, parallel fission bank, tally indexing 기법 등을 개발하였다. 자세한 연구 개발 결과는 아래와 같다.
1. 몬테칼로 계산에 사용될 ACE 형식 연속에너지 핵단면적 자료를 생산하였다.
2. 열수력 피드백에 따른 핵단면적 도플러확장 효과를 고려하기 위하여 OTF(On-The-Fly) 핵단면적 자료 생산 모듈 OpenW 모듈을 연계하였다.
3. 전노심 해석용 3차원 몬테칼로 코드를 개발하였다.
- 중성자의 충돌 반응을 모사하는 전산코드를 개발하였다.
S(α,β),탄성충돌, 비탄성충돌, resonance upscattering (DBRC), probability table 등
- Parallel Fission bank 알고리즘을 도입하여 효율적인 병렬계산 기능을 구현하였다.
- 효율적인 원자로 모델링을 위하여 Universe/Lattice 기능을 구현하였다.
4. 원자로 운전에 따른 핵연료의 수밀도 변화를 모사하기 위한 연소계산 모듈을 구현하였다.
5. 출력분포에 따른 핵연료와 냉각재의 온도와 밀도를 계산하기 위하여 열수력 코드 TH1D와 연계하였다.
6. 몬테칼로 비활성/활성 주기를 가속하기 위하여 CMFD (Coarse Mesh Finite Difference Method)와 MPM (Modified Power Method)을 개발 하였다.
7. VERA, BEAVRS, ICSBEP, Analytic 벤치마크 문제 등을 활용하여 전산코드의 정확성을 검증하였다.
8. 국내외에서 널리 사용되는 몬테칼로 코드 McCARD, Serpent, MCNP와 비교하여 성능을 검증하였다.
9. 가압경수로 벤치마크 문제 BEAVRS 1주기 계산을 수행하여 개발된 코드의 활용성과 성능을 검증하였다.
2세부 서울대학교에서는 다양한 OTF 도플러확장 핵단면적 생산 기법들과 다양한 연소방정식 풀이법을 비교 분석하여 1세부 UNIST에 맞는 최적의 기법들을 제안하였다. 자세한 연구 개발 내용은 아래와 같다.
1. 노심 열수력 궤환 계산을 위한 계산중 도플러확장 단면적 생산 모듈 개발
- SIGMA1, Leal-Hwang 차분법, Gauss-Hermite 구적법, Multipole 전개법 개발
- 열수력궤환 해석을 위한 McCARD/MATRA 연계 코드 개발 및 적용평가
- 열출력 구배 탤리법 개발
2. 고성능 연소계산 모듈 개발
- 가압경수로 해석용 연소라이브러리 개발 및 연소모델 최적화
- Krylov 부공간법, CRAM법을 이용한 연소계산모듈 개발 및 비교평가
3. 몬테칼로 일반섭동 계산방법론 개발
- 몬테칼로 일반섭동이론식 유도 및 일반화 수반해의 물리적 의미 도출
- 빌란트법을 이용한 수반해 계산법 개발
- 일반섭동이론을 이용한 몬테칼로 민감도/불확실도 분석법 개발 및 적용평가
( 출처 : 보고서 요약서 5p )
Abstract
▼
Ⅳ. Results of research
In this project, a new Monte Carlo code, MCS, has been developed with high performance and accuracy for commercial PWR design. The initial target value of computational time is exceeded, and the calculation result of PWR 1 cycle considering fuel pin-wise burnup and thermal/
Ⅳ. Results of research
In this project, a new Monte Carlo code, MCS, has been developed with high performance and accuracy for commercial PWR design. The initial target value of computational time is exceeded, and the calculation result of PWR 1 cycle considering fuel pin-wise burnup and thermal/hydraulic feedback is presented first time in the world.
Achievement on the computational time
- 100 times improvement of performance (FOM) compared to existing conventional Monte Carlo codes.
When the number of tally per one fuel rods is 33, the improvement of the computational time is 4,000 times faster than the conventional Monte Carlo code,MCNP.
- Achievement of the computational time within 1 hour satisfying with fuel pin power calculation within 1% statistical error (95/95).
In the BEAVRS benchmark whole core calculation, the computational time satisfying with fuel pin power calculation within 1% statistical error (95/95) takes 14 minutes which is excessively achieved compared to target time of 1hour.
[UNIST]
For the analysis of pressurized water reactor, development of 3-dimensional Monte Carlo code for whole core analysis, OTF function for neutron cross section data generation, coupled neutronics with thermal hydraulic code and critical boron concentration search function have been performed in research project. For the improvement of the computational time, various acceleration techniques have been developed such as parallel fission bank and tally indexing technique, etc. Detailed research contents and results are presented as follows:
1. Development of continuous energy cross section library for Monte Carlo PWR core analysis.
2. Implementation of OTF (On-The-Fly) cross section data generation module and OpenW module for considering doppler broadening effect by thermal/hydraulic feedback.
3. Development of Monte Carlo code for 3-dimensional whole core analysis
- Development of kernel for simulating neutron scattering reaction.
S(α,β), elastic scattering, inelastic scattering, resonance upscattering(DBRC), probability table.
- Development of parallel Fission bank algorithm for efficient parallel calculation.
- Development of Universe/Lattice system for efficient and convienient core modelling.
4. Development of depletion module for tracking isotopic inventory of nuclear fuel according to reactor operation.
5. Development of coupled Monte Carlo code with thermal/hydraulic code,TH1D, for calculating temperature and density of fuel and coolant with reactor power.
6. Development of CMFD (Coarse Mesh Finite Difference Method) and MPM(Modified Power Method) for accelerating inactive and active cycles.
7. Verification and validation of a developed Monte Carlo code using VERA,BEAVRS, ICSBEP, Analytic benchmarks.
8. Verification and performance test of a developed Monte Carlo code with conventional Monte Carlo codes such as McCARD, SERPENT, MCNP.
9. Verification on performance and applicability of developed Monte Carlo code in 3D whole core analysis by performing BEAVRS benchmark 1 cycle calculation.
[SNU]
The several on-the-fly Doppler broadening methods and depletion methods were tested and analyzied. The best methods for the UNIST MC code were proposed. Detailed research contents and results are presented as follows:
1. Development of On-the-fly Doppler broadening modules
- SIGMA1 kernel, Leal-Hwang differentiation method, Gauss-Hermite quadrature method, and Windowed Multipole method
- Analysis of thermal-hydraulic feedback effect
- Development of functional tally method for power distribution
2. Development of a High-Performance Depletion Equation Solver
- Optimization of depletion model specialized for PWR analysis
- Development of a depletion solver by the Krylov sub-space method and CRAM
- Comparison of matrix exponential method, Krylov sub-space method and CRAM.
3. Development of Monte Carlo Generalized Perturbation Techniques
- Derivation of Monte Carlo generalized perturbation theory formulation and physical meaning of generalized adjoint function.
- Development of generalized-adjoint calculation method by Wielandt method.
- Sensitivity and uncertainty analysis by Monte Carlo generalized perturbation theory.
( 출처 : SUMMARY 12p )
목차 Contents
- 표지 ... 1
- 제 출 문 ... 3
- 보고서 요약서 ... 5
- 요 약 문 ... 7
- SUMMARY ... 11
- Table of contents ... 16
- 목차 ... 18
- 제 1장 연구개발과제의 개요 ... 20
- 제 1절 연구개발의 목적 및 필요성 ... 21
- 제 2절 연구개발의 목표 및 범위 ... 23
- 제 3절 연구개발의 추진 전략 ... 23
- 제 2장 국내외 기술개발 현황 ... 26
- 제 1절 몬테칼로 전노심 수송해석 코드 개발 ... 26
- 제 2절 OTF 도플러확장 단면적 생산법 ... 29
- 제 3절 열수력 피드백 효과 해석 ... 30
- 제 4절 몬테칼로 섭동 계산법 ... 30
- 제 3장 연구개발수행 내용 및 결과 ... 32
- 제 1절 평가핵자료 전산체계구축 ... 32
- 1. ACE 포맷 연속에너지 핵단면적 자료 생산 ... 32
- 2. OTF 핵단면적 생산 모듈 구현 ... 33
- 제 2절 연소계산 모듈 평가 및 연소사슬 최적화 ... 36
- 1. 연소계산 모듈 평가 ... 36
- 2. 가압경수로 해석용 연소사슬모델 최적화 ... 46
- 제 3절 전노심 해석용 3차원 몬테칼로 코드 개발 ... 58
- 1. 코드 개발 개요 ... 58
- 2. 코드 개요 ... 59
- 3. 중성자 충돌 커널 ... 62
- 4. 병렬계산 알고리즘 구현 ... 64
- 5. Tally indexing 기법 개발 ... 68
- 6. Double-indexing 기법 개발 ... 72
- 7. 연소계산 모듈 개발 ... 76
- 8. 제논 수밀도 피드백 기능 개발 ... 85
- 9. 열수력 코드 TH1D 연계모듈 개발 ... 93
- 10. 입력/출력 시각화 모듈 개발 ... 98
- 제 4절 벤치마크 검증계산 수행 ... 103
- 1. Analytic 벤치마크 ... 103
- 2. VERA 벤치마크 ... 115
- 3. ICSBEP 벤치마크 ... 120
- 제 5절 BEAVRS 벤치마크 1주기 계산 ... 126
- 1. BEAVRS 벤치마크 ... 126
- 2. BEAVRS HZP 계산 ... 130
- 3. BEAVRS HFP 계산 ... 134
- 4. BEAVRS 1주기 계산 ... 140
- 제 6절 몬테칼로 코드 성능 비교 분석 ... 152
- 1. 전산 시간 분석 ... 153
- 2. 메모리 요구량 분석 ... 160
- 3. 1시간 내 1% 상대오차 (95/95 신뢰도) 전노심 봉출력 계산 결과 ... 165
- 제 7절 일반섭동이론을 이용한 몬테칼로 민감도/불확실도 분석 ... 167
- 1. 몬테칼로 민감도/불확실도 해석 ... 167
- 2. 몬테칼로 입자수송모사의 탤리 ... 168
- 3. 몬테칼로 민감도/불확실도 분석 ... 169
- 4. 일반섭동이론을 이용한 몬테칼로 민감도/불확실도 분석법의 타당성 ... 176
- 5. Wielandt법을 이용한 민감도/불확실도 분석 ... 179
- 6. 적용계산 결과 ... 182
- 제 4장 목표달성도 및 관련분야에의 기여도 ... 195
- 제 1절 목표달성도 ... 195
- 제 2절 관련분야에의 기여도 ... 197
- 제 5장 연구개발결과의 활용계획 ... 198
- 제 6장 연구개발과정에서 수집한 해외과학기술정보 ... 200
- 제 1절 몬테칼로 코드 개발 ... 200
- 제 2절 벤치마크 문제 ... 201
- 제 3절 몬테칼로 코드를 이용한 전노심수송해석 ... 202
- 제 4절 연소방정식과 해법 ... 203
- 제 5절 일반섭동이론을 이용한 몬테칼로 민감도/불확실도 분석 ... 204
- 제 7장 연구개발성과의 보안등급 ... 207
- 제 8장 연구장비의 구축 및 활용 결과 ... 208
- 제 9장 연구개발과제 수행에 따른 연구실 등의 안전조치 이행 실적 ... 209
- 제 10장 참고문헌 ... 210
- 끝페이지 ... 214
※ AI-Helper는 부적절한 답변을 할 수 있습니다.