결정론적인 방법과 확률론적인 방법을 이용한 수송용기 방사선차폐해석의 비교 및 검증

Verification of the Radiation Shielding Analysis of Shipping Cask Using Deterministic and Probabilistic Methods

  • 윤정현 (한국원자력연구소부설 원자력환경관리센터) ;
  • 이인구 (한국원자력연구소부설 원자력환경관리센터) ;
  • 방경식 (한국원자력연구소부설 원자력환경관리센터) ;
  • 최병일 (한국원자력연구소부설 원자력환경관리센터) ;
  • 김종경 (한양대학교 원자력공학과)
  • Yoon, Jeong-Hyoung (Korea Atomic Energy Research Institute Nuclear Environment Management Center) ;
  • Lee, In-Koo (Korea Atomic Energy Research Institute Nuclear Environment Management Center) ;
  • Bang, Kyoung-Sik (Korea Atomic Energy Research Institute Nuclear Environment Management Center) ;
  • Choi, Byoung-Il (Korea Atomic Energy Research Institute Nuclear Environment Management Center) ;
  • Kim, Chong-Kyoung (Department of Nuclear Engineering, Hanyang University)
  • 발행 : 1996.03.30

초록

본 연구에서는 사용 후 핵연료의 안전수송을 위한 수송용기의 설계/해석 항목 중 용기 내부에 장전한 핵연료에서 방출되는 중성자의 방사선량률을 효과적으로 평가하는 방법을 구축하기 위하여 수송용기의 방사선차폐해석을 기존의 해석 수행방법인 결정론적인 방법으로 수행하고 확률론적인 방법으로 그 결과를 검증하였다. 결정론적 방법을 이용한 해석코드로 Discrete Ordinate 방법의 DOT4.2 코드를 사용하였으며, 이에 대한 비교와 검증을 위한 확률론적 방법의 차폐해석 코드로는 Monte Carlo 해법의 해석코드인 MCNP4A을 이용하였다. 동일한 대상물에 대한 방사선량율에 대한 평가를 두 방법으로 수행한 결과 두 방법으로부터의 해석결과는 큰 차이를 보이지 않았다. 이 결과비교를 통하여 사용후 핵연료 수송용기에 대한 방사선량율 평가가 올바르게 수행된 것을 확인할 수 있었고 또한 설계 및 해석에 관한 품질보중사항이 규정된 10CFR71 appendixH의 설계해석 및 전산코드 검증에 따한 요구조건을 만족시킬 수 있었다.